Faculty of Mathematics and Natural Science

Design and safety optimization of ship-based nuclear power reactors have been performed. The neutronic and thermo-hydraulic programs of the three-dimensional XeYeZ geometry have been developed for the analysis of ship-based nuclear power plant. Quasi-static approach is adopted to treat seawater effect and quasi-static approach is also employed to treat neutronic aspect during safety analysis.

In this study reactor core geometrical optimization of 200 MWt PbeBi cooled long life fast reactor for hydrogen production has been conducted. The reactor life time is 20 years and the fuel type is UN-PuN. Geometrical core configurations considered in this study are balance, pancake and tall cylindrical cores. For the hydrogen production unit we adopt steam membrane reforming hydrogen gas production. The optimum operating temperature for the catalytic reaction is 540 C. Fast reactor design optimization calculation was run by using FI-ITB-CHI software package. The design criteria were restricted by the multiplication factor that should be less than 1.002, the average outlet coolant temperature 550 C and the maximum coolant outlet temperature less than 700 C. By taking into account of the hydrogen production as well as corrosion resulting from PbeBi, the balance cylindrical geometrical core design with diameter and height of the active core of 157 cm each, the inlet coolant temperature of 350 C and the coolant flow rate of 7000 kg/s were preferred as the best design parameters.

Preliminary design study of ship based nuclear power reactor has been performed. The results of thermo hydraulics analysis is presented and the core geometry optimization is reported. The reactors are basically lead-bistmuth cooled fast reactor using nitride fuels to enhance neutronics and safety performance. Some design modification are performed for feasibility of operation under ship dynamics caused by external forces from the marine environment such as wind, waves and tidal current that impressing reactor core performance. The basic reactor characteristics is that the power level is 100-200 MWth and excess reactivity is about 1$. In this study, the steady state thermo hydraulic calculation was further performed to investigate the effect of core geometry on the design performance of the proposed ship based reactors under variation of ship oscillation about 0 o -40 o . The calculation result show that balance (square) core is the convenient core geometry for the best thermo hydraulic performance optimization of design. The ship oscillations influence to balance core temperature distribution is small enough compared to low core, while pressure drop even also not as high as at tall core. The variations of total coolant flow-rate across the core are also estimated to investigate the natural circulation level and necessary pumping power for the proposed design.

Telah dilakukan analisis pengaruh kuat arus dan tegangan terhadap kualitas citra Computed Tomography (CT) Scan menggunakan phantom Siemens berbentuk silinder dengan metode pengambilan citra secara pemindaian axial.  Variasi tegangan tabung yang digunakan adalah 80 kV, 110 kV dan 130 kV, untuk kuat arus 240 mA, 260 mA, 280 mA, 300 mA, 320 mA dan 340 mA dengan waktu pemindaian 1 detik.  Setiap metode pemindaian untuk satu tegangan dilakukan dengan enam kali penyinaran.  Penyinaran dilakukan pada dua keadaan yaitu pada tegangan tetap, nilai kuat arus yang divariasikan dan untuk variasi tegangan dilakukan pada nilai kuat arus yang tetap, dengan menggunakan ketebalan irisan 8 mm dengan kernel J30s.  Hasil penelitian menunjukkan bahwa kenaikan tegangan tabung diikuti oleh dan penurunan nilai noise dan kenaikan nilai uniformity . Selain itu, variasi penambahan arus tabung akan menurunkan nilai  noise dan menurunkan nilai uniformity.  Nilai noise yang paling optimal berada pada tegangan 110...

Analisis neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan variasi strategi shuffling bahan bakar telah dilakukan dengan pengaturan awal daya reaktor 550 MWTh dan umur 100 tahun menggunakan input bahan bakar uranium alam tanpa pengayaan. Bahan bakar pada pada teras reaktor dibagi atas 10 region, dengan label region 1 hingga region 10. Setiap region bahan bakar mengalami perbedaan lama proses burnup dan perbedaan densitas nuklida. Variasi strategi shuffling dilakukan dengan cara menyusun masing-masing region bahan bakar secara acak dari region 1 hingga 10. Pada penelitian ini dirancang 4 macam variasi strategi shuffling bahan bakar arah radial. Shuffling bahan bakar dilakukan sekali dalam 10 tahun bersamaan dengan periode refueling. Perhitungan dilakukan dengan metode komputasi menggunakan kode SRAC dengan input data nuklir dari JENDL-32 Library dengan model teras silinder 2D R-Z. Hasil analisis menunjukkan bahwa berdasarakan nilai faktor multiplikasi efektif, variasi strategi shu...

