Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

Hasil Pencarian

Ditemukan 160889 dokumen yang sesuai dengan query
cover
Werdi Putra Daeng Beta
"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 nuklir
c) 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.
"
Jakarta: Program Pascasarjana Universitas Indonesia, 2005
T15213
UI - Tesis Membership  Universitas Indonesia Library
cover
Ganjar Putro Indratoro
"Tingginya initial capital pada proyek engineering, procurement, and construction (EPC) pada reaktor nuklir selama ini menjadikan salah satu hambatan dalam pembangunan reaktor nuklir, khususnya di Indonesia. Hambatan lainnya adalah waktu pembangunan yang lama. Solusi dari masalah ini adalah dengan membangun reaktor nuklir Generasi IV, yaitu High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) yang merupakan salah satu jenis reaktor Small Modular Reactor SMR). Reaktor jenis ini memiliki ciri khas bentuk geometri yang minimalis sehingga biaya dan waktu yang dibutuhkan akan lebih rendah. Di Indonesia, HTGR akan dibangun di Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang Selatan, Banten. Proyek HTGR yang juga disebut dengan Reaktor Daya Eksperimental (RDE) ini mengalami kemunduran jadwal yang disebabkan oleh biaya yang tinggi pada segi proyek EPC. Sebuah metode untuk mengoptimisasi antara waktu dan biaya dari proyek EPC pada RDE belum ditemukan. Penelitian ini bertujuan untuk mendapatkan sebuah metode optimisasi biaya dan waktu untuk proyek EPC pada HTGR dan meningkatkan penghematan waktu dan biaya proyek EPC pada RDE sebagai studi kasus HTGR di Indonesia. Sebuah metode usulan yang digunakan pada penelitian ini adalah menggabungkan optimisasi tujuan majemuk yang menghasilkan satu set solusi optimal Pareto Front dan kemudian digunakan Analytic Hierarchy Process (AHP) sebagai alat bantu dalam menentukan satu solusi optimal terbaik dari satu set solusi optimal Pareto Front. Didapatkan solusi optimal terbaik dari alternatif-alternatif solusi optimal yang ada dengan bobot kriteria waktu 0,59 dan biaya 0,41 adalah dengan total biaya Rp1.656,47 miliar dan total waktu selama 300 pekan. Solusi ini menghemat biaya sebesar 24,71% dan menghemat waktu sebesar 10,71%.

The high initial capital in engineering, procurement, and construction (EPC) project in nuclear reactors has made it one of the obstacles in the construction of nuclear reactors, especially in Indonesia. Another obstacle is the construction takes a long time to complete. The solution to this problem is to build a Generation IV nuclear reactor, namely the High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR), which is one of the types of Small Modular Reactor (SMR). The characteristic of this type is minimalist geometric so that the cost and time required will be lower. In Indonesia, HTGR will be built in Puspiptek Area, Serpong, South Tangerang, Banten. The HTGR project, also called the Experimental Power Reactor (or Daya Eksperimental-RDE), suffered a setback schedule caused by high costs in terms of EPC project. A method to optimize the time and cost of this EPC project has not been found. This study aims to obtain a cost and time optimization method for the EPC project on HTGR and increase the efficiency of time and cost for the EPC project on RDE as an HTGR case study in Indonesia. A proposed method used in this study is a combined-method of multi-objective optimization that produces a set of Pareto Front optimal solution with the Analytic Hierarchy Process (AHP) as a tool in making the best solution from a set of Paret Front optimal solution. The best solution obtained from the optimal alternative solutions with the weight of time of 0.59 and cost of 0.41 is total cost of IDR 1,656.47 billion and total time of 300 weeks. This solution increases cost saving by 24.71% and time saving by 10.71%."
Depok: Fakultas Teknik Universitas Indonesia, 2019
T53418
UI - Tesis Membership  Universitas Indonesia Library
cover
Lamarsh, John R.
Reading, Mass.: Addison-Wesley, 1972
621.483 LAM i
Buku Teks  Universitas Indonesia Library
cover
"Desain teras Fixed Bed Nuclear Reactor (FBNR) yang modular memungkinkan pengendalian daya dapat dilakukan dengan mengatur ketinggian suspended core dan laju aliran massa pendingin. Tujuan penelitian ini adalah mempelajari perubahan daya termal teras sebagai akibat perubahan laju aliran massa pendingin yang masuk ke teras reaktor dan perubahan ketinggian suspended core serta mempelajari karakteristik keselamatan melekat yang dimiliki FBNR saat terjadi kegagalan pelepasan kalor (loss of heat sink). Keadaan neutronik teras dimodelkan pada kondisi tunak dengan menggunakan paket program Standard Reactor Analysis Code (SRAC) untuk memperoleh data fluks neutron, konstanta grup, fraksi neutron kasip, konstanta peluruhan prekursor neutron kasip, dan beberapa parameter teras penting lainnya. Selanjutnya data tersebut digunakan pada perhitungan transien sebagai syarat awal. Analisis transien dilakukan pada tiga kondisi, yaitu saat terjadi penurunan laju aliran massa pendingin, saat terjadi penurunan ketinggian suspended core, dan saat terjadi kegagalan sistem pelepasan kalor. Hasil yang diperoleh dari penelitian ini menunjukkan bahwa penurunan laju aliran massa pendingin sebesar 50%, dari kondisi normal, menyebabkan daya termal teras turun 28% dibanding daya sebelumnya. Penurunan ketinggian suspended core sebesar 30% dari ketinggian normal menyebabkan daya termal teras turun 17% dibanding daya sebelumnya. Sementara untuk kondisi kegagalan sistem pelepasan kalor, daya termal teras mengalami penurunan sebesar 76%. Dengan demikian, pengendalian daya pada FBNR dapat dilakukan dengan mengatur laju aliran massa pendingin dan ketinggian suspended core, serta keselamatan melekat yang handal pada kondisi kegagalan sistem pelepasan kalor."
JTRN 13:3 (2011)
Artikel Jurnal  Universitas Indonesia Library
cover
Schultz, M. A.
New York: McGraw-Hill , 1961
621.483 SCH c (1)
Buku Teks  Universitas Indonesia Library
cover
"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."
JTRN 16:3 (2014)
Artikel Jurnal  Universitas Indonesia Library
cover
Muh. Sirojul Munir
"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.
"
Depok: Fakultas Teknik Universitas Indonesia, 1999
T40685
UI - Tesis Membership  Universitas Indonesia Library
cover
Harwikarya
Depok: Fakultas Teknik Universitas Indonesia, 1998
T40699
UI - Tesis Membership  Universitas Indonesia Library
cover
"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%."
JTRN 13:3 (2011)
Artikel Jurnal  Universitas Indonesia Library
cover
Iqbal Syafin Noha
"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."
Jakarta: Badan Tenaga Nuklir Nasional, 2012
JTRN 14:2 (2012)
Artikel Jurnal  Universitas Indonesia Library
<<   1 2 3 4 5 6 7 8 9 10   >>