Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

"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."

"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."

"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."

"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."

"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."

"Panas gamma merupakan faktor yang sangat diperlukan untuk analisis keselamatan pada setiap fasilitas eksperimen yang akan dilakukan di teras reaktor nuklir. Panas gamma merupakan sumber panas internal yang harus dihitung dengan tepat, karena berkaitan dengan masalah keselamatan. Nilai panas gamma sangat bergantung pada karakteristik teras reaktor secara keseluruhan, sehingga setiap desain teras baru harus dilengkapi dengan penentuan nilai distribusi panas gammanya. Reaktor Riset Inovatif (RRI) merupakan reaktor riset desain baru yang harus dilengkapi dengan data keselamatannya, termasuk dalam hal ini nilai dan distribusi panas gammanya. Untuk keperluan tersebut, telah dilakukan perhitungan dan analisis distribusi panas gamma teras dan fasilitas iradiasi refletortor RRI dengan menggunakan program Gamset yang telah dimodifikasi dan divalidasi untuk model teras RRI. Diperoleh hasil bahwa di pusat teras reaktor memiliki nilai panas gamma yang cukup tinggi (11,75 W/g), jauh lebih besar dari reaktor RSG-GAS Akan tetapi penempatan semua fasilitas iradiasi di reflektor menunjukkan bahwa desain RRI jauh lebih aman untuk iradiasi dibanding dengan di RSG-GAS, karena memiliki panas gamma di reflektor yang sangat rendah. Disimpulkan bahwa berdasarkan nilai panas gamma di reflektor yang sangat rendah, desain teras reaktor RRI lebih aman untuk penggunaan berbagai jenis iradiasi."

"Telah dilakukan desain teras Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) untuk jenis Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) dengan daya 70 MWe untuk keperluan proses smelter pada keadaan beginning of life (BOL). Analisis ini bertujuan untuk mengetahui persen pengkayaan, distribusi suhu dan nilai keselamatan dengan koefisien reaktivitas teras yang negatif pada reaktor jenis PBMR apabila daya reaktor 70 MWe. Analisis menggunakan program Monte Carlo N-Particle-5 (MCNP5) dan dari hasil analisis ini diharapkan dapat memenuhi syarat dalam mendukung program percepatan pembangunan kelistrikan batubara 10.000 MWe khususnya untuk proses smelter, yang tersebar merata di wilayah Indonesia. Hasil penelitian menunjukkan bahwa, faktor perlipatan efektif (k-eff) Reaktor jenis PBMR daya 70 MWe mengalami kondisi kritis pada pengkayaan 5,626 % dengan nilai faktor perlipatan efektif 1,00031±0,00087 dan nilai koefisien reaktivitas suhu pada -10,0006 pcm/K. Dari hasil analisis daat disimpulkan bahwa reaktor jenis PBMR daya 70 MWe adalah aman."

"Anaerobik digester memiliki dua sisi dimana menghasilkan energi dan masih menyisakan produk sampingan yang disebut digestat. Digestat tidak dapat langsung dibuang ke lingkungan atau badan air karena mengandung zat pencemar. Penelitian ini bertujuan untuk menganalisis efisiensi karbon aktif glanular fluidized bed pada penyisihan parameter COD dan parameter yang terdapat pada , TSS, BOD, Amonia hasil digestat. Pengujian dilakukan dengan sistem batch dan kolom fluidized bed adsorpstion. Pengujian sistem batch untuk menetukan dosis optimum yang akan digunakan pada pengujian isoterm dan pengujian waktu optimum pada penyisihan COD. Pengujian dosis optimum digunakan varisi antara 5, 7, 10, 15, 18 g dan waktu yang digunakan 5, 10, 15, 30, 45, 60 menit. Waktu optimum diperoleh pada 10 menit dan dosis optimum dalam penyisihan COD sebanyak 15 g. isotherm yang lebih cocok digunakan adalah isotherm freundlich. Dalam pengujian kolom fluidized bed adsorpsi penguian ketiga perbedaan waktu kontak penghapusan beban pencemar mulai terlihat pada  menit pertama hingga pada menit ke 30 menunjukan penyishan yang signifikan, setelah itu beban tercemar yang ada mulai jenuh hingga beberapa diantaranya memelihi konsentrasi awal. Pada pengujian Fluidized bed adsorpsi menunjukkan penyisihan COD , TSS, BOD dan Amonia sebesar mencapai 96%, 85 %, 90 % dan 69% pada waktu 30 menit. 

