Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

"Kesinambungan operasi reaktor TRIGA 2000 di antaranya ditentukan oleh suhu bahan bakar dan suhu air pendingin primer. Sebagai contoh pengoperasian reaktor TRIGA 2000 saat ini sulit mencapai daya 2000 kW, karena suhu di pusat elemen bahan bakar di dalam teras reaktor mencapai 675 oC, suhu pendingin primer yang masuk ke teras reaktor mencapai 41,3 oC, suhu pendingin primer yang ke luar dari tangki reaktor mencapai 48,2 oC. Tingginya suhu elemen bahan bakar dan suhu pendingin primer di dalam teras telah meningkatkan pendidihan dan menambah pembentukan gelembung uap di dalam teras reaktor, sehingga menurunkan moderasi neutron oleh pendingin primer di dalam teras dan reaktor tidak mampu mencapai daya 2000 KW. Beberapa kegiatan yang dapat dilakukan untuk menurunkan suhu bahan bakar dan air pendingin primer di dalam teras reaktor TRIGA 2000, di antaranya dengan menempatkan cerobong di atas teras reaktor dan menambah pelat penukar panas. Mengingat studi kasus ini tidak memungkinkan untuk dilakukan secara eksperimen, maka analisis dilakukan melalui kajian teoritik menggunakan program komputer CFD. Berdasarkan hasil kajian yang telah dilakukan diketahui bahwa dengan menambah tinggi cerobong menjadi 2 m, pelat penukar panas menjadi 384 lembar, laju alir pendingin primer 950 gpm, dan laju alir pendingin sekunder menjadi 1200 gpm, mampu menurunkan suhu pendingin primer yang ke luar dari penukar panas atau suhu pendingin primer yang masuk ke teras reaktor menjadi 30,48 oC. Jika kondisi ini digunakan tentunya akan menurunkan suhu maksimum kelongsong bahan bakar, dan suhu pendingin primer di dalam teras, sehingga akan mengurangi pendidihan di dalam teras reaktor, meskipun hal ini akan menaikkan konsentrasi N-16 di permukaan tangki reaktor menjadi 49,41%."

