Javascript must be enabled to continue!
ANALISIS PENGATURAN POSISI CONTROL RODS PADA KONSEP REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL INDONESIA PASCA REACTOR SCRAM
View through CrossRef
ANALISISPENGATURAN POSISI CONTROL RODS PADA KONSEP REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL INDONESIA PASCA REACTOR SCRAM POST REACTOR SCRAM CONTROL RODS POSITION ADJUSTMENT ANALYSIS FOR THE INDONESIAN EXPERIMENTAL POWER REACTOR CONCEPT. ABSTRAK ANALISIS PENGATURAN POSISI CONTROL RODS PADA KONSEP REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL INDONESIA PASCA REACTOR SCRAM. Telah dilakukan analisis simulasi pengaturan posisi batang-batang kendali untuk melanjutkan operasi reaktor daya eksperimental (RDE) paska scram setelah beroperasi pada periode waktu tertentu. Pengendalian reaktivitas pada reaktor RDE yang akan dibangun di Indonesia dengan rujukan high temperature gas reactor (HTR) 10 MWt, dilakukan dengan 10 pasang batang-batang kendali atau control rod (CR). Apabila terrjadi kondisi abnormal maka CR secara otomatis akan jatuh tersisip ke dalam reflektor reaktor sehingga reaktor scram dan berada pada kondisi subkritis. Untuk melanjutkan operasi reaktor pasca scram diperlukan analisis terkait pengaruh reaktivitas negatif dari Xenon dan suhu. Pada makalah ini disajikan hasil simulasi yang dilakukan untuk penentuan posisi CR paling optimum untuk melanjutkan operasi reaktor, menggunakan simulator PCTRAN-HTR. Simulasi dilakukan pada variasi 70%, 85% dan 100% dari tingkat daya penuh dan dengan variasi waktu operasi 50 s, 10.000 s, dan 20.000 s di mana setelah reaktor beroperasi pada tingkat-tingkat daya dan waktu operasi tersebut reaktor mengalami scram. Untuk melanjutkan operasi lagi maka CR harus dinaikkan lagi dan diatur ke posisi tertentu sampai reaktor mencapai kondisi kritis lagi pada tingkat daya nominal tersebut. Hasil yang telah diperoleh menunjukkan bahwa dengan posisi CR naik 52 % sudah bisa menghasilkan kondisi kritis dan mampu mengatasi reaktivitas negatif peracunan xenon maupun suhu. Kata kunci: RDE, HTR, operasi reaktor, batang kendali, reaktivitas, scram ABSTRACT POST REACTOR SCRAM CONTROL RODS POSITION ADJUSTMENT ANALYSIS FOR THE INDONESIAN EXPERIMENTAL POWER REACTOR CONCEPT. Analytical study using PC-based simulator has been carried out on control rods position adjustment of the Indonesian experimental power reactor concept or reaktor daya ekperimental (RDE) in a post reactor scram to continue operation after a certain operation period. Reactivity control of the RDE uses 10 pairs of control rods (CRs), which is based on that applied in the high temperature gas reactor (HTR) 10 MW(t). If an abnormal operating condition occurs, these control rods automatically dropped to the reflector that bring the reactor into a scram and subcritical condition. To continue reactor operation after a period of time, the CRs should be withdrawn to achieve recriticality. Prior to any CRs withdrawal, an analysis of negative reactivity effects of Xenon (poissoning) and fuel temperature coefficient should be done. Simulations using PCTRAN-HTR simulator to determine the optimum CRs positions in achieving reactor criticality for continuation of reactor operation is presented in this paper. The simulations were conducted by varying the reactor power levels at 70%, 85% and 100% of full power, respectively. The reactor operation time was varied at 50s, 10000s, and 20000 s prior to the reactor scram. Adjustment of CRs position should be done to continue reactor operation at those nominal power levels by withdrawing the CRs to the proper positions. The simulation results show that recriticality can be achieverd by whitdrawing the CRs 52% of farther and the negative reactivity from xenon poisoning and temperature could be overcome. Keywords : RDE, HTR, reactor operation, control rod, reactivity, scram.
