PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam

PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam. Fasilitas iradiasi Power Ramp Test Facility (PRTF) adalah sebuah fasilitas iradiasi yang digunakan untuk uji tak merusak bahan bakar nuklir jenis Pressurized Water Reactor (PWR). PRTF dirancang khusus untuk simulasi kondisi PWR dimana batang uji/kelongsong pin diberi tekanan di dalam rangkaian primer dan panas yang ditimbulkan diambil oleh sistem pendingin sekunder  yang memiliki 2 jalur masing-masing jalur dioperaikan dengan laju alir aatara 600 l/jam-900 l/jam. Pada pengujian ini akan dilakukan iradiasi kelongsong pin PRTF dengan laju alir sekunder 750 l/jam. Persyaratan LAK iradiasi PRTF bahwa daya termal maksimum adalah 22,5 kw dan aktivitas air maksimum primer adalah 2,08.104 cps. Pengujian ini bertujuan untuk mengetahui linieritas hubungan antara daya termal terbangkitkan dengan posisi kelongsong pin terhadap teras reaktor, serta menentukan aktivitas air primer sebagai fungsi daya termal. Hasil dari percobaan didapatkan bahwa daya fungsi posisi batang uji/kelongsong pin terhadap teras reaktor adalah linier dan nilai daya maksimum yang terbangkitkan adalah 3,913926 kW, serta aktivitas air primer maksimum didapatkan nilai 4.102 cps dengan demikian iradiasi pengujian kelongsong pin PRTF dengan laju alir sekunder 750 l/jam aman dilakukan di reaktor RSG-GAS.    Kata kunci : Iradiasi, Pengujian, kelongsong, pin, laju alir, PRTF ABSTRACTIRRAADIATION TESTING OF PRTF CLADDING PIN WITH SECONDARY FLOW RATE 750 l / h. Irradiation facilities Power Ramp Test Facility (PRTF) is an irradiation facility that is used for non-destructive testing of nuclear fuel type Pressurized Water Reactor (PWR). PRTF specially designed for simulating the conditions of PWR in which the test rod / cladding pin by pressure inside the primary circuit and the heat generated is taken by a secondary cooling system that has two lanes each track is operated with a flow rate of 600 l / h - 900 l / h , In this test will be irradiated cladding PRTF pin with a secondary flow rate of 750 l / h. This test aims to determine the linearity of the relationship between the thermal power was awakened by a cladding pin position against the reactor core, and to determine the primary water activity as a function of thermal power. The results of the experiment showed that the power function of the position of the test rod / cladding pin against the reactor core is linear and the value of maximum power is awakened 3.913926 kW and maximum primary water activity values obtained 4,102 CPS. PRTF irradiation of SAR requirements that the maximum thermal power is 22.5 kW and maximum water activity of primary 2,08.104 thus PRTF pin cladding irradiation testing with the secondary flow rate of 750 l / h safely operated in the RSG-GAS reactor. Keywords: Irradiation, Testing, cladding, pin, flow rate, PRT

PERANCANGAN SENSOR PENGUKUR KECEPATAN KAPSUL IRADIASI DI FASILITAS SISTEM RABBIT PNEUMATIK

PERANCANGAN SENSOR PENGUKUR KECEPATAN KAPSUL IRADIASI PNEUMATIK DI FASILITAS RABBIT SISTEM PNEUMATIK. Fasilitas iradiasi rabbit sistem pneumatik dikhususkan untuk mengiradiasi suatu spesimen atau sampel dengan waktu paruh pendek, sehingga dibutuhkan waktu transfer yang singkat dengan kecepatan transfer yang disyaratkan sebesar 10 m/s. Mengetahui kecepatan transfer kapsul bermanfaat dalam menentukan waktu iradiasi dan proteksi terhadap rusaknya kapsul tersebut karena tumbukan. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui perkiraan keakuratan sensor pengukur kecepatan yang dirancang. Dua buah sensor berbasis fotoelektrik digunakan untuk mengukur waktu layang atau Time of Flight (ToF) yang dibangkitkan oleh media yang diukur. Percobaan dilakukan menggunakan simulasi digital dengan perangkat lunak. Hasil percobaan menunjukkan hubungan antara waktu layang terhadap error pengukuran dan error kecepatan 10 m/s sebesar 2%. Error 2 % didapatkan dari hasil pengolahan data secara statistik.Kata Kunci : Rabbit sistem pneumatik, perancangan sensor kecepatan, waktu layang, foto elektrik, iradias

PEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM PELAT ELEMEN BAKAR NUKLIR

ABSTRAK PEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM ELEMEN BAKAR NUKLIR PASCA IRADIASI TELAH DILAKUKAN. Unjuk kerja pelat elemen bakar nuklir selama digunakan di reaktor dapat diketahui melalui pengujian pascairadiasi. Salah satu pengujian pasca iradiasi adalah mengamati distribusi hasil belah, yang digunakan untuk menentukan distribusi pembelahan dari bahan dapat belah dalam elemen bakar. Pengamatan ini umumnya dilakukan secara gamma scanning dengan mengamati paparan radiasi-g pada energi tertentu. Pada umumnya penetuan distribusi hasil belah bahan bakar nuklir dilakukan dengan menggunakan spektrometer gamma. Pengamatan yang dilakukan cara manual, yaitu mengkombinasikan antara gerak elemen bakar dan pencacahan aktifitas radionuklida pemancar radiasi-g. Distribusi hasil belah dalam pelat elemen bakar U3Si3-Al diperoleh dengan mencacah radiasi gamma yang dipancarkan oleh sampel, dengan waktu pencacahan 300 detik pada setiap jarak 5 mm. Hasil pencacahan diolah dengan program exel sehingga diperoleh pola distribusi radioaktivitas gamma dalam pelat elemen bakar. Pola distribusi radioaktivitas 137Cs dalam pelat elemen bakar yang diperoleh dari pengamatan ini sesuai dengan pengamatan menggunakan gamma scanning. Pola distribusi hasil belah pemancar-g lainnya di dalam elemen bakar dapat juga dilakukan dengan cara pengamatan ini. Kata kunci : gamma spektrometri, distribusi pembelahan, elemen bakar nuklir, pasca iradiasi. ABSTRACT EXPLOITING OF SPECTROMETRY GAMMA FOR PERCEPTION OF NUCLEAR FISSION DISTRIBUTION IN POST IRRADIATED NUCLEAR FUEL ELEMENT HAVE BEEN DONE. Product of plate of nuclear fuel development performance can be known by post irradiated examination. One of test of post irradiated examination is perceiving of fission product distribution, what is used to determine of fission distribution from fissil material in the fuel element. This perception is generally done by automatically perceivedly of g-radiation at certain energy. In this research the perception of fission product distribution in nuclear nuclear fuel element by used spectrometry of gamma method were done by manual, that is combine between motion of fuel element and count of radio activites of radionuclide of g-radiation transmitter. Distribution of fission product in Nuclear fuel element plate of U3Si3-Al were obtained with count of g-radiation in the count time are 300 second at each distance 5 mm. Datas of this measurements are processed with exel program. pattern of Distribution of count of radioactivity in plate of element burn as according to perception use gamma scanning. Distribution pattern of other fission product g-transmitter in plate of fuel element can be done by this perception. Keywords : gamma spectrometry, fission distribution, nuclear fuel element, post irradiated