PENGARUH PENERAPAN MODEL PEMBELAJARAN KOOPERATIF TIPE STAD TERHADAP HASIL BELAJAR MATEMATIKA KELAS VI DI SD NEGERI 203 BONGKA MANU KABUPATEN LUWU TIMUR

ABSTRAK SUSYADI. Pengaruh Penerapan Model Pembelajaran Kooperatif Tipe Student Teams Achivement Division (STAD) Terhadap Hasil Belajar Matematika Kelas VI Di Sdn 203 Bongka Manu Kabupaten Luwu Timur (dibimbing oleh bapak H. Rusyadi dan Patahuddin). Penelitian ini pada dasarnya bertujuan untuk mengetahui jawaban dari masalah-masalah yang telah dirumuskan sebagai berikut: 1) Untuk mengetahui hasil belajar Matematika peserta didik dengan menerapkan Model Pembelajaran Kooperatif Tipe STAD, 2) Untuk mengetahui hasil belajar Matematika peserta didik dengan menerapkan Model Pembelajaran Ekspositori, 3) Untuk mengetahui perbedaan hasil belajar Matematika menggunakan Model Pembelajaran Kooperatif Tipe STAD dengan hasil belajar matematika menggunakan Model Pembelajaran Ekspositori pada peserta didik kelas VI SDN 203 Bongka Manu, Kecamatan Angkona, Kabupaten Luwu Timur. Penelitian ini dikategorikan penelitian eksperimen semu (quasi eksperiment), dengan rancangan Non-Equivalent Control Group Design. Pada penelitian diberikan dua jenis perlakukan, perlakuan yang diberikan adalah model pembelajaran kooperatif tipe STAD dan model pembelajaran ekspositori. Hasil dari penelitian ini adalah tidak ada perbedaan yang signifikan antara hasil belajar Matematika kelompok peserta didik kelas VI yang diajar dengan model pembelajaran kooperatif tipe STAD dengan kelompok peserta didik yang diajar dengan model pembelajaran ekspositori. Berdasarkan temuan dalam penelitian ini disimpulkan bahwa penerapan Model Pembelajaran Kooperatif Tipe STAD tidak berpengaruh secara signifikan tehadap hasil belajar Matematika Kelas VI di SD Negeri 203 Bongka Manu Kabupaten Luwu Timur. Kata Kunci: Model Pembelajaran Kooperatif Tipe STA

Analysis on Non-Uniform Flow in Steam Generator During Steady State Natural Circulation Cooling

Investigation on non uniform flow behavior among U-tube in steam generator during natural circulation cooling has been conducted using RELAP5. The investigation is performed by modeling the steam generator into multi channel models, i.e. 9-tubes model. Two situations are implemented, high pressure and low pressure cases. Using partial model, the calculation simulates situation similar to the natural circulation test performed in LSTF. The imposed boundary conditions are flow rate, quality, pressure of the primary side, feed water temperature, steam generator liquid level, and pressure in the secondary side. Calculation result shows that simulation using model with nine tubes is capable to capture important non-uniform phenomena such as reverse flow, fill-and-dump, and stagnant vertical stratification. As a result of appropriate simulation of non uniform flow, the calculated steam generator outlet flow in the primary loop is stable as observed in the experiments. The results also clearly indicate the importance of simulation of non-uniform flow in predicting both the flow stability and heat transfer between the primary and secondary side. In addition, the history of transient plays important role on the selection of the flow distribution among tubes. © 2007 Atom Indonesia. All rights reserve

