Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

"DESAIN PENGENDALIAN SISTEM PENGAMBILAN PANAS REAKTOR DAYAEKSPERIMENTAL. Reaktor daya eksperimental (RDE), yang merupakan salah satu programunggulan BATAN, didisain untuk menggunakan bahan bakar pebble dan pendingin gas helium sertamaterial grafit sebagai material struktur teras, yang meliputi reflektor atas, bawah, dan samping.RDE, yang merupakan tipe reaktor berpendingin gas temperatur tinggi (high temperature gas-cooledreactor/HTGR) ini, memanfaatkan sistem pengambilan panas secara pasif melalui sirkulasi alami.Desain pengendalian sistem pengambilan panas RDE berperan penting dalam pengoperasianinstalasi secara selamat. Desain pengendalian melibatkan sistem kendali cascade dua tingkat,dimana kontroler tingkat atas menghitung setpoint untuk kontroler tingkat bawah. Desain iniditerapkan pada sistem kendali batang kendali, sirkulator helium, dan katup air umpan. Padapengendalian batang kendali, aliran air umpan (feed water) digunakan sebagai masukan umpanmaju(feed-forward input), temperatur uap sebagai variabel terukur tingkat pertama, dan fluksneutron sebagai variabel terukur tingkat kedua. Luaran dari sistem kendali ini adalah aktuasinaik/turun batang kendali RDE. Sistem kendali sirkulator helium menggunakan aliran air umpansebagai masukan umpan-maju (feed-forward input) dan temperatur uap sebagai masukan umpanbalik(feedback input). Sementara itu, sistem kendali katup air-umpan menggunakan aliran bebanmodul (module load) sebagai masukan umpan-maju (feed-forward input) dan laju alir air umpan (feedwater flowrate) sebagai masukan umpan-balik (feedback input). Contoh simulasi pengendalian dayapada RDE ini juga ditampilkan.DESIGN OF CONTROL FOR THE HEAT REMOVAL SYSTEM OF EXPERIMENTAL POWERREACTOR. The experimental power reactor (EPR), which is one of the BATAN?s priority programs,is designed to utilize fuel pebble and helium coolant as well as graphite as the material of corestructure, which includes top, bottom, and side reflector. EPR, which is a type of high temperaturegas-cooled reactor, employs passive heat removal system through natural circulation. Design ofcontrol for the heat removal system plays important role in safe operation of the installation. Thiscontrol design uses two-cascade control system, in which the slave controller computes the set pointfor the master controller. This desisgn is applied to the control system of control rod, helium circulator,and feed water valve. For the control system of the control rod, feed water flow is used as feedforwardinput, steam temperature as the first level?s measured variable, and neutron flux as thesecond level?s measured variable. The output of this control system is the actuation of the RDE?scontrol rod movement. The control system of helium circulator uses feed water as a feed-forwardinput and steam temperature as a feedback input. Meanwhile, the control system of feed-water valveemploys module load as a feed-forward input and feed-water flow rate as a feedback input. Anexample of simulation of power control on RDE has also been presented."

"High Temperature Gas-Cooled Reactor (HTGR) merupakan reaktor generasi keempat yang mempunyai sistem keselamatan pasif. Salah satu komponen penting dari reaktor ini adalah Hot Gas Duct (HGD). HGD merupakan komponen yang menghubungkan teras reaktor dengan steam generator secara langsung. Didalam HGD terdapat dua fluida helium yang berbeda arah dan temperatur. Salah satu masalah yang timbul dari perbedaan dua aliran ini adalah homogenitas temperatur yang akan menjadi input dari teras reaktor dan steam generator sehingga dimungkinkan akan terjadi gangguan pada operasi reaktor. Penelitian mengenai dua aliran ini penting dilakukan untuk memahami mengenai sifat aliran fluida di dalam HGD. Penelitian ini bertujuan untuk mempelajari perpindahan panas pada fluida dan material insulasi melalui simulasi Computational Fluids Dynamics (CFD) dengan mengambil subjek pada Hot Gas Duct Reaktor Daya Eksperimental serta melakukan optimasi desain. Hasil perilaku fluida CFD divalidasi dengan kondisi eksperimen yang dilakukan. Perbandingan antara hasil eksperimen Hot Gas Duct experimental apparatus dengan model CFD memberikan hasil yang cukup dekat dengan nilai perbedaan deviasi maksimal -21,6% dan rata-rata deviasi sebesar -5,9% dengan ketidakpastian sebesar ±3.36%. Desain optimasi ketebalan insulasi pada HGD didapatkan dengan nilai D1 sebesar 267mm dan D2 sebesar 590mm. Dengan ketebatan insulasi optimal ini akan didapatkan temperatur rata-rata outlet gas panas 690,76 C dan temperatur rata-rata outlet gas dingin sebesar 239,34 C sedangkan beda tekanan sebesar -0,000521 MPa pada jalur gas panas dan 0,0000203 MPa pada jalur gas dingin