"Energi nuklir telah dimanfaatkan di Indonesia untuk berbagai kegiatan. Pemanfaatan energi nuklir harus memperhatikan keamanan dan keselamatan masyarakat dan lingkungan. Dampak lingkungan dari operasi reaktor adalah risiko meningkatnya gross radioaktivitas lingkungan, risiko terlepasnya radionuklida ke lingkungan, risiko pemajanan radiasi pada para pekerja dan pada masyarakat sekitar. Semua risiko tersebut harus dikendalikan pada kondisi yang tidak membahayakan pekerja, masyarakat sekitar dan lingkungan. Oleh karena itu, untuk mengendalikan risiko-risiko tersebut diperlukan sistem peringatan dini.Tujuan umum penelitian ini adalah untuk mengetahui sistem peringatan dini reaktor nuklir dalam menjamin keamanan dan keselamatan masyarakat dan lingkungan. Selain itu ada 3 tujuan khusus, yaitu: (1) Untuk mengetahui pengaruh parameter daya reaktor terhadap kemungkinan kejadian kedaruratan nuklir; (2) Untuk mengetahui pengaruh parameter pendingin primer terhadap kemungkinan kejadian kedaruratan nuklir; dan (3) Untuk mengetahui apakah sistem peringatan dini dapat mencegah pencemaran lingkungan disebabkan oleh kecelakaan nuklir.Adapun hipotesis claim penelitian ini adalah:a) Terdapat hubungan yang positif antara parameter daya reaktor dengan kemungkinan terjadinya kedaruratan nuklir.b) Terdapat hubungan yang positif antara parameter pendingin primer reaktor dengan kemungkinan terjadinya kedaruratan nuklirc) Sistem peringatan dini reaktor nuklir bekerja secara efisien dan efektif.d) Sistem peringatan dini reaktor dapat mencegah pencemaran lingkungan yang disebabkan oleh kecelakaan nuklir.Jenis penelitian ini adalah penelitian eksperimental dengan pendekatan simulasi sistem reaktor nuklir. Metode penelitian dilakukan dengan pengamatan atau observasi data lapangan maupun simulasi di laboratorium dan menjalankan program perhitungan permodelan sebaran radionuklida di lingkungan. Sifat penelitian adalah kuantitatif, deskriptif analitik.Teknik analisis data dilakukan dengan pengkajian keselamatan deterministik (deterministic safely assessment, atau disingkat DSA) berdasarkan spesifikasi teknis dan sistem dengan pengujian 2 variabel babas yang ditinjau dalam penelitian ini mempunyai nilai detenninistik terbesar yang mengakibatkan terjadi kegagalan sistem; serta dengan menerapkan dua skenario kecelakaan terparah yaitu penyumbatan kanal pendingin elemen bakar (Flow Blockage to Single Cooling Channels) dan pelelehan pelat elemen bakar (Local melting of a Few Fuel Plates) yang terjadi secara berurutan. Kemudian dilakukan perhitungan matematis dan pengkajian kecelakaan yang timbuI serta penanggulangan yang mungkin dapat dilakukan dengan berfokus pada penyelamatan manusia dan lingkungan; penetapan serta pengelolaan zona kedaruratan dan zona pendukungnya dalam rangka proteksi terhadap masyarakat dan lingkungan.Hasil penelitian ini adalah semakin lama reaktor dioperasikan pada daya tinggi maka akan semakin besar peluang untuk terjadinya kedaruratan atau kecelakaan nuklir. Laju alir pendingin primer tetap konstan selama operasi daya tinggi dengan fluktuasi yang dapat diabaikan atau masih dalam batas aman.Penelitian ini juga berhasil menghitung nilai dosis efektif kolektif pada simulasi kecelakaan pelelehan 6 elemen bakar reaktor (beyond design basic accident, BDBA) dengan asumsi-asumsi yang ketat diperoleh nilai 0,0288 man Sievert. Hal ini berarti bahwa setiap orang yang berada pada radius 0-5 km dari reaktor pada saat kecelakaan akan menerima dosis rata-rata 0,0288 Sy atau 28,8 mSv atau berarti hampir 6 kali dari dosis tahunan untuk masyarakat umum yaitu 5 mSvlth. Berdasarkan grafik standar efek probabilistik risiko kematian karena kanker pada dosis 28,8 mSv ini diketahui bahwa angka risiko kematian adalah sekitar 2 x 10-3 atau 2 kasus pada setiap 1000 penduduk setiap tahunnya atau 20 kasus per 10.000 