Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

"Sistem instrumentasi dan kendali reaktor riset SR4 adalah perangkt alat di bidang reaktor nuklir riset sebagai perangkat proteksi dan kendali daya yang mempunyai fungsi untuk memonitor parameter keselamatan dan parameter proses yang baik dalam keadaan reaktor shut down, start-up, maupun operasi reaktor pada daya tetap. Dalam perekayasaan sistem instrumentasi dan kendali reaktr riset SR4 desain dasar yang ditetapkan terdiri dari spesifikasi teknis perangkat sistem proteksi reaktor, spesifikasi teknis perangkat sistem kendali daya reaktor, spesifikasi teknis perangkat sistem informasi proses dan sistem terminalisasi kabeling sebagai sistem pendukung. Dalam perekayasaan sistem instrumentasi dan kendali reaktor riset SR4 desain dasar yang ditetapkan digunakan sebagai dasar untuk penyusunan desain rinci dan selanjutnya perekayasaan sistem instrumentasi dan kendali secara terpadu."

"ngkup reaktor merupakan benteng terakhir dalam menahan terlepasnya zat-zat radioaktif ke lingkungan ketika terjadi suatu kecelakaan reaktor. Oleh karena itu integritasnya harus selalu dipertahankan yang antara lain dilakukan dengan cara mencegah dilampauinya batas desain tekanan dan temperatur yang bisa terjadi pada kondisi kecelakaan melalui pendinginan sungkup yang mencukupi. Pada reaktor generasi III+ yang menerapkan konsep pendinginan pasif seperti AP1000, sungkup didinginkan secara eksternal melalui konveksi alamiah pada celah udara dan guyuran air pendingin di permukaan luar sungkup. Karakteristik pendinginan eksternal ini akan diteliti secara eksperimental melalui model sungkup PWR1000 berskala 1/40. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahui nilai debit optimal yang diperlukan dalam pendinginan model sungkup sebelum konfirmasi secara eksperimental dilakukan. Metode yang digunakan adalah dengan melakukan pemodelan analitis dan pemrograman berbasis Matlab yang mampu mengestimasi nilai-nilai parameter pendinginan eksternal seperti laju alir, temperatur dan daya kalor yang dievakuasi. Penerapan program pada sungkup AP1000 juga dilakukan untuk bisa dibandingkan dengan data desain. Hasilnya menunjukkan kesesuaian dengan data desain sungkup AP1000 dengan debit optimal sebesar 9,5 liter/detik yang mampu mengevakuasi kalor sebesar 21,6 MW. Sedangkan pada model sungkup diperoleh debit optimal sebesar 22 cc/detik yang mampu mengevakuasi kalor sebesar 37 KW. Disimpulkan bahwa dengan penelitian ini karakteristik pendinginan eksternal sungkup reaktor PWR mampu diestimasi dan bersamaan dengan itu dapat diketahui nilai optimal dari debit pendingin yang diperlukan."

"Dalam penelitian ini dilakukan verifikasi perhitungan benchmark VERA pada kasus Zero Power Physical Test (ZPPT) teras reaktor Watts Bar 1. Reaktor tersebut merupakan jenis PWR kelas 1000 MWe yang didesain oleh Westinghouse, tersusun dari 193 perangkat bahan bakar 17×17 dengan 3 jenis pengkayaan UO2 yaitu 2,1wt%, 2,619wt% dan 3,1wt%. Perhitungan nilai k-eff dan distribusi faktor daya dilakukan pada siklus operasi pertama teras dengan kondisi beginning of cycle (BOC) dan hot zero power (HZP). Posisi batang kendali dibedakan menjadi uncontrolled (semua batang kendali berada di luar teras), dan controlled (batang kendali Bank D didalam teras). Paket program komputer yang digunakan dalam perhitungan adalah MVP-II dan SRAC2006 modul CITATION dengan data pustaka tampang lintang ENDF/B-VII.0. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa perbedaan nilai k-eff teras pada kondisi controlled dan uncontrolled antara referensi dengan MVP-II (-0,07% dan -0,014%) dan SRAC2006 (0,92% dan 0,99%) sangat kecil atau masih dibawah 1%. Perbedaan faktor daya maksimum teras pada kondisi controlled dan uncontrolled dengan referensi dengan MVP-II adalah 0,38% dan 1,53%, sedangkan dengan SRAC2006 adalah 1,13% dan -2,45%. Dapat dikatakan bahwa kedua paket program komputer menunjukkan hasil perhitungan yang sesuai dengan nilai referensi. Dalam hal penentuan kekritisan teras, maka hasil perhitungan MVP-II lebih konservatif dibandingkan dengan SRAC2006."