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. This study is necessary to investigate the performance of safety system and design in dealing with an accident. The method used involves simulation of reactor transient through numerical modeling and calculation in RELAP5 code covering primary and secondary system, including the decay heat removal system (DHRS). The investigation focuses on the flow and heat transfer characteristics that occurs during the transient. The  calculation result shows that at the beginning, core power increases up to trip set point of 200 MW which is driven by positive feedback reactivity of coolant overcooling and automatic control rod bank adjustment. Meanwhile, the core exit coolant temperature increases up to 600 K. and primary system circulation flow rate speeds up to 556 kg/s. After that, the reactor trips and power drops sharply, followed by opening of DHRS valves and closing of steam line and feed water isolation valves. The simulation shows that, the DHRS are capable to transfer decay heat to the reactor pool and as a result the primary system temperature and pressure decreases. The reactor could stay in safe shutdown state afterward. Keywords: NuScale, RELAP5, feed water, decay heat, simulation   SIMULASI KECELAKAAN PENURUNAN TEMPERATUR AIR UMPAN DI REACTOR NUSCALE. Studi tentang perilaku termalhidraulik reaktor NuScale saat terjadi kerusakan sistem sekunder yang menyebabkan penurunan suhu air umpan telah dilakukan dengan menggunakan kode RELAP5. Penelitian ini penting untuk menyelidiki kinerja disain dan sistem keselamatan reaktor dalam menghadapi kecelakaan. Metoda yang digunakan melibatkan simulasi transien reaktor melalui pemodelan dan kalkulasi numerik dengan RELAP5 yang meliputi sistem primer dan sekunder serta sistem pembuangan panas peluruhan (DHRS). Investigasi berfokus pada aliran dan karakteristik perpindahan panas yang terjadi selama transien. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa pada awalnya, terjadi peningkatan daya teras hingga mencapai titik seting pemadaman (trip) 200 MW, sebagai akibat dari umpan balik reaktivitas positif dari pendinginan fluida sistem primar dan respon otomatis penaikan batang kendali. Sementara itu, suhu keluaran teras meningkat menjadi 600 K serta laju aliran sirkulasi sistem primer meningkat menjadi 556 kg/s. Setelah itu, reaktor padam dimana daya menurun tajam dan diikuti pembukaan katup DHRS dan penutupan katup pada jalur uap dan air umpan. Simulasi ini menunjukkan bahwa, DHRS mampu membuang panas ke kolam reaktor, dimana suhu serta tekanan sistem primer menurun. Reaktor tetap dalam keadaan shutdown aman sesudahnya. Kata kunci: NuScale, RELAP5, air umpan, panas peluruhan, simulas