penduduk per tahun (Camber, 1992). Artinya jika jumlah penduduk yang terpajan radiasi 176224 orang (sampai dengan radius 5 km) maka ada kebolehjadian sekitar 176 kasus kematian karena kanker setiap tahunnya. Sistem peringatan dini dalam hat ini adalah benteng pertama (first barrier) yang harus diperkuat dalam rangka pengelolaan lingkungan hidup guna mempertahankan kualitas lingkungan menuju pemanfaatan tenaga nuklir yang aman dan selamat.Menurut rekomendasi IAEA jika skenario terburuk terjadi maka masyarakat disekitar reaktor pada radius 0.5 - 5 km harus diungsikan sementara (selama 2 hari - 1 minggu) untuk menghindari pemajanan radiasi (1AEA, 2003). Pembatasan atau pengendalian bahan makanan (food restriction zone) karena diduga tercemar oleh auen kecelakaan nuklir yang melalui rantai makanan (produk daging temak, produk susu, vegetasi atau sayuran dan buah-buahan) direkomendasikan dilakukan pada radius 5 - 50 km dari lokasi kecelakaan (IAEA, 2003).Kesimpulan penelitian ini adalah:1. Sistem Peringatan Dini adalah bagian yang tidak dapat dipisahkan dari Sistem Kesiapsiagaan Nuklir Nasional. Oleh karena itu, Sistem Peringatan Dini reaktor nuklir dapat bekerja menjamin keamanan dan keselamatan masyarakat dan lingkungan jika didukung oleh sarana dan prasarana pendukungnya termasuk manusia (sumberdaya manusia) sebagai pelaksana penanggulangan keadaan darurat.2. Parameter laju alir pendingin primer konstan selama operasi daya tinggi, sehingga lebih kecil peluangnya bagi kemungkinan kecelakaan nuklir. Pada kondisi kecelakaan, laju alir pendingin primer menurun hingga melampaui batas aman.3. Daya reaktor lebih peka bagi kemungkinan kecelakaan nuklir. Semakin lama reaktor dioperasikan pada daya tinggi maka semakin besar peluang untuk terjadinya kedaruratan nuklir.4. Efektivitas dan efisiensi sistem peringatan dini bergantung pada skenario yang ada dan tim-tim penanggulangan kedaruratan dalam mengurangi risiko dampak yang timbul, mencegah eskalasi tingkat kecelakaan yang tidak diinginkan serta mencegah penyebaran dampak pencemaran dan kerusakan lingkungan karena kecelakaan nuklir.Berdasarkan kendala dan keterbatasan penelitian dan pembahasan maka dapat dikemukakan saran sebagai berikut:1. Mengingat belum ada data baik dalam laporan keselamatan reaktor maupun dokumen-dokumen lainnya maka sebaiknya kecelakaan BDBA dimasukkan ke dalam dokumen keselamatan agar dapat diantisipasi secara dini penanggulangannya.2. Efektivitas dan efisiensi sistem peringatan dini sebaiknya diukur lebih hati-hati dan dilaksanakan dengan cara latihan penanggulangan kedaruratan secara rutin dengan melibatkan instansi atau lembaga terkait dan mengevaluasinya dengan seksama.3. Perlu dilaksanakan studi parameter-parameter lainnya selain parameter yang telah diteliti dalam penelitian ini untuk mengetahui untuk kerja sistem peringatan dini secara menyeluruh.4. Untuk penelitian selanjutnya, perlu dilakukan validasi atau verifikasi model dan studi evaluasi pada rasio percabangan (branching ratio) pemajanan radioaktif ke lingkungan dan bagaimana kerugian ekonomi jika sistem peringatan dini tidak berfungsi dengan balk.5. Perlu ada sosialisasi tentang penerapan sistem peringatan dini dan potensi bahaya kecelakaan reaktor nuklir kepada masyarakat agar mereka tetap waspada dan bersiap siaga jika potensi bahaya tersebut berkembang dan benar-benar terjadi. Sosialisasi dapat dilaksanakan dengan penyuluhan masyarakat tentang nuklir serta aspek keselamatan masyarakat dan lingkungan; penyebaran brosur-brosur tentang keselamatan nuklir, kedaruratan nuklir dan menyelenggarakan latihan-latihan kedaruratan nuklir yang melibatkan peranserta masyarakat. Sosialisasi ini harus dilaksanakan oleh BATAN, BAPETEN, PEMDA setempat, Badan Koordinasi Penanggulangan Bencana dan Pengungsi (BAKORNAS PBP), Kepolisian, dan instansi terkait lainnya.