"Parameter neutronik dibutuhkan dalam mendesain teras reaktor riset. Reaktor riset jenis MTR (Material Testing Reactor) sangat diminati karena dapat digunakan baik untuk riset dan juga produksi radio isotop. Reaktor riset yang ada saat ini sudah tua sehingga dibutuhkan desain reaktor yang mempunyai teras kompak. Desain teras reaktor riset yang sudah ada saat ini belum cukup memadai untuk memenuhi persyaratan di dalam UCD yang telah ditetapkan yaitu fluks neutron termal di teras 1x1015 n/cm2s, oleh karena itu perlu dibuat desain teras reaktor baru sebagai alternatif yang kompak dan dapat menghasilkan fluks neutron tinggi. Telah dilakukan perhitungan dan analisis terhadap manajemen bahan bakar desain teras kompak dengan konfigurasi teras 5x5, berbahan bakar U9Mo-Al dan tinggi teras aktif 70 cm. Tujuan dari riset ini untuk memperoleh fluks neutron di teras memenuhi kebutuhan seperti yang telah ditetapkan di UCD dengan panjang siklus operasi minimum 20 hari pada daya 50 MW. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan paket program komputer WIMSD-5B untuk menggenerasi tampang lintang makroskopik bahan bakar dan Batan-FUEL untuk memperoleh nilai parameter neutronik serta Batan-3DIFF untuk perhitungan nilai reaktivitas batang kendali. Perhitungan parameter neutronik teras reaktor riset ini dilakukan untuk bahan bakar U-9Mo-Al dengan tingkat muat bervariasi dan 2 macam pola pergantian bahan bakar yaitu teras segar dan teras setimbang. Hasil analisis menunjukkan bahwa pada teras segar, tingkat muat 235U sebesar 360 gram, 390 gram dan 450 gram memenuhi kriteria keselamatan dan kriteria penerimaan di UCD dengan nilai fluks neutron termal di teras lebih dari 1x1015 n/cm2s dan panjang siklus >20 hari, sedangkan pada teras setimbang panjang siklus dapat terpenuhi hanya untuk tingkat muat 450 gram."

"Metode k0-NAA merupakan metode analisis yang banyak digunakan dengan berbagai keunggulan. Dalam penerapan metode k0-NAA diperlukan nilai parameter reaktor (f dan α), maka tujuan penelitian ini adalah akan dilakukan pengukuran nilai parameter f dan α di fasilitas Lazy Susan reaktor Kartini. Metode yang digunakan meliputi metode Cd-ratio dan triple bare. Telah diukur nilai parameter tersebut pada tiga lubang iradiasi di fasilitas Lazy Susan. Diperoleh perbedaan hasil pengukuran nilai parameter yang signifikan pada setiap lubang iradiasi, nilai ƒ berkisar 13,713 - 22,128 dan α berkisar -0,060 – 0,068. Hasil pengukuran f dan α dengan metode Cd-ratio, memberikan nilai yang lebih stabil dibandingkan metode triple bare. Nilai f dan α yang diperoleh dapat dijadikan basis data pada penerapan metode k0-NAA untuk analisis sampel di laboratorium AAN – PSTA."

"Analisis desain down scale teras dan bahan bakar PBMR-HTR dengan menggunakan program SRAC bertujuan mengetahui pengaruh variasi pengayaan U235, burnable poison, laju aliran pendingin dan suhu pendingin masuk terhadap kekritisan teras serta aspek-aspek keselamatan reaktor nuklir dengan parameter nilai keff dan koefisien reaktivitas suhu bahan bakar, moderator dan pendingin. Teras PBMR-HTR berbentuk silinder finite dengan lubang ditengahnya yang berisi 334.000 bahan bakar pebble bed. Bahan bakar berupa UO2, moderator grafit dan pendingin helium. Model desain down scale dilakukan pada ½ teras yang mewakili keseluruhan teras. Penelitian dilakukan dengan memvariasikan pengayaan bahan bakar sebesar 8%, 8,5%, 9%, 9,5% dan 10% sementara variasi konsentrasi burnable poison sebesar 5 ppm, 7 ppm, 9 ppm, 11 ppm, dan 15 ppm. Variasi laju aliran pendingin sebesar 60%, 80%, 100%, 120%, dan 140% sementara variasi suhu masukan pendingin sebesar 673,15K; 723,15K; 773,15K; 823,15K dan 873,15K. Pada penelitian ini keff pada BOL tanpa Gd2O3 sebesar 1.026213 dan EOL sebesar 0.995865 dengan excess reactivity sebesar 2,5 % dengan pengkayaan U235 9%. Sementara keffpada BOL dengan menggunakan Gd2O3 sebesar 1.0069680 dan EOL sebesar 0.9961928 dengan excess reactivity sebesar 0.69 % dengan konsentrasi Gd2O3 7 ppm. Koefisien reaktivitas suhu bahan bakar,moderator dan pendingin berturut-turut sebesar -9,074583E-05/K, -2,971833E-05/K dan 1,120700E-05/K. Koefisien reaktivitas bernilai negatif menunjukkan karakteristik keselamatan melekat (inherent safety) telah terpenuhi. Peningkatan suhu masukan dan penurunan laju aliran pendingin berkontribusi menurunkan nilai keff teras sehingga koefisien reaktivitas bernilai negatif."