---

Hot Gas Duct (HGD) is a component that connects the reactor core with the steam generator directly. Inside the HGD there are two helium fluids with different directions and temperatures. One of the problems is the homogeneity of the temperature that will be the input from and to the reactor core and steam generator so it is possible that there will be disturbances in the operation of the reactor due to this homogeneity. This research aims to study heat transfer in fluids and insulation materials through Computational Fluids Dynamics simulation by taking the subject of Experimental Power Reactor Hot Gas Duct and performing optimization on the existing design. The results of CFD behavior were validated under the experimental conditions named Hot Gas Duct experimental apparatus (HGDea). The temperature comparison are quite close, the maximum deviation value is -21.6% and the average deviation is -5.9% with an uncertainty of ±3.36%. The optimization design of the insulation thickness on HGD was obtained with a value of D1 of 267mm and D2 of 590mm. With this optimal insulation thickness, the average hot gas outlet temperature is 690.76 C and the cold gas outlet average temperature is 239.34 C, while the pressure difference is -0.000521 MPa on the hot gas channel and 0.00000203 MPa on the cold gas cha"

"ABSTRAKNuklir adalah salah satu sumber energi baru yang patut dipertimbangkan untuk memenuhi kebutuhan energi nasional. Penggunaan bahan nuklir berbasis thorium oksida ThO2 telah dikembangankan oleh beberapa negara maju sebagai bahan bakar nuklir untuk mengurangi dan menggantikan pemakaian uranium yang banyak digunakan sebagai bahan bakar untuk pembangkit listrik tenaga nuklir PLTN di dunia. Pada saat ini Batan Tenaga Nuklir Nasional BATAN berusaha merancang suatu reaktor daya eksperimental RDE dari turunan reaktor tipe High Temperature Gas-cooled Reactor HTGR . Reaktor nuklir tipe HTGR mempunyai dua bentuk bahan bakar yaitu prismatik dan bola pebble . RDE yang akan dikembangkan di Indonesia mempunyai bahan bakar uranium dan atau thorium berbentuk bola. Dalam penelitian ini dilakukan pemodelan dan simulasi panas pembangkitan oleh reaksi fisi yang disebabkan oleh neutron, dan perpindahan panas antara bahan bakar bentuk pebble dengan media pendingin gas helium pada reaktor daya eksperimental. Analisis neutronik dan termal-aliran dalam teras RDE seperti ini belum pernah dilakukan di Indonesia. Tujuan dilakukannya penelitian ini adalah untuk memperoleh desain teras yang aman pada kondisi neutronik yang kritis dari teras RDE. Pemodelan dan simulasi transport partikel neutron untuk analisis pembangkitan panas reaksi fisi dilakukan dengan perangkat lunak berbasis metoda monte carlo-MCNP, dan untuk fenomena transport dalam proses pendinginan RDE dilakukan dengan perangkat lunak komputasi dinamika fluida FLUENT 6.3. Teras aktif RDE dimodelkan dengan geometri silinder berdiameter 180 cm dan tinggi 197 cm. MCNP dapat memodelkan struktur geometri bahan bakar bola dalam teras reaktor RDE dengan baik untuk mensimulasikan transport neutron dan distribusi reaksi fisi. Aliran pendingin gas helium melalui bola-bola bahan bakar dalam teras reaktor dimodelkan sebagai aliran fluida dalam medium berpori. Tiga mode perpindahan panas dan aliran turbulen pendingin dimodelkan dalam proses pendinginan. Dari pemodelan dan simulasi neutronik diperoleh nilai kritikalitas keff =1.0921 dan densitas daya yang dihasilkan sebesar 2.03 watts/cm3. Hasil ini kemudian dimasukkan dalam pemodelan proses pendinginan dan aliran fluida dalam teras RDE sehingga menghasilkan temperatur maksimum pendingin gas helium sebesar 970.32K. Kritikalitas neutronik keff lebih dari satu, tetapi tak melebihi 1,3 dan kondisi termal teras menunjukkan bahwa desain teras RDE sangat aman.