National Research and Innovation Agency
Title: ANALISIS PENGATURAN POSISI CONTROL RODS PADA KONSEP REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL INDONESIA PASCA REACTOR SCRAM
Description:
ANALISISPENGATURAN POSISI CONTROL RODS PADA KONSEP REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL INDONESIA PASCA REACTOR SCRAM POST REACTOR SCRAM CONTROL RODS POSITION ADJUSTMENT ANALYSIS FOR THE INDONESIAN EXPERIMENTAL POWER REACTOR CONCEPT.
ABSTRAK ANALISIS PENGATURAN POSISI CONTROL RODS PADA KONSEP REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL INDONESIA PASCA REACTOR SCRAM.
Telah dilakukan analisis simulasi pengaturan posisi batang-batang kendali untuk melanjutkan operasi reaktor daya eksperimental (RDE) paska scram setelah beroperasi pada periode waktu tertentu.
Pengendalian reaktivitas pada reaktor RDE yang akan dibangun di Indonesia dengan rujukan high temperature gas reactor (HTR) 10 MWt, dilakukan dengan 10 pasang batang-batang kendali atau control rod (CR).
Apabila terrjadi kondisi abnormal maka CR secara otomatis akan jatuh tersisip ke dalam reflektor reaktor sehingga reaktor scram dan berada pada kondisi subkritis.
Untuk melanjutkan operasi reaktor pasca scram diperlukan analisis terkait pengaruh reaktivitas negatif dari Xenon dan suhu.
Pada makalah ini disajikan hasil simulasi yang dilakukan untuk penentuan posisi CR paling optimum untuk melanjutkan operasi reaktor, menggunakan simulator PCTRAN-HTR.
Simulasi dilakukan pada variasi 70%, 85% dan 100% dari tingkat daya penuh dan dengan variasi waktu operasi 50 s, 10.
000 s, dan 20.
000 s di mana setelah reaktor beroperasi pada tingkat-tingkat daya dan waktu operasi tersebut reaktor mengalami scram.
Untuk melanjutkan operasi lagi maka CR harus dinaikkan lagi dan diatur ke posisi tertentu sampai reaktor mencapai kondisi kritis lagi pada tingkat daya nominal tersebut.
Hasil yang telah diperoleh menunjukkan bahwa dengan posisi CR naik 52 % sudah bisa menghasilkan kondisi kritis dan mampu mengatasi reaktivitas negatif peracunan xenon maupun suhu.
Kata kunci: RDE, HTR, operasi reaktor, batang kendali, reaktivitas, scram ABSTRACT POST REACTOR SCRAM CONTROL RODS POSITION ADJUSTMENT ANALYSIS FOR THE INDONESIAN EXPERIMENTAL POWER REACTOR CONCEPT.
Analytical study using PC-based simulator has been carried out on control rods position adjustment of the Indonesian experimental power reactor concept or reaktor daya ekperimental (RDE) in a post reactor scram to continue operation after a certain operation period.
Reactivity control of the RDE uses 10 pairs of control rods (CRs), which is based on that applied in the high temperature gas reactor (HTR) 10 MW(t).
If an abnormal operating condition occurs, these control rods automatically dropped to the reflector that bring the reactor into a scram and subcritical condition.
To continue reactor operation after a period of time, the CRs should be withdrawn to achieve recriticality.
Prior to any CRs withdrawal, an analysis of negative reactivity effects of Xenon (poissoning) and fuel temperature coefficient should be done.
Simulations using PCTRAN-HTR simulator to determine the optimum CRs positions in achieving reactor criticality for continuation of reactor operation is presented in this paper.
The simulations were conducted by varying the reactor power levels at 70%, 85% and 100% of full power, respectively.
The reactor operation time was varied at 50s, 10000s, and 20000 s prior to the reactor scram.
Adjustment of CRs position should be done to continue reactor operation at those nominal power levels by withdrawing the CRs to the proper positions.
