THE VERIFICATION OF THE RSG-GAS REACTOR COOLING TOWER HEAT TRANSFER CAPACITY

The RSG-GAS reactor has been replaced and the technical specifications for the new cooling tower specify that the heat transfer capacity from the secondary cooling water to the environment is 5500 kW per module. Therefore, this study aims to verify the theoretical calculations of the heat transfer capacity using performance test data collected on the 30 MW power operation on December 20, 2018, such as the temperature of the primary and secondary coolant entering and exiting the cooling tower, wet bulb, and environmental dry bulb temperature, as well as the inlet and outlet air temperature. Furthermore, the data were used to calculate the heat transfer capacity from the secondary cooling water to the environment. The results showed that each cell of the RSG-GAS cooling tower reactor transfers the heat of approximately 5528.52 kW. This value is consistent with the technical specifications written in the revised RSG-GAS Safety Analysis Report 11

Analisis Perhitungan Pembangkitan Panas Target Lu2O3 di Teras Reaktor RSG-GAS menggunakan Program GENGTC

Lutesium-177 (l77Lu) merupakan salah satu radioisotop yang efektif untuk terapi kanker prostat. Radioisotop 177Lu diproduksi dengan cara mengiradiasi target Lu2O3 di teras reaktor RSG-GAS. Untuk keperluan pengendalian keselamatan iradiasi di teras reaktor RSG-GAS, pada iradiasi target Lu2O3 perlu dilakukan beberapa perhitungan, salah satunya adalah perhitungan perpindahan panas target ke pendingin primer kolam reaktor. Panas gamma yang terbangkitkan pada target dan kapsul perlu dibuang ke sistem pendingin reaktor agar tidak mengakibatkan kerusakan target. Profil suhu dari pusat target sampai dinding terluar dari kapsul selama iradiasi dihitung dengan menggunakan program GENGTC (Generalized Gap Temperature Calculator) yang dijalankan dengan program komputer BASIC. Dari hasil perhitungan dihasilkan suhu pada pusat target maupun suhu pada kapsul lebih kecil dari titik lelehnya sehingga integritas target dan kapsul masih terjag

Simulasi Perilaku Fluks Neutron di Reaktor RSG-GAS dengan Metode RUNGE KUTTA

Pemodelan reaktor sebagai sebuah titik menghasilkan satu set pasangan persamaan diferensial biasa yang disebut sebagai persamaan kinetika reaktor titik (reactor point kinetic). Persamaan tersebut merupakan persamaan simultan orde satu yang menggambarkan perilaku reaktor gayut waktu. Persamaan  kinetika reaktor titik dapat diselesaikan secara numerik, salah satunya  dengan metode Runge Kutta Orde 4. Metode Runge Kutta Orde 4 dipilih karena memberikan hasil perhitungan yang lebih akurat meskipun dengan  pemrograman yang relatif lebih sulit. Pemrograman dilakukan dalam bahasa FORTRAN, sedangkan hasil perhitungan divisualisasikan dengan Matlab. Penelitian ini bertujuan menyajikan penyelesaian persamaan kinetika reaktor titik secara numerik menggunakan metode Runge Kutta Orde 4 untuk menggambarkan hubungan reaktivitas dengan fluks neutron dalam teras reaktor. Langkah pertama, penentuan nilai densitas neutron awal (No), konsentrasi prekursor neutron awal (Co), reaktivitas awal (ρo), fraksi neutron kasip (βi), waktu generasi neutron kasip, dan konstanta peluruhan prekursor (λi). Langkah kedua, menyelesaikan persamaan diferensial densitas neutron dan konsentrasi prekursor dengan metode Runge Kutta Orde 4, Langkah ketiga, melakukan simulasi insersi reaktivitas step, sinusoidal dan reaktivitas fungsi densitas neutron. Langkah keempat, membuat visualisasi dengan Matlab. Data yang digunakan dalam perhitungan kinetika reaktor titik adalah data parameter kinetika teras TWC Silisida RSG-GAS Tabel V-17 LAK Rev. 11 tahun 2020. Hasil kajian menunjukkan bahwa penyelesaian persamaan kinetika reaktor titik dengan metode Runge Kutta Orde 4 menunjukkan perilaku fluks neutron di dalam teras akibat insersi reaktivitas yang sesuai dengan teori kinetika reaktor. Hasil kajian juga dapat menggambarkan hubungan antara reaktivitas dengan fluks neutron dalam teras pada insersi reaktivitas undak (step), sinusoidal, dan reaktivitas fungsi densitas neutro

ANALYSIS OF HEAT AND MASS TRANSFER ON COOLING TOWER FILL

This paper discusses heat and mass transfer in cooling tower fill. In this research, dry bulb temperature at the bottom fill, ambient relative humidity, air stream velocity entering fill, dry bulb temperature leaving the fill, relative humidity of air leaving the fill, inlet and outlet water temperature of cooling tower were measured. Those data used in heat and mass transfer calculation in cooling tower fill. Then, do the heat and mass transfer calculation based on proposed approch. The results are compared with design data. The design and analogy method showed different  result. The parameter which influence the heat transfer at cooling tower are represented by coefficient of heat transfer hl and coefficient of mass transfer k­l. The differencies result between design and analogy method shows that there is important parameter which different. Deeply study needed for it

