STUDI EKSPERIMEN PENGARUH BEBAN KALOR TERHADAP UNJUK KERJA TERMAL MODEL LOOP HEAT PIPE

Sistem pendingin pasif sangat diperlukan sebagai redundance apabila sistem pendingin aktif pada instalasi nuklir mengalami kegagalan operasi. Konspe teknologi sistem pendinginan pasif yang potensial digunakan dalam menyerap dan membuang kalor dengan baik adalah loop heat pipe (LHP). Diharapkan LHP menjadi solusi manajemen termal dalam keselamatan pengoperasian instalasi nuklir. Tujuan studi eksperimen ini adalah untuk mengetahui fenomena perpindahan kalor yang terjadi di dalam model LHP yang dibuat sendiri dan bagaimana unjuk kerja termalnya dalam menyerap dan melepas kalor. Metode yang digunakan adalah dengan melakukan eksperimen model LHP pada variasi beban kalor pada suhu air panas 35°C, 45°C, 55°C, dan 65°C. Fluida kerja di dalam evaporator menggunakan air demineral dengan filling ratio 200 %. Pembuangan kalor pada bagian condenser menggunakan udara dengan laju pendinginan sebesar 2 m/s. Model LHP divakum dengan tekanan sebesar -74 cm Hg. Hasil studi eksperimen menunjukkan bahwa didapatkan fenomena overshoot, zigzag, dan stable seperti fenomena umum perpindahan kalor yang terjadi pada LHP. Unjuk kerja termal terbaik didapatkan dengan hambatan termal terkecil sebesar 0,0017 ºC/W, yaitu diperoleh pada saat model LHP dioperasikan pada beban kalor 65°C. Kesimpulan dari penelitian ini menunjukkan bahwa semakin tinggi beban kalor yang diterima oleh evaporator menyebabkan semakin kecilnya nilai hambatan termal model LHP.

STUDI PENGARUH FILLING RATIO PADA MODEL LOOP HEAT PIPE

Pembuangan panas sisa hasil peluruhan pada saat sistem pendingin aktif mengalami kegagalan masih menjadi permasalahan termal. Loop heat pipe (LHP) sebagai salah satu teknologi sistem pendingin pasif berpotensi untuk dimanfaatkan dalam menangani permasalahan termal tersebut. Tujuan studi ini adalah untuk mengetahui pengaruh filling ratio terhadap unjuk kerja termal model LHP yang dibuat pada berbagai variasi filling ratio yang diberikan dan fenomena perpindahan kalor yang terjadi di dalamnya. Metode eksperimen dilakukan dengan cara mengoperasikan LHP pada filling ratio 100 %, 150 % dan 200%. Dalam eksperimen ini, laju aliran udara di condenser diberikan sebesar 2 m/s, beban kalor sebesar 35, 45, 55, dan 65oC. Model LHP divakum dengan tekanan awal -74 cm Hg. Hasil eksperimen yang diperoleh menunjukkan bahwa LHP memiliki unjuk kerja termal terbaik ketika dioperasikan pada filling ratio 200%, yaitu dengan nilai hambatan termal sebesar 0,0017 oC/W. Fenomena perpindahan kalor yang didapatkan berupa distibusi suhu di dalam LHP yaitu overshoot, zigzag dan stable. Kesimpulan studi menunjukan bahwa filling ratio terbesar yang diberikan pada LHP memberikan unjuk kerja termal terbaik, karena semakin banyak fluida kerja yang ada didalam model LHP menyebabkan semakin agresifnya pendidihan dan semakin besar transfer kalor pada LHP.

