Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

"Reaktor tipe HTGR merupakan reaktor berpendingin gas temperatur tinggi (~900°C). Terdapat 2 tipe elemen bakar HTGR yaitu praismatik dan pepple bed. Kedua tipe elemen bakar tersebut tersusun dari partikel berlapis TRISCO yang terdiri dari lapisan IPyC, SiC, dan OPyC yang berfungsi sebagai pengungkung produk fisi dan menjaga integritas bahan bakar. Reaktor beroperasi dengan temperatur tinggi, sehingga kinerja/kemampuan bahan bakar dalam menajan produk fisi perlu diketahui. Tujuan studi adalah untuk memperoleh pemahaman tentang karakteristik produk fisi yang dihasilkan bahan bakar, karakteristik penghalang dan kinerja bahan bakar dalam menahan produk fisi. Metode yang digunakan adalah kajian dan analisis dengan mengevaluasi kemampuan penghalang (barrier) dalam menahan produk fisi pada elemen bakar primatik dan pebble. Hasil studi menunjukkan bahwa terdapat beberapa mekanisme beberapa produk potensial lepasnya produk fisi, yaitu: difusi melalui lapisan, kerusakan lapisan, korosi SiC oleh produk fisi palladium dan dekomposisi termal SiC. Bahan bakar merupakan penghalang pertama terhadap beberapa mekanisme potensial lepasnya radionuklida produk fisi sedangkan lapisan SiC merupakan penghalang utama yang menahan sebagian besar produk fisi gas dan padat pada temperatur operasi normal (< 1250°C). "

"Telah dilakukan analisis termohidrolik dari fasilitas eksperimen sistem reaktor subkritik atau subcritical assembly for 99Mo production (SAMOP). SAMOP adalah sistem reaktor subkritik dengan bahan bakar larutan uranil nitrat. Tujuan analisis adalah termohidrolik ini adalah mengevaluasi sistem perpindahan panas, sehingga dapat diketahui cukup atau tidaknya kapasistas sistem pendinginan dalam mencegah terjadinya pemanasan lebih pada larutan bahan bakar. Metode yang digunakan adalah perhitungan parameter termohidrolik reaktor SAMOP menggunakan computational fluid dynamic (CFD)-Fluent. Hasil analisis simulasi diperoleh distribusi temperatur pendingin reaktor SAMOP dengan temperatur tertinggi 37,14°C. Berdasarkan hasil analisis dapat disimpulkan bahwa pendinginan teras reaktor dengan desain sistem konveksi paksa SAMOP mampu menjaga sistem bahan bakar larutan dari pemanasan lebih. "