---

Nuclear energy has been utilized for much kind of activities in Indonesia, included nuclear reactor operation. Environmental impacts of its operation are increasing of gross environmental radioactivity, radionuclide release to the environment, and radiation exposure risks to workers and public. All of those risks should be controlled and monitored properly to ensure security and safety of the public and environment. To control and monitor of that risks, early warning system is needed.

General purpose of this research is to recognize the role of early warning system in ensuring security and safety of the public and environment. There are three specific purposes of research, namely: (1) to recognize power reactor parameter influence to probability of nuclear emergency; (2) to recognize influence of primary cooling system parameter to probability of nuclear emergency; and (3) to recognize whether early warning system is able to prevent environmental pollution caused by nuclear accident.

Hypothesis of the research are:

a) There is a positive relationship between power reactor parameter and probability of nuclear emergency;

b) There is a positive relationship between primary cooling system parameter and probability of nuclear emergency;

c) Early warning system works effectively and efficiently.

d) Early warning system of nuclear reactor can prevent environmental pollution caused by nuclear accident.

The type of the research is experimental research laboratory scale, with nuclear reactor simulation system approach. Research methods are observation field data then laboratory simulation and running computer modeling calculation program of radionuclide distribution and release to the environment. The nature of this research are quantitative and analitical descriptive.

Data analitical technique is deterministic safety assessment based on technical specification of the system by testing two independent variables reviewed have big deterministic values which cause system failed. By applying two scenarios of fatal accidents, namely Flow Blockage to Single Cooling Channels and Local melting of a Few Fuel Plates sequentially. Then, mathematical calculation, accident assessment and its anticipation have to be done by focused on saving people and environment; emergency and supporting zones establishment and management in purpose of public and environmental protection. Research results are the longer reactor operation in high power, the bigger probability of nuclear emergency would be happened. In the history of nuclear accident, namely Chernobyl accident, Uni Sovyet, was caused by graphite moderation failure then fuel temperature increased dramatically to initiate power transient leads to core damaged and fuel elements melt down and then widespread of contamination of radionuclide substances to the environment. In this experiment, flow rate of coolant in primay system was constant during high power operation with slightly fluctuation in safety margin, except when accident happened.

This research was successful to calculate collective effective dose of radiation in accident simulation of six fuel elements meltdown (BDBA) with stringent assumptions. Collective effective dose is 0,0288 man Sievert, meaning, everyone within radius of 0-5 km receives average radiation dose of 0,0288 Sv or 28,8 mSv. This means almost six times of yearly radiation dose of the public (5 mSvlyear). Based on standard graph (Cember, 1992) of probabilistic death of cancer at dose of 28,8 mSv is 2 x 10-3 or 2 cases per 1000 population per year. It means that there are more than 176 cases per 176224 people (within 0-5 km radius of accident) will die every year. Early Warning System is the first barrier that should be strengthened in purpose of environmental management for maintaining quality of environment on safe and secure utilization of nuclear energy.

According to IAEA's (International Atomic Energy Agency) recommendation, if worse scenario of accident happened, people within radius of 0.5 - 5 km of accident location should be temporary sheltered or evacuated ( 2 days - 1 week) to avoid radiation exposure (IAEA, 2003). While food restriction zone should be applied, within radius 5 - 50 km from the location (IAEA, 2003).

Based on research results and discussion, it can be concluded as follows:

1. Early Warning System is an integrated part of National Nuclear Emergency Preparedness System. So that, it would be working to ensure security and safety of the public and environment if and only if it is supported by strong management and infrastructures, manpower included as emergency response teams to relieve the situation.

2. Reactor power is more sensitive toward probability of nuclear emergency. So, the longer reactor operated in high power, the bigger probability of nuclear emergency would be happened.

3. Primary coolant flow rate is constant during high power operation, so it has smaller probability of nuclear emergency than the power parameter itself. While in accident, the primary coolant flow rate is dropped exceeding safety margin.

4. Effectively and efficiency of Early Warning System are depending upon applied emergency scenario and alertness of the team personnel to reduce accident's risk and impact, to prevent escalation of the accident and to prevent propagation of environmental pollution and damage because of nuclear accident.

Based on constraints and limitations of the research and the discussion, it can be given some suggestions as follows:

1. Because there is no BDBA data available in safety analysis report and other documents, it would be a wise step to include BDBA accident analysis in the documents. So that people are more prepared in early anticipating the accident if it actually happens. This is to be discussed by BATAN and BAPETEN.