PERHITUNGAN INVENTORI NUKLIDA PADA PIN SEL BAHAN BAKAR REAKTOR PWR

Perhitungan fisika reaktor untuk deplesi bahan bakar telah dilakukan, yang mengarah pada inventori isotop Pu di dalam bahan bakar sisa. Perhitungan inventori sotop bahan bakar dilakukan dengan program computer WIMSD-5B menggunakan data nuklir ENDFB-VII.1. Tujuan penelitian ini adalah untuk memprediksi jumlah atom Pu didalam bahan bakar selama reactor dioperasikan 3 tahun. Nilai parameter fluks dihitung program WIMSD dengan model pin bahan bakar yang terletak di zona bahan bakar aktif. Bahan bakar yang dimodelnya terdiri dari tipe A dan B. Hasil perhitungan faktor perkalian tak hingga pin sel PWR yang dihitung menggunakan paket program WIMSD berturut-turut adalah 1,13614 dan 1,19171 untuk bahan bakar tipe A dan B. Dari hasil perhitungan dapat dinyatakan bahwa jumlah Pu yang tersisa tergantung pada model bahan bakar yang digunakan. Nilai faktor perkalian tak hingga juga sangat dipengaruhi oleh bentuk model bahan bakar yang digunakan

STUDI EKSPERIMEN PENGARUH WICK PIPA KAPILER PADA MODEL LOOP HEAT PIPE

Kecelakaan yang terjadi pada Pembangkait Listrik Tenaga Nuklir Fukushhima Dai – Ichi memacu para periset di bidang keselamatan nuklir untuk menggunakan sistem pendingin pasif dalam rangka meningkatkan keselamatan termal isntalasi nuklir. Salah satu teknologi sistem pendingin pasif yang potensial untuk diterapkan adalah Loop Heat Pipe (LHP) karena memiliki kemampuan pembuangan kalor yang baik. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui pengaruh performa wick berupa pipa kapiler dalam rangka meningkatkan unjuk kerja termal dan distribusi suhu pada LHP. Metode eksperimen dilakukan dengan mengoperasikan LHP menggunakan wick. LHP dioperasikan dengan memvariasikan suhu air panas sebagai beban kalor di evaporator pada 35˚C, 45˚C, 55˚C dan 65˚C. Pendinginan pengambilan panas di bagian condenser dilakukan dengan mengaliri udara pada laju aliran udara 2 m/s. Sebelum dioperasikan, model LHP sebelum dioperasikan divakum hingga memiliki tekanan awal -74 cm Hg, dan diberikan fluida kerja air demineral dengan filliing ratio 200 %. Hasil eksperimen didapatkan suhu pada bagian adiabatic dengan wick lebih rendah dibandingkan pada bagian adiabatik tanpa wick. kesimpulan dari penelitian ini membuktikan bahwa penggunaan wick pada LHP dapat berfungsi dengan baik untuk menahan uap tidak naik ke bagian condenser dan sebagai jalur fluida hasil kondensasi untuk kembali ke evaporator.

STUDI PENGARUH LAJU ALIRAN UDARA PENDINGIN PADA CONDENSER TERHADAP DISTRIBUSI SUHU MODEL LOOP HEAT PIPE

Penggunaan sistem pendingin pasif perlu ditingkatkan dalam rangka meningkatkan keselamatan operasi instalasi nuklir. Salah satu teknologi sistem pendingin pasif yang berpotensi untuk digunakan adalah loop heat pipe (LHP). Tujuan studi eksperimen ini adalah mempelajari pengaruh besarnya laju aliran udara pendingin terhadap pembuangan kalor oleh model LHP, dan mempelajari fenomena perpindahan kalor yang terjadi di dalamnya. Dalam studi ini peneliti melakukan eksperimen dengan mengoperasikan model LHP pada berbagai variasi laju aliran pendinginan udara sebesar 0 m/s, 1 m/s, 1,5 m/s dan 2 m/s. Pemberian beban kalor pada evaporator digunakan dengan memvariasikan suhu air panas pada 35°C, 45°C, 55°C, dan 65°C. Model LHP diisi dengan fluida kerja berupa air demineral pada filling ratio 200%. Model LHP divakum dengan tekanan awal -74 cm Hg. Hasil studi menunjukkan bahwa model LHP memiliki hambatan termal terendah sebesar 0.0017 °C/W pada saat diberikan laju aliran pendingin 2 m/s. Kesimpulan studi menyebutkan bahwa semakin besar laju aliran pendingin di condenser dapat meningkatkan unjuk kerja termal model LHP.