"ABSTRAKTerapan teknologi beton pada bidang konstruksi semakin berkembangdisamping karena aspek kemudahan pengerjaan dan nilai ekonomis betonmerupakan nilai tambah. Penggunaan beton sebagai penahan radiasi untuk unitradiologi, instalasi radio metalurgi ( RMI ) reaktor untuk penelitian dan reaktornuklir pembangkit listrik yang berhubungan dengan paparan radiasi.Beton untuk berbagai tipe telah dipergunakan secara luas sebagai strukturpenahan radiasi untuk peketja dan peralatan terhadap paparan radiasi yang merusakdan partikel nuklir. Sifat-sifat yang dibutuhkan dari beton penahan radiasi adalahbeton harus memiliki kandungan Hidrogen tinggi untuk menangkap neutron cepat( fast neutron ), beton harus mempunyai daya tahan terhadap tegangan panas( thermal stresses ) yang diakibatkan panas dari penangkapan neutron danselanjutnya beton harus mempunyai massa yang cukup padat untuk mengatenuasisinar gamma. Beton penahan radiasi harus tahan terhadap panas radiasi dari sistemselama rnasa operasi. Diketahui bahwa kemampuan beton menyerap sinar gammaproporsional terhadap densitasnya, ketebalan perisai bisa dikurangi biladipergunakan beton dengan densitas tinggi. Densitas beton bisa dinaikan denganmempergunakan agregat dengan specific gravity tinggi. Material dengan densitastinggi tersebut diantaranya adalah : Barit, Hematit, Limonit,Magnetit dan agregatberat artifisial seperti steelslag, dan srap iron atau iron ore.Untuk terapan khusus perlu memodifikasi beton densitas tinggi denganmenambah kandungan Hidro gen dan elemen pendukung yang memiliki penampanglintang lintasan dengan efektifitas besar ( large effective removal cross section )dengan tujuan mengatenuasi radiasi neutron dan sinar gamma. Untukmemperlambat neutron cepat beton harus mengandung material ringan sepertiHidrogen. Dari komposisi unsur penyusun agregat berat diketahui bahwa densitastinggi tidak sebanding dengan kandungan Hidrogen tinggi. Karena hal tersebut diatas disyaratkan untuk disain fasilitas bangunan nuldir dipenuhi sifa -sifat nuklir( nuclear properties) dan sifat-sifat fisik dan mekanik ( physical and mechanicalproperties ) yang memberikan suatu kinerja tinggi dari penahan radiasi dalampengoperasian.Atenuasi dapat diartikan sebagai kemampuan suatu material untukmengurangi intensitas paparan radiasi yang melaluinya. Sebagian radiasi berasaldari proses fisi, hanya neutron dan foton yang memiliki kemampuan cukup untukpenetrasi dan mengakibatkan kerusakan biologi terhadap beton yang menjadimasalah. Untuk kasus neutron, spektrum energi tinggi dihasilkan Iangsung dariproses fisi dan untuk foton, sumber energi gamma tinggi yang didistribusikanrnelalui inti dan penahan radiasi sebagai akibat dari energi terikat yang terlepasketika neutron diserap oleh inti.Penelitian ini dimaksudkan untuk mempelajari karakteristik atenuasi darimaterial dan sifat-sifat mekanik yang memenuhi kriteria sebagai material penahanradiasi seperti ketahanan ( durability ), efektivitas terhadap paparan radiasi danekonomis. Dari penelitian ini diharapkan dapat memberikan suatu altenatif materialpenahan radiasi dengan proyeksi pada fasilitas bangunan nuklir.

---

"

"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."

"Telah dilakukan penelitian terhadap teras reaktor Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) dengan daya 100 Mwe berbahan bakar UO2. Reaktor ini menggunakan moderator grafit dan helium sebagai pendingin. Studi down scale dilakukan tanpa mengubah geometri teras maupun geometri bahan bakar. Parameter yang dianalisis adalah kritikalitas teras, reaktivitas lebih, koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar, moderator dan pendingin serta nilai ekonomis bahan bakar. Dari penelitian ini diharapkan diperoleh desain bahan bakar yang bernilai ekonomis dan memiliki fitur keselamatan melekat. Penelitian dilakukan dengan menggunakan program SRAC 2003. Hasil yang diperoleh adalah desain bahan bakar UO2 berbentuk pebble dengan pengkayaan 10% U235 dan 90 ppm racun dapat bakar Gd2O3. Nilai faktor multipilkasi effektif keff pada beginning of life (BOL) adalah 1,01115 dan menjadi 1,00588 setelah 2658 hari operasi reaktor (EOL). Koefisien reaktivitas temperatur total diperoleh sebesar - 3,25900E-05 ∆k/k/K saat BOL dan -1,10615E-04 ∆k/k/K saat end of life (EOL). Reaktor ini memenuhi karakteristik keselamatan melekat ditandai dengan nilai koefisien reaktivitas temperatur yang negatif."

"Setelah kejadian Fukushima, penggunaan sistem keselamatan pasif menjadi persyaratan yang penting untuk PLTN. PLTN jenis PWR maju kelas 1000 yang didesain oleh Westinghouse, AP1000, memiliki fitur keselamatan pasif disamping sederhana dan modular. Sebelum memilih suatu PLTN, maka perlu dilakukan suatu evaluasi terhadap parameter desainnya. Salah satu parameter yang penting dalam keselamatan adalah kritikalitas teras. Permasalahan pokok dalam mengevaluasi parameter kritikalitas teras AP1000 tidak adanya data komposisi material SS304 dan H2O di daerah reflektor dan diameter penyerap SS304. Dengan demikian tujuan penelitian ini adalah mendapatkan model teras 3-dimensi AP1000 dan siap diaplikasikan dalam evaluasi parameter kritikalitas teras. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa komposisi terbaik SS304 dan H2O di reflektor teras bagian atas dan bawah masing-masing 50 vol%, sedangkan diameter penyerap SS304 adalah 0,960 cm. Evaluasi konsentrasi boron kritis menunjukkan perbedaan yang signifikan dengan nilai desain. Meskipun penyebab utama dari perbedaan ini belum diketahui, akan tetapi dapat dibuktikan bahwa konsentrasi boron kritis sangat sensitif dengan densitas UO2. Untuk reaktivitas padam, reaktor AP1000 memiliki margin subkritikalitas teras yang besar untuk satu siklus operasi. Dengan demikian teras yang diusulkan dapat digunakan sebagai acuan untuk evaluasi parameter teras lainnya atau perangkat analitis lainnya dalam rangka mengevaluasi desain reaktor AP1000."