Telah dilakukan simulasi pada desain Reaktor Pembiak Cepat Berpendingin Logam Cair (Pb-Bi), menggunakan kode simulasi berbasis bahasa pemograman Delphi 7.0 untuk menganalisis pembiakan bahan fisil 239Pu. Perhitungan diterapkan pada teras reaktor 2-D (dua dimensi) geometri r-z (silinder) dengan menempatkan bahan fertil (blanket) pada teras bagian luar. Teras reaktor dirancang beroperasi pada daya 150 MWt dengan bahan bakar campuran uranium dan plutonium nitrida dan pendingin logam cair Pb-Bi.  Simulasi dilakukan terhadap beberapa variasi fraksi bahan bakar (35%, 40% dan 45%) dan bahan pendingin yang diawali dengan penyelesaian persamaan difusi untuk mendapatkan nilai faktor multiplikasi, fluks neutron dan distribusi daya.  Nilai fluks yang diperoleh digunakan untuk menghitung perubahan densitas atom selama reaktor beroperasi yang diperlukan untuk menganalisis susutan bahan bakar.  Hasil perhitungan menunjukkan bahwa nilai faktor multiplikasi neutron (keff) untuk semua fraksi berada d...

Analisis konfigurasi bahan bakar terhadap produktivitas fisil pada Fast Breeder Reaktor (FBR) telah dilakukan. Konfigurasi bahan bakar dirancang dalam 5 variasi dengan 2 kategori yaitu konfigurasi homogen (inner dan outer) serta heterogen dengan fraksi bahan bakar yang sama yaitu 45 %. Perhitungan dilakukan dengan metode komputasi menggunakan kode FI-ITB.CHI yang dikembangkan dalam bahasa pemrograman Borland Delphi 7.0 Bahan bakar yang digunakan adalah campuran uranium-plutonium nitrida (Un-PuN) dan pendingin timbal bismuth (Pb-Bi) pada teras reaktor 2-D (dua dimensi) geometri r-z (silinder). Hasil perhitungan difusi neutronik menunjukkan bahwa pada semua konfigurasi bahan bakar yang diamati diperoleh nilai kritikalitas teras melalui pengaturan fraksi pengayaan (enrichment) pada setiap bagian teras. Fraksi pengayaan rata-rata yang terkecil untuk mencapai keadaan kritis ditunjukkan pada konfigurasi homogen-outer. Hasil analisis menunjukkan bahwa nilai distribusi fluks neutron yang pa...

Telah dilakukan penelitian tentang analisis neutronik pada reaktor cepat dengan memvariasikan fraksi pengayaan pada bahan bakar UN-PuN, UC-PuC dan MOX. Analisis ini bertujuan untuk mengetahui pengaruh perubahan fraksi pengayaan (enrichment) terhadap karakteristik neutronik pada reaktor cepat berpendingin Pb-Bi. Penelitian dilakukan secara simulasi komputasi menggunakan kode FIITB.CHI yang dikembangkan dalam bahasa pemrograman Delphi 7.0 untuk geometri teras 3D XYZ dengan variasi pengayaan berkisar antara 11%-20%. Penelitian dilakukan dengan mengamati parameter-parameter neutronik yaitu faktor multiplikasi neutron dan distribusi fluks neutron. Hasil analisis menunjukkan bahwa variasi fraksi pengayaan memberikan karakteristik neutronik yang berbeda-beda pada ketiga jenis bahan bakar. Untuk mencapai kondisi kritis bahan bakar MOX memerlukan fraksi pengayaan yang paling besar yaitu 14%-16% dibandingkan dengan bahan bakar UN-PuN sebesar 12%-14% dan bahan bakar UC-PuC sebesar 13%-15%. Dis...

Telah dilakukan analisis tingkat sirkulasi alamiah pada LMFBR (Liquid Metal Fast Breeder Reactor) dengan bahan pendingin Na, NaK, Pb dan Pb-Bi. Perhitungan neutronik dan termalhidrolik pada penelitian ini menggunakan program DTRIDI berbasis delphi7 yang merupakan program simulasi untuk desain teras tiga dimensi (xyz). Teras LMFBR dirancang dengan bahan bakar UN-PuN dan beroperasi pada daya 150 MWth. Simulasi diawali dengan perhitungan neutronik yang memberikan hasil faktor multiplikasi neutron yang digunakan untuk perhitungan termalhidrolik sehingga diperoleh distribusi temperatur dan penurunan tekanan. Analisis tingkat sirkukasi alamiah dilakukan dengan pendekatan kuasistatik, dimana laju aliran massa pendingin total diturunkan secara bertahap untuk mensimulasikan hilangnya daya pompa pada keadaan kecelakaan ULOF (Unprotected Lost Of Flow). Tingkat sirkulasi alamiah diperoleh dari grafik perpotongan antara pressure drop dan driving head sebagai fungsi dari laju alir pendingin total...