---

ABSTRACTNuclear is one of new energy sources that should be considered to meet national energy demands. The usage of Thorium Oxide ThO2 based nuclear fuel has been developed by some developed countries to reduce and replace Uranium that was commonly used as nuclear fuel for nuclear power plants in the world. Nowdays, BATAN is trying to design an experimental power reactor RDE which is the derivative type of High Temperature Gas cooled Reactor HTGR . HTGR has two types of fuel i.e. Prismatic and Pebble. RDE, which will be developed in Indonesia uses spherical uranium and or thorium as its fuel. This research performs modeling and simulation of fission heat generation caused by neutronas well heat transfer between fuel pebble and helium gas as cooling medium in the experimental power reactor. This thermal flow analysis in the RDE core has never been conducted in Indonesia. The objective of this study is to obtain a safe reactor core design in critical neutronic condition of the RDE core. Modeling and simulation of neutron particle transport for fission heat generation analysis were conducted using a software based on Monte Carlo method MCNP, and for the transport phenomena in the cooling process of RDE was conducted using computational fluid dynamics software FLUENT 6.3.26. RDE active core was modeled using cylindrical geometry with a diameter of 180 cm and 197 cm high. MCNP can model the geometrical structure of the Pebble fuel within the RDE core properly to simulate neutron transport and distribution of fission reaction. Flow of helium gas coolant through the pebble fuel in the reactor core was modeled as a fluid flow in a porous medium. Three types of heat transfer and turbulent coolant flow were modeled in the cooling process. Results obtained from Neutronic modeling and simulation i.e. criticality values of 1.0921 keff and average power density of 2.03 watts cm3. These results were later inserted into the cooling process and fluid flow modeling in the RDE core, so that generate the maximum temperature of the coolant helium gas at about 970.32 K. Neutronic criticality more than one, but not exceeding 1.3 and the core thermal conditions showed that the design of the RDE core is very safe."

"Analisis inventori reaktor daya eksperimental jenis reaktor gas temperatur tinggi. Berkaitan dengan rencana Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) untuk mengoperasikan reaktor eksperimental jenis Reaktor Gas Temperatur Tinggi (RGTT), maka diperlukan analisis keselamatan terhadap reaktor terutama yang berkaitan dengan issue lingkungan. Analisis sebaran radionuklida dari reaktor ke lingkungan pada kondisi operasi normal atau abnormal diawali dengan estimasi sumber radionuklida di teras reaktor (inventori teras) berdasarkan pada tipe, daya, dan operasi reaktor. Tujuan penelitian adalah melakukan analisis inventori teras untuk disain Reaktor Daya Eksperimental (RDE) jenis reaktor gas temperature tinggi berdaya 10 MWt, 20 MWt dan 30 MWt. Analisis dilakukan menggunakan program ORIGEN2 berbasis pustaka penampang lintang pada temperatur tinggi. Perhitungan diawali dengan membuat modifikasi beberapa parameter pustaka tampang lintang berdasarkan temperatur rata-rata teras sebesar 5700 °C dan dilanjutkan dengan melakukan perhitungan inventori reaktor untuk reaktor RDE berdaya 10 MWt. Parameter utama reaktor RDE 10 MWt yang digunakan dalam perhitungan sama dengan parameter utama reaktor HTR-10. Setelah inventori reaktor RDE 10 MWt diperoleh, dilakukan perbandingan dengan hasil dari peneliti terdahulu. Berdasarkan kesesuaian hasil yang didapat dilakukan desain untuk reaktor RDE 20MWEt dan 30 MWt untuk memperoleh parameter utama reaktor tersebut berupa jumlah bahan bakar pebble bed di teras reaktor, tinggi dan diameter teras. Berdasarkan pareameter utama teras dilakukan perhitungan inventori teras RDE 20 MWt dan 30 MWt dengan metode yang sama dengan metode perhitungan pada RDE 10 MWt. Hasil yang diperoleh adalah inventori terbesar untuk reaktor RDE 10 MWt, 20 MWt dan 30 MWt secara berurutan untuk kelompok Kr adalah sekitar 1,00E+15 Bq, 1,20E+16 Bq, 1,70E+16 Bq untuk kelompok I sebesar 6,50E+16 Bq, 1,20E+17 Bq, 1,60E+17 Bq dan untuk kelompok Cs sebesar 2,20E+16 Bq, 2,40E+16 Bq dan 2,60E+16 Bq. Inventori teras selanjutnya akan digunakan untuk menghitung suku sumber dari reaktor yang akan digunakan sebagai dasar untuk perhitungan sebaran radionuklida ke lingkungan."