2. Effectively and efficiency of early warning system should be judged cautiously and to be done by emergency response exercises regularly, and to involve other institutions and to evaluate it carefully.

3. It needs to be done the study of other parameters to recognize total performance early warning system.

4. It needs to be done model verification and study of branching ratio of radioactivity exposure to the environment and economic loss identification if early warning system does not function properly.

5. There should be socializations of early warning system application and potential danger of nuclear accident to the public. This is to ensure that the people alert and prepared of the actual danger. Socialization can be done by public counseling of nuclear and its safety aspects; dissemination of information via nuclear safety and emergency brochures; and to arrange nuclear emergency exercises with public involvement. These activities have to be done by BATAN, BAPETEN, local governments, BAKORNAS PBP, Police Department, and other institutions."

"Pemahaman terhadap manajemen termal apabila terjadi suatu kecelakaan parah reaktor nuklir seperti melelehnya bahan bakar dan teras reaktor, menjadi prioritas utama untuk menjaga integritas bejana tekan reaktor. Dengan demikian hasil lelehan bahan bakar dan teras reaktor (debris) tidak keluar dari bejana tekan reaktor dan mengakibatkan dampak lain yang lebih besar ke lingkungan. Salah satu cara yang dilakukan untuk menjaga integritas bejana tekan reaktor adalah dengan melakukan pendinginan terhadap panas berlebih yang dihasilkan akibat dari kecelakaan tersebut. Untuk mempelajari dan mendapatkan pemahaman mengenai hal tersebut, maka dilakukan penelitian mengenai pengaruh suhu awal pelat panas dalam proses quenching (pendinginan secara tiba-tiba) celah sempit rektangular. Penelitian difokuskan pada penentuan suhu rewetting dari pendinginan pelat panas dengan suhu awal pelat 220 0C, 400 0C, dan 600 0C dengan laju aliran air pendingin 0,2 liter/detik. Eksperimen dilakukan dengan menginjeksikan air pada laju aliran 0,2 liter/detik pada suhu air pendingin 85 0C ke dalam celah sempit rektangular. Data hasil pengukuran digunakan untuk mengetahui suhu rewetting yang terjadi pada pendinginan pelat panas tersebut. Tujuannya adalah untuk memahami pengaruh suhu awal pelat panas terhadap rewetting pada proses quenching di celah sempit rektangular. Hasil yang diperoleh menunjukkan bahwa titik rewetting pada pendinginan pelat panas 220 0C, 400 0C, dan 600 0C terjadi pada suhu rewetting yang berbeda-beda. Pada suhu awal pelat panas 220 0C, suhu rewetting terjadi pada 220 0C yaitu langsung ketika air dilewatkan melalui celah sempit rektangular. Pada suhu awal pelat panas 400 0C, suhu rewetting terjadi pada 379,51 0C. Dan pada suhu awal pelat panas 600 0C, suhu rewetting terjadi pada 426,63 0C. Perbedaan suhu awal pelat panas yang sangat signifikan menyebabkan terjadinya perubahan sifat fisik benda uji, berbedanya rejim pendidihan yang dialami oleh fluida yang melewati celah sempit, perubahan nilai kalor spesifik bahan, perubahan nilai konduktifitas termal, dan perbedaan suhu wall superheated-nya. Perubahan-perubahan yang terjadi tersebut menyebabkan peningkatan suhu rewetting seiring dengan kenaikan suhu awal pelat panas."

"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."