Tinjauan Keselamatan Operasi Reaktor Serba Guna G. A. Siwabessy setelah Penggantian Menara Pendingin

Menara pendingin Reaktor RSG-GAS telah diganti dengan menara pendingin yang menggunakan teknologi baru. Penggantian menara pendingin didasarkan atas kebutuhan kemampuan pemindahan panas oleh menara pendingin ke lingkungan pada daya nominal 30 MW. Penggantian menara pendingin diharapkan dapat memenuhi aspek keselamatan berupa batasan dan kondisi operasi (BKO) reaktor berupa  temperatur pendingin primer masuk teras tidak boleh melebihi nilai batas   42 oC. Bila melebihi batasan tersebut maka sistem proteksi reaktor (SPR) akan mengambil tindakan keselamatan otomatis berupa SCRAM reaktor. Kinerja menara pendingin ditunjukkan dengan parameter range, approach, dan effectiveness.  Hasil perhitungan menunjukkan bahwa nilai ketiga parameter tersebut secara berurutan adalah 7,02 oC, 4,93 oC, dan 59,15 %. Operasi reaktor pada daya nominal 30 MW menunjukkan bahwa parameter temperatur pendingin primer masuk teras adalah 36 oC jauh di bawah nilai batas 42 oC sehingga memenuhi aspek keselamatan operasi reakto

TINJAUAN KESELAMATAN OPERASI REAKTOR TERHADAP KINERJA MENARA PENDINGIN SETELAH 30 TAHUN BEROPERASI

TINJAUAN KESELAMATAN OPERASI REAKTOR TERHADAP KINERJA     MENARA PENDINGIN SETELAH 30 TAHUN BEROPERASI. Salah satu komponen penting dari sistem pendingin reaktor adalah menara pendingin. Menara pendingin RSG-GAS telah dioperasikan selama lebih dari 30 tahun. Telah dilakukan kajian kinerja menara pendingin pada operasi daya nominal 30 MW ditinjau dari keselamatan operasi reaktor. Kajian dilakukan untuk mengetahui kinerja menara pendingin dalam membuang panas ke lingkungan. Parameter penilaian kinerja menara pendingin yang dipakai meliputi range, approach, efektifitas, dan temperatur pendingin masuk teras reaktor. Dari kajian data operasi tahun 1992, diperoleh nilai range sebesar 7,2 ⁰C, nilai approach sebesar 8,0 ⁰C, nilai efektifitas sebesar 47,37%, dan nilai temperatur pendingin masuk teras sebesar 40,0 ⁰C. Dari kajian data tahun 2018, diperoleh nilai range sebesar 6,7 ⁰C, nilai approach sebesar 9,3 ⁰C, nilai efektifitas sebesar 41,84%, dan nilai temperatur pendingin masuk teras sebesar 41,96 ⁰C. Nilai temperatur pendingin masuk teras data tahun 1992 masih di bawah batas pengaktifan sistem proteksi reaktor, sedangkan nilai temperatur pendingin masuk teras data tahun 2018 mendekati batas pengaktifan sistem proteksi reaktor yaitu 42 ⁰C. Dapat disimpulkan bahwa kinerja menara pendingin setelah 30 tahun dioperasikan sudah tidak dapat memenuhi kriteria keselamatan operasi reaktor.Kata kunci: kinerja, menara pendingin, temperatur, keselamatan operasi

PERHITUNGAN PRODUKSI 177Lu BERDASARKAN VARIASI WAKTU IRADIASI DI REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PROGRAM ORIGEN 2.1

Telah dilakukan perhitungan radioaktivitas 177Lu (Lutetium-177) dengan variasi waktu iradiasi di Reaktor RSG-GAS. 177Lu merupakan radioisotop golongan lantanida yang sekarang banyak digunakan sebagai agen radioterapi kanker. Perhitungan ini menggunakan paket program ORIGEN 2.1 dengan memasukkan data inputan seperti fluks neutron (1 x 104 n/m2 s), massa lutetium oksida (3 miligram) dan lama iradiasi (4 hari,8 hari, dan 12 hari). Dalam penentuan massa lutetium dibedakan menjadi dua komponen yaitu massa 176Lu dan 175Lu yang berturut-turut sebesar 2 miligram dan 0,6 miligram. Perhitungan tersebut menghasilkan radioaktivitas produksi 177Lu tertinggi sebesar 30,939 GBq pada 12 hari iradiasi. Sedangkan, radioaktivitas produksi 177Lu terendah sebesar 15,939 GBq pada 4 hari iradiasi. Dari hasil tersebut, radioaktivitas produksi 177Lu dengan lama iradiasi mempunyai hubungan lininer. Kemudian radioaktivitas produksi 177Lu untuk melebihi 20 GBq dapat dimulai dari 8 hari iradiasi. Adapun radioaktivitas peluruhan 177Lu dengan waktu peluruhannya memiliki hubungan yang berbanding terbalik