---

Anaerobic digestion has two sides where it produces energy and still leaves a by-product called digestat. Digestat cannot be directly thrown into the environment or body of water because it contains contaminants. This study aims to analyze the efficiency of glanular fluidized bed activated carbon in the removal of COD parameters and parameters contained in, TSS, BOD, and digestion. Tests were carried out with a batch system and fluidized bed adsorption column. Batch system testing to determine the optimum dose that will be used in the isotherm testing and testing the optimum time for COD removal.

The optimum dosage test was used between 5, 7, 10, 15, 18 g and the time used was 5, 10, 15, 30, 45, 60 minutes. The optimum time was obtained at 10 minutes and the optimum dose in COD removal was 15 g. the more suitable isotherm is freundlich isotherm. In testing the fluidized bed adsorption column, the third measurement of the removal contact time of pollutant load began to be seen in the first minute until the 30th minute showed significant filtration, after which the existing polluted load began to saturate until some of them maintained the initial concentration. In testing Fluidized bed adsorption shows allowance for COD, TSS, BOD and Ammonia reached 96%, 85%, 90% and 69% at 30 second."

"Reaktor Riset Nuklir dengan air ringan sebagai zat pendingin memiliki sistem pendingin yang dilengkapi dengan komponen kamar tunda. Fungsi ruang tunda adalah untuk menunda aliran agar gas hasil reaksi fisi khususnya Nitrogen-16 (N-16) dapat meluruh pada ambang batas yang diizinkan. Gas tersebut akan menumpuk pada bagian atas kamar tunda yang diduga sebagai sebab terjadinya shutdown operasi reaktor karena sinyal Loss Of Coolant Accident (LOCA). Tujuan dari penelitian ini adalah mengetahui performa dari kamar tunda. Performa yang ingin di kaji meliputi lama waktu aliran didalam kamar tunda, serta perubahan hilang tekan terhadap penumpukan gas didalamnya. Computations fluid dynamics (CFD) menggunakan metode particle tracking pada model skala kamar tunda dilakukan untuk mengetahui lama waktu tinggal aliran. Metode pengujian eksperimen dengan membuat model skala uji digunakan untuk melihat fenomena variasi rasio udara terjebak terhadap perubahan hilang tekan pada kamar tunda. Hasil simulasi model skala menunjukkan waktu tinggal aliran selama 15,6 detik dan divalidasi dengan persamaan skala yang dilakukan dan didapatkan error sebesar 10,09%. Meningkatnya rasio udara terjebak didalam kamar tunda sebanding dengan kenaikan hilang tekan didalamnya. Kenaikan hilang tekan kamar tunda mulai mempengaruhi sistem pada rasio udara terjebak sebesar 12%, dimana terlihat pembentukan buble dan laapisan udara di bawah sekat 1 serta adanya void yang terbentuk pada outlet.

---

The Nuclear Research Reaktor with light water as a coolant has a cooling system equipped with a delay chamber component. The function of the delay chamber is to delay the flow so that the fission gas can decay at the permissible threshold, especially Nitrogen-16 (N-16). The gas will accumulate at the top of the delay chamber that suspects to activate the Loss Of Coolant Accident (LOCA) signal and shut down the reaktor. The purpose of this study was to determine the performance of the decay chamber. Performances of the delay chamber are the residence time of the flow inside the delay chamber and the change of pressure drop due to gas accumulation inside. The delay chamber scaled model simulation has been carried out. Computations fluid dynamics (CFD) using the particle tracking method carried out to determine the residence time of the flow. The experimental test scale model is used to see the relationship between trapped air and pressure drop inside the delay chamber. The CFD scale model simulation results that the residence time of the flow is 15.6 seconds. the result is validated by the scale equation and an error of 10.09% is obtained. An increase in the ratio of trapped air causes an increase in pressure drop between the inlet and outlet. The increase in pressure loss inside the delay chamber began to affect the system at a 12% trapped air ratio. The experiment has shown the formation of bubbles and air layers inside the delay chamber and the presence of voids formed at the outlet."