The simulation results show that recriticality can be achieverd by whitdrawing the CRs 52% of farther and the negative reactivity from xenon poisoning and temperature could be overcome.
Keywords : RDE, HTR, reactor operation, control rod, reactivity, scram.
Related Results
PEMODELAN MEKANISME UMPAN BALIK REAKTIVITAS PADA SIMULATOR REAKTOR KARTINI
PEMODELAN MEKANISME UMPAN BALIK REAKTIVITAS PADA SIMULATOR REAKTOR KARTINI
PEMODELAN MEKANISME UMPAN BALIK REAKTIVITAS PADA SIMULATOR REAKTOR KARTINI. Pengendalian reaktor dilakukan dengan beberapa tahapan seperti mengubah jumlah atau posisi bahan bakar, ...
AN ANALYSIS OF PUMP POWER CALCULATION OF CONVERTED BANDUNG TRIGA REACTOR WITH PIPE ROUTING THROUGH DELAY TANK
AN ANALYSIS OF PUMP POWER CALCULATION OF CONVERTED BANDUNG TRIGA REACTOR WITH PIPE ROUTING THROUGH DELAY TANK
The Bandung TRIGA 2000 Reactor has been widely used for conducting training, researches and isotop production since 1965. This reactor have to be decommissioned due no further fuel...
DESAIN KONSEPTUAL PERISAI RADIASI REAKTOR RRI-50
DESAIN KONSEPTUAL PERISAI RADIASI REAKTOR RRI-50
ABSTRAK DESAIN KONSEPTUAL PERISAI RADIASI REAKTOR RRI-50. Salah satu parameter yang harus dipenuhi dalam mendesain reaktor nuklir adalah desain perisai radiasi yang dapat menjamin ...
ANALISIS KONDISI TERAS REAKTOR DAYA MAJU AP1000 PADA KECELAKAAN SMALL BREAK LOCA
ANALISIS KONDISI TERAS REAKTOR DAYA MAJU AP1000 PADA KECELAKAAN SMALL BREAK LOCA
ABSTRAK ANALISIS KONDISI TERAS REAKTOR DAYA MAJU AP1000 PADA KECELAKAAN SMALL BREAK LOCA. Kecelakaan yang diakibatkan oleh kehilangan pendingin (loss of coolant accident / LOCA) da...
PENENTUAN DAERAH SAFETY PERIMETER DENGAN SOFTWARE HOTSPOT VERSI 3.0.3 PADA KECELAKAAN REAKTOR RSG-GAS PADA DAYA 5 MW , 10 MW dan 15 MW
PENENTUAN DAERAH SAFETY PERIMETER DENGAN SOFTWARE HOTSPOT VERSI 3.0.3 PADA KECELAKAAN REAKTOR RSG-GAS PADA DAYA 5 MW , 10 MW dan 15 MW
PENENTUAN DAERAH SAFETY PERIMETER DENGAN SOFTWARE HOTSPOT VERSI 3.0.3 PADA KECELAKAAN REAKTOR RSG-GAS PADA DAYA 5 MW , 10 MW DAN 15 MW. Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) ...
Analisis dan Uji Kinerja Operasi Reaktor Kartini Sebagai Sumber Neutron Fasilitas Eksperimen SAMOP
Analisis dan Uji Kinerja Operasi Reaktor Kartini Sebagai Sumber Neutron Fasilitas Eksperimen SAMOP
Abstrak – Telah dilakukan analisis dan uji kinerja operasi reaktor Kartini dalam rangka menyediakan sumber neutron untuk fasilitas eksperimen SAMOP (Subcritical Assembly for 99Mo P...
SIMULATION OF FEED WATER TEMPERATURE DECREASE ACCIDENT IN NUSCALE REACTOR
SIMULATION OF FEED WATER TEMPERATURE DECREASE ACCIDENT IN NUSCALE REACTOR
Study on thermal hydraulic behavior of the NuScale reactor during secondary system malfunction that causes a feed water temperature decrease has been conducted using RELAP5 code. T...
Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Umur Teras dan Daya Reaktor
Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Umur Teras dan Daya Reaktor
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 heli...