"Dalam rangka menyongsong PLTN pertama di Indonesia, dilakukan kajian dan analisis berbagai aspek teknologi reaktor tersebut. Tujuan dari penelitian ini adalah menentukan laju dosis neutron di luar perisai biologik reaktor PLTN PWR 1000 MWe yang merupakan bagian dari kegiatan besar di atas. Data hasil analisis laju dosis radiasi pada posisi tertentu sangat dibutuhkan untuk menunjukkan tingkat paparan radiasi di posisi tersebut. Analisis laju dosis neutron ditentukan berdasarkan hasil analisis fluks dan spektrum neutron. Analisis fluks dan spektrum neutron di teras reaktor daya PWR 1000 Mwe dilakukan menggunakan program MCNP. Model perhitungan yang dilakukan meliputi 9 zona material yaitu, teras, air, selimut, air, tong, air, bejana tekan, beton dan lapisan udara luar. Penentuan distribusi fluks dan spektrum neutron dilakukan ke arah radial hingga di luar perisai beton dengan akurasi antara 10% hingga 30% dalam tiap kelompok energi yang jumlahnya 1 dan 50 kelompok. Hasil analisis laju dosis neutron di permukaan perisai biologik reaktor PLTN PWR 1000 MWe pada kondisi reaktor beroperasi daya penuh sudah di bawah nilai batas keselamatan. Maka dapat disimpulkan bahwa dari segi paparan radiasi neutron, penggunaan perisai radiasi beton setebal dua meter sudah memenuhi persyaratan keselamatan."

"Atmosfer merupakan pathway penting pada perpindahan radionuklida yang lepas dari Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) ke lingkungan dan manusia. Penerimaan dosis pada lingkungan dan manusia dipengaruhi oleh sourceterm dan kondisi tapak PLTN. Untuk mengetahui penerimaan dosis lingkungan untuk PLTN di Indonesia, maka diperlukan nilai koefisien dispersi untuk tapak potensial yang dipilih. Model perhitungan dalam penelitian ini menggunakan model yang diterapkan pada paket program pada modul ATMOS dan CONCERN dari PC-Cosyma yaitu model perhitungan segmented plume model. Perhitungan dilakukan untuk PLTN tipe PWR kapasitas 1000 MWe berbahan bakar UO2, postulasi kejadian untuk kecelakaan DBA, kondisi tapak kasar, untuk 6 tapak contoh tapak Semenanjung Muria, Pesisir Banten, dan tapak yang didominasi oleh stabilitas cuaca C,D,E, dan F. Koefisien dispersi dihitung untuk 8 kelompok nuklida produk fisi yang lepas dari PLTN yaitu: kelompok gas mulia, lantanida, logam mulia, halogen, logam alkali, tellurium, cerium, dan kelompok stronsium & barium. Perhitungan input menggunakan paket program ORIGEN-2 dan Arc View untuk penyiapan input perhitungan. Hasil pemetaan untuk parameter dispersi maksimum rerata diperoleh pada jarak radius 800 m dari sumber lepasan untuk nuklida dari kelompok logam mulia, logam alkali dan kelompok nuklida cerium. Parameter dispersi untuk Tapak Muria maksimum 1,53E-04 s/m3, Tapak Serang adalah 1,40E-03 s/m3, tapak dengan stabilitas C: 1,72E-04 s/m3, stabilitas D: 1,40E-04 s/m3, Stabilitas E: 1,07E-04 s/m3, dan tapak dengan stabilitas F : 2,14E-05 s/m3."