THERMAL-HYDRAULIC ANALYSIS OF SMR WITH NATURALLY CIRCULATING PRIMARY SYSTEM DURING LOSS OF FEED WATER ACCIDENT

ABSTRACT Small Modular Reactors (SMRs) have several advantages over conventional large reactors. With integral and simplified design, application of natural laws for safety system, and lower capital cost this reactor is very suitable to be deployed in Indonesia.  One of SMR designs being developed implements natural driving force for its primary cooling system. With such innovative approach, it is important to understand safety implication of the design for all operating circumstances. One of conditions need to be investigated is the loss of feed-water (LoFW) accident. In this study, thermal-hydraulic performance of the SMR with naturally circulating primary system during LoFW accident is analysed. The purpose is to investigate the characteristics of flow in primary system during the accident and to clarify whether the naturally circulating coolant  is adequately capable to transfer the heat from core in order to maintain safe condition under considered scenario. The method used is by representing the reactor system into RELAP5 code generic models and performing numerical simulation. Calculation result shows that following the initiating event and reactor trip, primary system flow becomes significantly fluctuated and coolant temperature decreases gradually, while in secondary side steam quality descends into saturated. The primary flow slows down from ~711 kg/s to ~263 kg/s and starts to increase up again at t= ~46 seconds. At the slowest point, fuel centerline and coolant temperatures were ~565 K and ~554 K, showing that temperatures of  the fuel and coolant are still below its design limit and saturation point, respectively. This fact reveals that throughout transient the two main thermal hydraulic parameters stay in acceptable values so it could be concluded that under LoFW accident the SMR with naturally circulating primary system is in safe condition. Keywords: SMR, loss of feed water, natural circulation, reactor safety, RELAP5  ABSTRAK Reaktor daya kecil modular (SMR) memiliki beberapa keunggulan dibanding reaktor daya besar konvensional. Dengan disain yang lebih sederhana dan terintegrasi, penerapan hukum alamiah untuk sistem keselamatannya dan biaya modal yang rendah, reaktor ini sangat cocok untuk dibangun di Indonesia. Salah satunya disain SMR yang sedang dikembangkan menerapkan gaya penggerak alami untuk sistim pendingin primernya. Dengan disain seperti itu, adalah sangat penting untuk memahami implikasinya terhadap aspek keselamatan pada seluruh kondisi operasi. Salah satu yang perlu diinvestigasi adalah kecelakaan kehilangan air umpan (LoFW). Pada studi ini, dilakukan analisis kinerja thermal hidrolik SMR yang menggunakan sistim pendinginan primer sirkulasi alam saat kecelakaan LoFW. Tujuannya adalah untuk menginvestigasi karakteristik aliran sistem primer saat kecelakaan LoFW dan untuk memastikan apakah aliran sirkulasi alam cukup untuk memindahkan panas dari teras guna menjaga kondisi tetap aman selama kecelakaan tersebut. Metoda yang digunakan adalah dengan merepresentasikan sistem reaktor ke dalam model-model generik program RELAP5 dan melakukan simulasi numerik. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa setelah kejadian pemicu dan trip reaktor, pada sisi primer laju alirnya berfluktuasi secara signifikan dan temperatur pendinginnya menurun secara bertahap sedangkan  pada sisi sekunder kondisi uap berubah menjadi uap jenuh. Laju alir turun dari ~711 kg/detik menjadi ~263 kg/detik sebelum kembali naik lagi pada t=~46 detik. Saat laju alir di titik terendah, temperatur pusat bahan bakar dan fluida pendingin adalah sekitar  ~565 K dan  ~554 K, yang menujukkan bahwa temperatur bahan bakar masih jauh di bawah batas disain dan temperatur fluidanya juga berada di bawah titik saturasi. Keadaan ini menunjukkan bahwa saat transien kedua parameter utama termohidrolik reaktor tetap dalam kondisi yang dapat diterima sehingga dapat disimpulkan  bahwa saat  kecelakaan kehilangan air umpan, SMR dengan sistim primer sirkulasi alam tetap dalam kondisi aman. Kata kunci: SMR, kehilangan air umpan, sirkulasi alamiah, keselamatan reaktor, RELAP5

NUMERICAL STUDY ON CONDENSATION IN IMMERSED CONTAINMENT SYSTEM OF ADVANCED SMR DURING UNCONTROLLED DEPRESSURIZATION

A number of Small Modular Reactor designs have been developed by several countries and mostly each comes with specific innovative improvements. One of them is NuScale reactor which implements a steel, small size immersed-in-pool containment system. This new approach derives new challenges as the control for temperature and pressure inside the containment is conducted without any active system. Passive heat transfer and condensation is important parameter that needs to be investigated for this kind of containment design. Hence, this work examines the condensation, pressure and the effect of pool temperature on the capability of the containment to remove heat and maintain integrity passively. The work is performed using numerical simulation by modeling the reactor into RELAP5 code. The calculation result shows that during depressurization, the maximum pressure limit of 5.5 MPa is not exceeded. Besides, the containment design provides enough capability to transfer heat from the containment to the water pool passively. This work also investigates sensitivity analysis of pool temperature which shows that for the increase of about 17 oC, the heat removal from the containment to water pool is only slightly affected with value less than 3 percent. Keywords: Containment, Condensation, RELAP5, NuScale,  Depresurization   STUDI NUMERIK PROSES KONDENSASI PADA SISTEM PENGUNGKUNG TERENDAM UNTUK SMR SAAT DEPRESURISASI TAK TERKENDALI. Sejumlah disain reaktor modular daya kecil (SMR) sedang dikembangkan dan dibangun oleh beberapa negara dan umumnya masing masing  reaktor tersebut memiliki  inovasi tersendiri. Salah satunya adalah reaktor NuScale yang menggunakan sistem penggungkung ukuran kecil berbahan logam yang terendam dalam kolam air. Pendekatan  baru ini memunculkan tantangan baru karena pengendalian  temperatur dan tekanan dalam pengungkung dilakukan tanpa sistem aktif (peralatan bertenaga listrik). Sehingga perpindahan panas dan kondensasi secara pasif merupakan parameter penting yang perlu diinvestigasi untuk disain pengungkung seperti ini.  Oleh karena itu, penelitian ini akan memeriksa kondensasi, tekanan dan pengaruh temperatur kolam terhadap kemampuan pengungkung memindahkan panas dan menjaga integritasnya. Investigasi dilakukan menggunakan simulasi numerik dengan memodelkan reaktor ke dalam program RELAP5. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa selama depresurisasi, batas maksimum tekanan sebesar 5,5 MPa tidak terlampaui. Selain itu, disain pengungkung mampu memindahkan panas ke kolam reaktor secara pasif. Penelitian ini juga melakukan  analisis sensitivitas temperatur kolam reaktor dan hasilnya menunjukkan bahwa untuk kenaikan temperatur kolam sebesar 17 oC, pemindahan panas dari  pengungkung ke kolam hanya sedikit terpengaruh, yakni kurang dari 3 persen. Kata kunci : Pengungkung, Kondensasi, RELAP5, NuScale, Depresurisas