Analisis pengaruh temperatur masukan terhadap kekritisan High Temperature GasReactor (HTGR) telah dilakukan.HTGR yang diteliti berbahan bakar UO2 yang dilapisi TRISO dengan bahan pelapis berupa karbon pirolitik dan zirkonium karbida (ZrC).Variasi temperatur masukan 800˚C-1600˚C untuk bahan bakar dan temperatur pendingin dari 300˚C-700˚C.Reaktor ini menggunakan gas helium sebagai pendingin dan parameter yang diamati adalah faktor multiplikasi efektif (keff) pada teras reaktor.Penelitian ini dilakukan dengan komputasi menggunakan kode SRAC 2006 (Standard Thermal Reactor Analysis Code System) library yang digunakan yaitu JENDL-3.3. Teras Reaktor HTGR dibagi menjadi 8 region. Simulasi reaktor dilakukan dengan memvariasikan temperatur pendingin dalam setiap variasi temperatur bahan bakar, Dari setiap simulasi didapatkan faktor multiplikasi neutron dalam setiap variasi temperatur.Faktor multiplikasi neutron mengalami penurunan setiap kenaikan temperatur bahan bakar begitu juga dengan reak...

Telah dilakukan analisis neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan variasi umur teras dan daya reaktor. Reaktor ini menggunakan uranium alam sebagai bahan bakar dan helium sebagai pendingin. Parameter neutronik yang diamati meliputi faktor multiplikasi (keff) dan densitas bahan bakar. Pengaturan bahan bakar menggunakan strategi shuffling pada model teras silinder dua dimensi R-Z.Teras dibagi menjadi 10 region. Setiap 10 tahun bahan bakar yang ada pada masing-masing region di shuffling ke region berikutnya. Bahan bakar di region 10 dikeluarkan sedangkan pada region 1 akan diisi dengan bahan bakar baru. Penelitian ini dilakukan dengan 3 variasi umur teras dan 3 variasi daya reaktor. Perhitungan menggunakan kode SRAC dengan JENDL-32 sebagai data library. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa reaktor dapat dioperasikan hingga 100 tahun pada daya 500 MWTh karena neutron yang berada dalam teras reaktor dapat mempertahankan kekritisannya selama reaktor beroperasi. Semakin lama umu...

Telah dilakukan analisis pengaruh ukuran teras geometri kubus terhadap tingkat sirkulasi alamiah bahan pendingin Pb-Bi pada reaktor cepat LMFBR dengan bahan bakar UN-PuN dan laju aliran massa pendingin total 4000 kg/s menggunakan program simulasi komputasi DTRIDI. Simulasi diawali oleh perhitungan neutronik yang memberikan hasil harga multiplikasi neutron dan fluks neutron yang dapat digunakan untuk perhitungan termal-hidrolik sehingga diketahui distribusi temperatur pada elemen bahan bakar dan pendingin. Tingkat sirkulasi alamiah dilakukan dengan pendekatan kuasistatik dari grafik yang ditunjukkan oleh perpotongan antara presure drop dan driving head sebagai fungsi dari laju alir total pendingin. Pada kondisi tersebut, adanya pengurangan daya pompa yang digunakan. Tingkat sirkulasi alamiah berdasarkan optimasi ukuran teras dan daya termal tercapai pada ukuran geometri teras yang lebih kecil dengan daya yang lebih besar. Tingkat sirkulasi alamiah pada daya 150 MWth tercapai pada uku...