ANALISIS MANAJEMEN BAHAN BAKAR DESAIN TERAS KONVERSI TRIGA 2000

Manfaat yang luas penggunaan reaktor riset membuat banyak negara membangun reaktor riset baru. Kecenderungan saat ini adalah tipe reaktor serbaguna dengan teras kompak untuk mendapatkan fluks neutron yang tinggi dengan daya yang relatif rendah. Reaktor riset di Indonesia realtif sudah tua. Oleh karena itu diperlukan desain reaktor riset baru sebagai alternative atau modefikasi desain, kelak pengganti reaktor riset yang sudah ada. Tujuan dari riset ini untuk melengkapi data desain teras TRIGA Bandung sebagai salah satu parameter yang penting dan dibutuhkan untuk menyusun LAK serta persyaratan untuk perizinan desain. Perhitungan dilakukan untuk memahamipola operasi dan majmeen mahan bakar reaktor TRIGA Bandung dengan konfigurasi teras setimbang yang optimal terdiri dari 16 bahan bakar dan 4 batang kendali dengan grid teras 5x5 dan daya 2 MW. Perhitungan manajemen bahan bakar desain teras TRIGA Bandung dilakukan untuk bahan bakar U3Si2-Al dengan kerapatan 2,96 gU/cc. Perhitungan dilakukan dengan paket program WIMSD-5B dan BATAN-FUEL. Hasil pehitungan menunjukankan bahwa dengan polaoperasi satu dan dua parameter operasi tidakada yang dilampaui. Namun hal ini tidak dapat digunakan untuk menambah peningkatan fraksibakar. Dalam hal ini tidak ditemukan peningkatan fraksi bakar yang signifikan dengan hanya merubah konfigurasi teras, hanya bisa memperpanjang siklus operasi.Kata kunci: desain konseptual, bahan bakar uranium-silisida, manajemen bahan bakar, WIMSD-5B, BATAN-FUEL

EVALUASI KINERJA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER RSG GAS BERDASARKAN LAPORAN OPERASI REAKTOR

Reaktor Serba Guna Siwabessy (RSG GAS) adalah reaktor serbaguna yang dibangun sejak Tahun 1983. RSG GAS berdaya 30 MWth, dengan fluks neutron rata-rata 1014 n/cm2.detik yang berasal dari reaksi fisi. Reaktor ini dibangun untuk berbagai eksperimen dan juga mendukung sediaan produksi radiofarmaka di Indonesia. Pada saat ini RSG GAS telah berumur lebih dari 30 tahun. Dan sudah keluar izin operasi dari Bapeten. RSG GAS mempunyai dua sistem pendingin yaitu sistem pendingin primer dan sekunder. Kedua sistem pendingin menggunakan air sebagai fluidanya. Kualitas air pendingin sekunder sesuai yang dipersyaratkan juga harus dipenuhi untuk menekan terjadinya korosi, kerak dan lumut/mikroorganisme. Dengan penanganan sistem pendingin yang baik diharapkan keandalan operasi RSG GAS dapat terjaga. Penilaian Keselamatan Berkala (PKB) dilakukan reaktor GA.Siwabessy dalam setiap 10 tahun sekali. PKB periode 2005 – 2015 telah di laporkan. Penelitian ini dilakukan untuk mengevaluasi kinerja sistem pendingin sekunder reaktor G.A Siwabessy dari Tahun 2016 – 2018. Tujuan evaluasi adalah untuk mengetahui kinerja sistem pendingin sekunder dalam rangka mendukung dokumen PKB pada periode 10 tahun berikutnya. Metodologi yang dilakukan adalah dengan cara evaluasi data Laporan Operasi Reaktor (LOR) RSG GAS dari Tahun 2016 - 2020. Hasil evaluasi LOR dari siklus operasi teras 89-95 menunjukkan tidak ada anomali data hasil operasi reaktor terkait kinerja sistem pendingin sekunder. Berdasarkan hasil evaluasi dapat disimpulkan bahwa pengoperasian RSG GAS masih berada pada batas operasi yang normal.Kata kunci : evaluasi, kinerja, pendingin sekunder, RSG GAS, laporan operasi