PERILAKU PENCARIAN PENGOBATAN PENDERITA PENYAKIT DIABETES MELITUS (DM) TIPE II KRONIS DI KABUPATEN PRINGSEWU TAHUN 2015

Perilaku merupakan suatu kegiatan manusia, dapat dilihat secara langsung maupun tidak langsung, merupakan hasil hubungan antara perangsang (stimulus dan respon). Perilaku ditentukan oleh kepercayaan bahwa mereka rentan terhadap masalah kesehatan tertentu, tingkat keseriusan masalah, meyakini keefektivitasan tujuan pengobatan dan pencegahan, biaya pengobatan tidak mahal serta menerima anjuran untuk mengambil tindakan kesehatan.DM merupakan suatu sindromagangguan metabolisme dengan hiperglikemia yang tidak semestinya sebagai akibat defisiensi sekresi insulin atau berkurangnya efektivitas biologis dari insulin atau keduanya. Dua tipe DM yaitu Insulin Dependent Diabetes Melitus (IDDM) dan Non Insulin Dependent Diabets Melitus (NIDDM). DM digolongan menjadi 4; Tipe I dan II, Gestasional, dan tipe lain.Permasalahan penelitian adalah belum diketahuinya perilaku pencarian layanan pengobatan penderita DM tipe II kronis di Kabupaten Pringsewu tahun 2015. Penelitian bertujuan mengetahui gambaran kerentanan,  keseriusan terhadap masalah, gambaran manfaat, rintangan serta peran keluarga dalam pencarian layanan pengobatan serta faktor yang mempengaruhi perilaku pencarian layanan pengobatan.Penelitian menggunakan metode kualitatif dengan melakukan wawancara mendalam pada 4 informan tidak teratur berkunjung ke pelayanan kesehatan (Nakes) dan 4 orang keluarganya, 3 informan teratur berkunjung ke Nakes dan 3 informan keluarganya serta 1 orang bidan desa.Hasil penelitian menunjukan bahwa informan tidak teratur ke Nakes menganggap DM bukan masalah yang serius, sedangkan informan teratur menganggap DM merupakan masalah yang serius. Rintangan dalam mencari pengobatan (jarak dan biaya) tidak menjadi permasalahan, menjadi permasalahan proses pengobatan adalah sedikitnya pemberian obat. Keluarga mendukung melakukan pencarian layanan pengobatan.Peneliti menyarankan meningkatan dan mengembangkan program promosi kesehatan serta penatalaksanaan DM. Kata kunci : Perilaku Pencarian Pengobatan, Diabetes Melitu