One of the crucial problems of the nuclear reactor core is to predict the distribution of neutron flux. Neutron diffusion equation is widely used as an approximation to solve the neutron transport problem. In this study, neutron flux distribution with variation of spatial mesh in the finite slab geometry using one-dimensional diffusion equation has been evaluated. It provides a simple example of a slab geometry reactor design for fixed diameters, but the spatial meshes are varied in all region. The computation procedures to calculate the neutron flux distribution are conducted as follows: The boundary conditions of initial neutron source and neutron flux are determined. Macroscopic cross section of Uranium is regulated in homogeneous region and taken from the reference. The diffusion coefficient is arranged as fixed value. Furthermore, evaluation of numerical neutron flux value was carried out using the Jacobi method. The results show that with increasing spatial mesh, the neutron flux will decrease, but the neutron flux distribution pattern remained the same.

A calculations simulation to analyze thermalhydraulic performance of some type's liquid metal coolant have been done for small size fast reactor. The calculation performed to 3D cube shape core reactor design with the dimension of 80x80x80 cm and uranium-plutonium nitride as fuel. Simulation begins with neutronic calculation to obtain neutron flux distribution and to achieve the critical condition of core. The thermalhydraulic calculation was done for four types of liquid metal coolant, that are Na, NaK, Pb and PbBi. The material coolant based on natrium is working on 1000 kg/s flowrate while for material coolant base on Pb is working on 3000 kg/s flowrate. Based on critical condition result, pressure drop system and temperature distribution calculated for each liquid metal material coolant on the rest of core. The calculations showed that the use of PbBi as coolant for small fast reactor gave the best thermalhydraulic performance.

Variasi diurnal adalah salah satu komponen utama variasi atmosfer di kawasan tropis yang menimbulkan dampak terhadap siklus hidrologi dan bidang terkait. Sebagai interaksi antara daratan dan lautan sekitarnya, fenomena ini dipengaruhi oleh kondisi topografi. Penelitian ini bertujuan untuk menganalisis variasi diurnal dari akumulasi, frekuensi dan intensitas curah hujan dalam kaitannya dengan topografi di Sumatera Barat menggunakan data rain gauge dari 17 stasiun selama 2014‒2019. Pola diurnal dan semidiurnal curah hujan dimodelkan melalui metode dekomposisi harmonik menggunakan discrete Fourier transform (DFT). Secara umum, akumulasi dan frekuensi curah hujan daerah pesisir pantai dan dataran tinggi, lebih besar daripada daerah dataran rendah. Namun sebaliknya, intensitas curah hujan lebih besar di dataran rendah daripada wilayah pesisir pantai dan dataran tinggi. Secara umum puncak intensitas curah hujan terjadi pada pukul 15.00‒16.00 WIB pada daerah pesisir pantai dan pada pukul 1...

Telah dilakukan penelitian tentang pengaruh geometri teras terhadap kinerja neutronik pada reaktor pembiak cepat dengan siklus bahan bakar tertutup. Penelitian dilakukan melalui simulasi komputasi dengan memvariasikan geometri teras untuk reaktor pembiak cepat berpendingin logam cair (Pb-Bi) dengan bahan bakar UN-PuN (Nitrida) yang beroperasi selama 20 tahun. Analisis dilakukan terhadap hasil pengamatan perubahan harga faktor multiplikasi neutron (keff), perubahan nilai Burnup, perubahan nilai Breeding Ratio, dan perubahan densitas bahan fertil dan fisil di dalam teras reaktor. Dari keseluruhan model teras reaktor yang diamati, model G5 (Z>>X) memberikan hasil yang terbaik dengan mempertahankan harga keff dalam batas toleransi reaktifitas ($) ± 0,05 selama 13 tahun. Nilai breeding ratio (BR) untuk seluruh model teras masih dalam rentang yang diharapkan (BR>1), namun nilai BR paling baik diberikan oleh model teras G1 (Z<<X). Nilai burnup untuk keseluruhan model meningkat seiring dengan banyaknya nuklida yang berfisi di dalam teras reaktor dan yang paling baik diberikan oleh model teras G1. Beberapa nuklida baru hasil transmutasi bahan bakar muncul di dalam teras reaktor, contohnya 241 Am. Kata Kunci : transmutasi, reaktor pembiak cepat, siklus bahan bakar tertutup, geometri teras, breeding ratio, burnup