Characterising U-232 and Tl-208 Buildup and Decay on Thorium-fuelled RGTT200K

Thallium-208 (Tl-208), a decay daughter of uranium-232 (U-232), is a strong 2.6 MeV gamma emitter present in significant amount in thorium fuel cycle. Its existence enhances the anti-proliferation characteristics of thorium fuel cycle, but at the same time complicates the fuel handling system. In order to ensure that radiation hazard is properly contained, the buildup and decay characteristics of both U-232 and Tl-208 need to be understood. This paper aimed to provide a characterisation on U-232 and Tl-208 buildup in the thorium-fuelled RGTT200K, a 200 MWt very high temperature reactor (VHTR) developed by BATAN, using ORIGEN2.1 depletion code. Pure and impure U-233 were used as the fissile nuclide for comparison. The result showed that U-232 buildup rate is faster in pure U-233, but its Tl-208 buildup is slower. Nonetheless, pure U-233 always has its U-232 and Tl-208 activity lower than impure U-233. Accordingly, both U-232 and Tl-208 radioactivity post-discharge in pure U-233 are lower than impure U-233, although the difference become somewhat negligible after 300 years of decay. Tl-208 activity peaked after 10 years of decay, necessitating different approach in managing post-discharge fuel management.

VERIFIKASI NILAI REAKTIVITAS LEBIH TERAS SETIMBANG RSG-GAS SETELAH 30 TAHUN BEROPERASI

Dalam rangka untuk menjamin keselamatan operasi reaktor RSG-GAS, harus dilakukan review terhadap parameter keselamatan operasi teras yang sering disebut dengan periodic safety review (PSR). Tujuannya adalah untuk melakukan verifikasi terhadap nilai parameter yang terkait dengan keselamatan yang ada di dalam Laporan Analisis Keselamatan (LAK), di mana aspek neutronik termasuk di dalamnya. Pada aspek ini dilakukan verifikasi terhadap reaktivitas lebih teras setimbang RSG-GAS setelah 30 tahun beroperasi melalui perhitungan menggunakan paket program WIMSD-5B/Batan-FUEL. Dari hasil perhitungan diperoleh nilai reaktivitas lebih pada teras setimbang RSG-GAS tanpa Xenon sebesar 7,7 %. Sedangkan nilai reaktivitas lebih hasil eksperimen teras RSG- GAS sebesar 7,4 %. Dari kedua nilai tersebut diperoleh hasil perhitungan verifikasi menunjukkan bahwa nilai perhitungan sesuai dengan nilai eksperimen dengan perbedaan 5 %.

ANALISIS UNJUK KERJA RANCANGAN STEAM CONDENSATION TANK BERBASIS SIMULASI SOFTWARE

Steam condensation tank merupakan salah satu komponen pada fasilitas Passive Helical Coil Condensation System (PaHCCS) pada PASCONEL yang berfungsi sebagai kondensor uap bertekanan. Steam condensation tank didesain menggunakan tube stainless steel 304 (SS 304) dengan diameter luar 600 mm dan ketebalan 9,53 mm serta ketinggian total 2970,8 mm. Steam condensation tank dioperasikan pada tekanan 20 bar, temperatur diatas 100°C dan dilengkapi dengan helical coil tube sebagai pengambil kalor pada uap bertekanan. Simulasi unjuk kerja rancangan steam condensation tank ini bertujuan untuk mengetahui keselamatan dan keamanan saat dioperasikan. Analisis unjuk kerja dilakukan menggunakan software CATIA, dimana pemodelan 3-dimensi rancangan steam condensation tank dioperasikan secara simulasi dengan 1,5 kali dari tekanan dan temperatur operasional. Hasil analisis kekuatan mekanik mendapatkan tegangan mekanik terbesar sebesar 9,57 x 107 N/m2 pada bagian tengah shell rancangan steam condensor tank. Tegangan mekanik tersebut tidak berdampak pada rancangan steam condensor tank berbahan SS 304 karena besar tegangan mekanik yang terjadi lebih kecil daripada yield strength material SS 304 yaitu sebesar 1,73 x 108 N/m2 dan masih berada didaerah elastisnya . Translational displacement maksimal yang terjadi pada rancangan steam condensor tank sebesar 6,2 mm adalah sangat kecil dan 1/500 dari ukuran total panjang rancangan steam condensor tank. Dengan demikian rancangan steam condensor tank aman untuk digunakan sebagai sarana penelitian.Kata kunci: Steam Condensation Tank, PASCONEL, tegangan mekanik, translational displacement