"Salah satu usaha untuk menaikkan efektivitas pendinginan suatu sistem adalah dengan mencoba mengganti fluida kerjanya, yaitu dengan menggunakan fluida nano. Fluida nano ini merupakan campuran antara air dengan partikel nano yang berukuran 10-7-10-9 m. Karena fluida nano ini merupakan campuran air dan partikel nano, maka diharapkan campuran tersebut dapat homogen menjadi larutan yang serba sama sifatnya. Dalam keadaan yang homogen dan serba sama tersebut seharusnya fluida nano yang digunakan sebagai fluida pendingin dapat memindahkan energi dalam bentuk panas yang lebih besar. Dalam penelitian ini digunakan fluida nano yang dibuat dari campuran air dengan partikel nano ZrO2 dengan konsentrasi 1 gram/liter. Penelitian dimulai dengan membuat suatu sistem peralatan eksperimen yang terdiri dari pemanas berbentuk datar sebagai sumber panas dengan fluida nano sebagai pendingin dialirkan ke permukaan pemanas. Karena adanya perbedaan temperatur antara pemanas dan fluida pendingin tersebut, terjadilah proses perpindahan energi dalam bentuk panas. Efektivitas proses perpindahan energi ini akan dipengaruhi oleh bahan dan sifat termohidrolika fluida pendinginnya. Data yang diperoleh dari hasil eksperimen ini dipergunakan untuk menghitung koefisien perpindahan panas konveksi (h). Dari hasil perhitungan diperoleh koefisien perpindahan panas fluida nano lebih besar 1.08 kali dibandingkan dengan koefisien perpindahan panas air, hal ini menunjukkan bahwa fluida nano lebih efektif dipergunakan sebagai fluida pendingin dibandingkan air."

"Passive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR) merupakan pengembangan dari Molten Salt Reactor (MSR) yang memiliki karakter berbeda dengan lima reaktor generasi IV lainnya, yaitu menggunakan bahan bakar leburan garam. Pada reaktor MSR, garam lebur tidak digunakan sebagai pendingin tetapi digunakan sebagai medium pembawa bahan bakar. Dengan fase bahan bakar yang berupa garam lebur LiF-BeF2-ThF4-UF4, maka dapat dilakukan pengendalian daya dengan mengatur laju aliran bahan bakar dan pendingin. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui pengaruh perubahan laju alir pendingin terhadap daya reaktor PCMSR. Analisis dilakukan dengan empat jenis masukan untuk perubahan laju alir pendingin, yaitu masukan step, ramp, eksponensial, dan sinusoidal. Untuk masukan step, laju alir pendingin dibuat berubah secara mendadak. Selanjutnya untuk masukan ramp dan eksponensal, perubahan laju alir masing-masing dibuat perlahan secara linear dan mengikuti fungsi eksponensial. Kemudian untuk masukan sinusoidal, laju alir berubah naik turun secara periodik dengan memvariasikan frekuensi dari perubahan laju alir tersebut. Hasil penelitian menunjukkan bahwa penurunan laju alir pendingin sebesar 50% dari laju pendingin sebelumnya, menyebabkan daya pada reaktor PCMSR turun sebesar 63% dari daya sebelumnya. Jika terjadi fluktuasi laju aliran pendingin, maka semakin cepat perubahan tersebut, maka respon daya yang diberikan semakin kecil. Pada frekuensi yang sangat cepat, daya reaktor menjadi konstan dan cenderung tidak memiliki respon terhadap laju aliran. Hal ini merupakan salah satu aspek keselamatan reaktor, karena reaktor tidak merespon perubahan yang terlalu cepat. Kemampuan reaktor mengatur daya menyesuaikan laju aliran pendingin merupakan aspek keselamatan lainnya."