"Model matematis reaktor Kartini berupa fungsi alih dapat diturunkan berdasarkan persamaan kinetika reaktor dengan menganggap ada 6 grup neutron kasip. Dengan menggunakan SIMULINK dari MATLAB. model reaktor Kartini digahung dcngan model dari ketiga batang kendali. akan disimulasikan untuk keperluan analisis. Analisis dilakukan dengan uji tanggap rransient pada domain waktu yaitu mcnggunakan uji step dan uji ramp. Hasil analisis ini digunakan untuk mcnentukan kcabsahan model. Model yang telah absah (m/id) selanjutnya digunakan untuk merancang, menguji dan mengimplementasikan sistem kendali daya. Pengendalian dilakukan dengan menggunakan algoritma pengendali PID dan logika fuzzy. Pada pengendalian dengan pengendali PID, dari percobaan didapat harga Kp = 500 , Ki = 30 dan Kd = 1200. Pada pengendalian dengan FLC jenis SISO, masukannya adalah variabel "error" dan keluarannya adalah variabel posisi batang kendali. Untuk kedua variabel ini, digunakan tujuh membership function. Pengaturan rise time dilakukan dengan mengatur Iebar jangkauan variabel keluaran "control rod".

---

The mathematical model of Kartini nuclear reactor is derived based on the reactor kinetics equations using 6 (six) groups of delayed neutrons. Then, this model with the three control rods models is used for simulation using SIMULINK of MA TLAB version 4.2c.l. The validity of the model is verified using step and ramp response analysis at time domain. After the validity is proven, it is then used to design, test and implement the power control system.

Both the PID control and fuzzy logic control algorithms will be used to control the Kartini nuclear reactor. Using heuristic design method, it is found that PID controller parameters are Kp = 500 , K; = 30 dan Kd = 1200. For Fuzzy Logic Controller (FLC), the input is the error signal and the output is the control rod position. It is 7 (seven) membership functions for input and also 7 (seven) membership functions for output. It is found that the steady state error can be reduced by using smaller width for ZE membership function, and the rise time can be controlled by controlling the range of the control rod position."

"Kehandalan sistem penanganan dan penyimpanan bahan bakar pada HTR 10 merupakan salah satu aspek kunci dari operasi reaktor. Sistem tersebut bekerja dengan memanfaatkan gaya gravitasi dan gaya dorong pneumatik untuk mengumpan, mensirkulasi dan membuang elemen bahan bakar yang berbentuk bola dengan diameter 60 mm secara kontinyu. Penelitian ini bertujuan untuk mengidentifikasi dan menilai risiko yang dapat terjadi pada setiap komponen desain sistem penanganan dan penyimpanan bahan bakar HTR 10 dengan menggunakan metode HAZOP dan dengan menggunakan pedoman kriteria risiko yang tertuang pada Peraturan Kepala BATAN No. 020/KA/I/2012. Data dianalisis dengan metode semi kualitatif dengan mengamati deviasi pada parameter yang telah ditetapkan pada setiap node sistem. Hasil penelitian menunjukkan bahwa desain sistem penanganan dan penyimpanan bahan bakar pada HTR 10 memiliki risiko awal yang cukup tinggi. Namun dengan desain tindakan pengendalian yang ada pada akhirnya akan mengkoreksi nilai risiko awal dengan cukup signifikan sehingga risiko sisa yang didapatkan turun hingga batas dapat diterima.

---

Fuel handling and storage system reability is one of the HTR 10 operation key aspects. A spherical form fuel element with a diameter of 60 mm continuously feed through to the core driven by gravity, circulated and discharged by gas pneumatic system. This study aims to identify and assess the risks that can occur in any component of the HTR 10 fuel handling and storage system design using the HAZOP and using risk criteria that described in BATAN Regulation No. 020/KA/I/2012. Data were analyzed using semi-qualitative method to observe deviations in the parameters that have been set on each node of the system. The results showed that the HTR 10 fuel handling and storage system design has a quite high initial risk. However, with the existing control design will ultimately adjust the value of the initial risk to the acceptable value."

"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."

"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."

"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."