Telah dilakukan optimasi ukuran teras Reaktor daya Eksperimental (RDE). Optimasi ini bertujuan untuk memperoleh ukuran teras yang optimal untuk RDE 30 MWt berdasarkan aspek neutronik antara lain discharge burn up, fuel residence time dan distribusi daya dan aspek keselamatan. Pada tahap awal dilakukan optimasi pass bahan bakar. Pass bahan bakar menyatakan jumlah sirkulasi bahan bakar ke teras reaktor dan parameter optimasi pass adalah nilai power peaking factor mendekati 1, discharge burn up tinggi serta memiliki temperatur puncak bahan bakar setelah DLOFC rendah. Berdasarkan parameter tersebut didapatkan pass optimal adalah 5 pass. Variasi ukuran teras ditentukan dengan dua cara, yaitu variasi ukuran teras pada volume tetap dan variasi tinggi teras pada diameter tetap. Tahap selanjutnya, terhadap ukuran teras yang optimal, dilakukan optimasi fraksi enrichment dan heavy metal loading bahan bakar. Dari hasil perhitungan diperoleh bahwa pada volume tetap (5 m3) parameter-parameter neu...

Telah dilakukan disain kode komputasi untuk Analisis Burnup pada Reaktor Pembiak Cepat menggunakan bahasa pemograman Delphi 7.0. Disain dirancang untuk geometri teras reaktor 3 dimensi XYZ yang berbentuk kubus (seimbang/balance, x = y = z) dengan menggunakan bahan bakar UN-PuN (Nitrida). Simulasi disain diawali dengan perhitungan densitas awal, dilanjutkan dengan penyelesaian persamaan difusi multigrup untuk mendapatkan faktor multiplikasi, distribusi fluks neutron, dan distribusi daya. Nilai fluks neutron digunakan untuk menghitung perubahan densitas nuklida dalam analisis burnup (susutan bahan bakar). Hasil perubahan densitas nuklida digunakan untuk menghitung nilai Breeding Ratio (BR) dan Burnup (B). Contoh dari hasil simulasi melalui kode komputasi yang didisain memperlihatkan perubahan densitas setiap interval waktu tertentu, selain itu nilai Breeding Ratio (BR) untuk 1 siklus (4 tahun) menurun, tetapi masih dalam rentang nilai BR &gt; 1. Nilai Burnup untuk 1 siklus (4 tahun) m...

Telah dilakukan penelitian tentang pengaruh beberapa jenis campuran bahan bakar terhadap nilai breeding ratio pada reaktor pembiak cepat.  Perhitungan dilakukan melalui simulasi komputasi untuk desain reaktor 3D dengan geometri teras berbentuk kubus berukuran x= y = z = 80 cm, berpendingin PbBi dengan memvariasikan tiga jenis campuran bahan bakar yang digunakan yaitu  UN-PuN, UC-PuC dan MOX. Pemantauan terhadap hasil simulasi dilakukan selama 5 tahun waktu operasi.  Melalui perhitungan difusi multigrup dan perhitungan burnup, dilakukan analisis tentang nilai faktor multiplikasi (keff) dan nilai breeding ratio. Pada awal operasi, fraksi pengayaan bahan bakar diatur agar nilai keff awal berada dalam kondisi kritis dengan  nilai reaktifitas swing 0,002. Pada awal operasi nilai breeding ratio terbesar dicapai oleh bahan bakar UC-PuC sedangkan nilai terkecil pada penggunaan MOX masing-masing 1,31 dan 0,76.  Pada penggunaan bahan bakar UN-PuN menunjukkan nilai breeding ratio yang stabil s...

ABSTRAK Telah dilakukan sintesis bahan YSZ ( Yttria Stabilized Zirkonia , ZrO 2 -Y 2 O 3 ) dengan metode reaksi padatan ( solid state reaction ) yaitu melalui proses penggerusan. Proses pemaduan bahan YSZ dilakukan dengan mencampurkan serbuk yttria dan zirkonia yang digerus bersama-sama selama       5 jam dengan komposisi Y 2 O 3  dan ZrO 2 (4,5:95,5 dan 8,0:92,0) %mol. Setelah itu serbuk paduan dikalsinasi pada temperatur 500°C selama 3 jam,  kemudian dikompaksi pada tekanan 4000 psi dan sintering pada temperatur 1300°C selama 3 jam. Selanjutnya, sampel digerus dan dikalsinasi kembali pada temperatur 500°C selama 3 jam, dikompaksi pada tekanan ~14.600 psi dan sintering pada temperatur 1400°C selama 3 jam. Identifikasi fasa dari senyawa yang terbentuk, pengamatan morfologi dan konduktivitas ionik pada sampel hasil sintesis tersebut dilakukan berturut-turut dengan menggunakan XRD  spektroskop, SEM-EDS dan LCR meter. Hasil analisis menunjukkan bahwa telah berhasil terbentuk YSZ pada b...