"Dalam skripsi ini dilakukan pemodelan dan simulasi reaktor unggun tetap non-isotemal, non-adibalik untuk reaksi reformasi uap air dengan model heterogen dua dimensi (arah aksial dan radial) dengan mempertimbangkan faktor-faktor hidrodinamika yang ada pada reaktor juga perpindahan massa dan energi antar fasa (fasa ruah dan fasa partikel katalis), serta reaksi pennukaan. Mekanisme reaksi mengacu pada korelasi kinetika yang dikemukakan oleh Akers dan Camp. Model yang telah dikembangkan dibagi dalam dua sistem, yaitu skala reaktor dan skala pelet katalis. Penyelesaian persamaan skala partikel katalis dilakukan dengan metode kolokasi ortogonal enam titik. Sedangkan persamaan-persamaan diferensial parsial orde dua skala reaktor diselesalkan dcngan menggunakan metode beda hingga (finite difference) dengan formula central finite difference unluk penyelesaian arah radial, dan backward finite difference untuk arah aksial. Dari hasil simulasi diperoleh bahwa unluk reaksi reformasi uap air, kenaikan temperatur Fluida masuk reaktor dari 673 K menjadi 823 K akan menaikkan harga konversi 10,8 % dari harga awal. Sebaliknya kenaikan tekanan fluida masuk reaktor dari 26 bar menjadi 32 bar akan menurunkan konversi sebesar 4,2 %. Jika dihubungkan dengan dimensi reaklor, maka pada harga konversi yang kecil, kenaikan harga yield yang besar hanya membutuhkan pertambahan volume reaktor yang kecil. Sebaliknya pada harga konversi yang besar, maka kenaikan harga konvcrsi yang kecil akan membutuhkan pcrtambahan volume reaktor yang besar. Dengan mengubah mol CH4 umpan maka pertambahan jumlah rasio umpan H2OCH4 dari 2 hingga 4 akan mengubah konvcrsi CH4 dari 0,634 menjadi 0,713. Perubahan ukuran diameter kalalis dari 0,002 m menjadi 0,02 m akan menurunkan konversi total sebesar 57,3 % dari konversi mula-mula."

"Rencana pembangunan Reaktor Daya Eksperimental (RDE) berpotensi melepaskan radionuklida 137Cs. Radionuklida seperti 137Cs merupakan hasil reaksi fisi dari reaktor nuklir. Sumber pelepasan 137Cs berasal dari Reaktor Serba Guna (RSG) GA Serpong, Reaktor Kartini Yogyakarta, dan Reaktor Trigamark di Bandung. RSG beroperasi selama 142 hari dalam setahun dan berpotensi melepaskan radioaktif 137Cs sebanyak 2,91 x 10-6 Ci per tahun. Pelepasan 137Cs ke atmosfer akan mengalami proses global fallout, terserap di dalam tanah dan selanjutnya akan terakumulasi di perairan Teluk Jakarta. Untuk mengidentifikasi banyaknya 137Cs yang terakumulasi di perairan Teluk Jakarta, dapat digunakan rajungan (Portunus pelagicus) sebagai bioindikator. Pada penelitian ini dilakukan simulasi studi bioakumulasi 137Cs oleh Portunus pelagicus dari perairan Teluk Jakarta dengan memvariasikan perlakuan suhu (28oC, 31 oC, 34 oC, 37 oC) dan salinitas (26o/oo, 29o/oo, 32 o/oo, 35 o/oo) air laut. Hasil penelitian menunjukkan nilai BCF untuk variasi suhu 28oC, 31 oC, 34 oC, 37 oC secara berturut-turut adalah 2,81 mL.g-1; 3,90 mL.g-1; 3,28 mL.g-1; dan 4,31 mL.g-1 sedangkan nilai BCF untuk variasi salinitas 26o/oo, 29o/oo, 32 o/oo, dan 35o/oo berturut-turut adalah 3,25 mL.g-1; 7,24 mL.g-1; 8,40 mL.g-1; dan 25,49 mL.g-1. Nilai BCF yang diperoleh, diinput ke dalam software Erica Tool untuk mengkaji dosis rata-rata 137Cs yang terdapat pada organisme hidup pada perairan Teluk Jakarta.

---

Experimental Power Reactor development plan releasing potentially radionuclide 137Cs. Radionuclides such as 137Cs is a fission product from nuclear reactors. 137Cs source release comes from Reactor Serba Guna (RSG) GA Serpong, Yogyakarta Reactor and Reactor Trigamark in Bandung. These reactors operates for 142 days a year and has the potential to release radioactive 137Cs as much as 2.91 x 10-6 Ci per year. 137Cs release into the atmosphere will undergo a process of global fallout, absorbed in the soil and will accumulate in the waters of Jakarta Bay. To identify the amount of 137Cs that accumulates in the waters of Jakarta Bay, can be used blue swimmer crab (Portunus pelagicus) as bio-indicators.

In this study conducted a simulation study of bioaccumulation of 137Cs by Portunus pelagicus of the waters of Jakarta Bay by varying the treatment temperature (25oC, 28oC, 31oC, 34oC) and salinity (26o/oo, 29 o/oo, 32 o/oo, 35 o/oo) seawater. The results showed bioconcentration factor (BCF) values for variations in temperature 25oC, 28oC, 31oC, 34oC in a row is 2.81 mL.g-1; 3.90 mL.g-1; 3.28 mL.g-1; and 4.31 mL.g-1 while the value of BCF for variations in salinity 26o/oo, 29 o/oo, 32 o/oo, 35 o/oo are respectively 3.25 mL.g-1; 7,24 mL.g-1; 8,40 mL.g-1; and 25.49 mL.g-1. Bioconcentration factor value obtained, inputted into the software Erica Tool to assess the average dose of 137Cs contained in living organisms in the waters of Jakarta Bay"

"Makalah ini membahas tentang pemodelan dan simulasi reaktor unggun tetap (fixed bed reacror) heterogen nonisotemlal nonadiabatik dua dimensi pada keadaan tunak (steady srare). Model heterogen ini membedakan kedua fasa yang terlibat yaitu fasa gas dan fasa padatan, untuk masing-masing pada skala reaktor dai! skala partikel katalis. Pola aliran fasa gas di skala reaktor dimodelkan dengan menggunakan konsep dispersi aksial dan radial. Untuk skala partikel diperhitungkan faletor difusi dengan menggunakan pendekatan difusi efektif, dimana bersama-sama dengan suku reaksi membentuk model untuk skala partikel katalis. Reaksi yang dipilih sebagai contoh reaksi adalah reaksi reformasi kukus (steam rdorming) dengan kinetika yang dikembangkan oleh Froment dan Xu. Data- data hasil pengembangan Froment dan Xu tersebut digunakan sebagai data validasi model. Penyelesaian skala realctor untuk arah aksial dan radial dilakukan masing-masing dengan menggunakan metode kolokasi ortogonal delapan titik seperti yang dikembangkan oleh Finlayson. Persamaan aljabar dalam bentuk matriks yang diperoleh kemudian diselesaikan dengan menggunakan metode Newton-Raphson. Unruk skala partikel katalis juga digunakan metode kolokasi ortogonal delapan titik untuk geometri sferis. Persamaan-persamaan skala reaktor dan skala partikel tersebut diselesaikan secara serentak (simultan) sampai tingkat konvergensi yang diinginkan. Dari hasil simulasi, reaktor unggun tetap dengan kinetika Froment dan Xu dapat dimodelkan dengan baik melalui model heterogen dua dimensi tersebut. Hasil yang didapatkan berupa profil konsentrasi dan temperatur di skala partikel dan skala reakton Variasi berbagai parameter dilakukan untuk mengetahui perilaku model tersebut pada berbagai kondisi. Hasil simulasi menunjukkan bahwa baik konversi CH4 maupun H20 meningkat dengan naiknya temperatur umpan sedangkan peningkatan tekanan umpan menyebabkan konversi keduanya menurun. Hasil simulasi juga menunjukkan bahwa meningkatnya rasio umpan H2O/CH4 menyebabkan konversi CH4 meningkat sedangkan konversi H20 menurun."