PEMODELAN SISTEM PENDINGINAN SUNGKUP SECARA PASIF MENGGUNAKAN RELAP5

Semua reaktor daya maju (Generasi III+) memanfaatkan sistem pasif untuk membuang panas melalui sirkulasi alam. Salah satu fitur unik dari reaktor daya maju tipe PWR AP1000 adalah adanya sistem pendinginan sungkup secara pasif (Passive Containment Cooling System / PCS) yang didesain menjaga tekanan sungkup di bawah desain selama 72 jam tanpa tindakan operator. Selama kecelakaan dasar desain seperti kecelakaan hilangnya pendingin atau kecelakaan putusnya jalur uap, terjadi lepasan uap yang bersentuhan dengan dinding baja bejana sungkup yang lebih dingin. Perpindahan kalor dari lepasan uap melalui konveksi dan konduksi dinding baja bejana sungkup akan mengakibatkan perubahan densitas udara akibat pemanasan yang memicu aliran sirkulasi alam dari udara yang akan naik ke atas. Makalah ini bertujuan untuk memperoleh model sungkup AP1000 untuk menunjukkan fungsi PCS menggunakan RELAP5. Fungsi dasar PCS yang ingin diperoleh adalah fenomena perpindahan panas dari uap ke dinding bejana sungkup dan ke udara luar untuk menghasilkan aliran konveksi alam udara. Metodologi yang digunakan adalah pengumpulan data desain, nodalisasi dengan RELAP5, dan simulasi fungsi sungkup berdasarkan masukan kecelakaan dasar desain tertentu. Hasil pemodelan sungkup telah dapat menunjukkan fenomena  perpindahan panas dari dalam sungkup ke udara luar dalam bentuk proses kondensasi dan konveksi alam. Hasil perhitungan RELAP5 terhadap model sungkup menunjukkan peningkatan tekanan sungkup yang melebihi tekanan desain sungkup sebesar 59 psig seperti dibandingkan dalam dokumen desain AP1000. Hal itu disebabkan belum dimodelkannya pendinginan sungkup melalui pembasahan tangki sungkup bagian luar dari tangki Passive Containment Cooling Storage Tank (PCCWST). Hasil pemodelan akan digunakan untuk analisis kecelakaan AP1000 secara menyeluruh yang melibatkan fungsi PCS.Kata kunci: pemodelan, sungkup, AP1000, pasif All advanced power reactors (Generation III+) utilize passive system to transfer heat by natural convection. One of the unique features of advanced power reactor of AP1000 is the presence of passive containment cooling system (PCS) designed to maintain containment pressure below its design pressure for 72 hours without operator intervention. During a design bases accident, such as loss of coolant accident or main steam line break, steam is released into the containment atmosphere and in contact with cooler steel containment vessel. Heat transfer from steam by convection of steam and conduction of steel wall will initiate air heating in the outside space of containment vessel and initiate natural convection of air from the bottom of air baffle due to the change in the air density. This paper is objected to get a containment model of AP1000 for showing the PCS function using RELAP5. Basic function to be focused is heat transfer phenomena from the steam to the wall containment and to the outside air to obtain natural convection of air. The methodology utilized are collecting design data, containment nodalization using RELAP5, and simulation of containment function based on certain design bases event condition. The results of simulation have shown the heat transfer phenomena from inside containment into the outside air by steam condensation and natural convection of the air. RELAP5 calculation of containment model shows an increase in containment pressure above the containment design pressure of 59 psig as compared in the AP1000 design document. That is because the recent RELAP5 modelling did not include the additional cooling of external surface of containment vessel from the the Passive Containment Cooling Water Storage Tank (PCCWST). The result of modeling will be used for further accident analyses of AP1000 involving the PCS function. Keywords: modeling, containment, AP1000, passiv

PRELIMINARY ASSESSMENT OF ENGINEERED SAFETY FEATURES AGAINST STATION BLACKOUT IN SELECTED PWR MODELS

The 2011 Fukushima accident did not prevent countries to construct new nuclear power plants (NPPs) as part of the electricity generation system. Based on the IAEA database, there are a total of 44 units of PWR type NPPs whose constructions are started after 2011. To assess the technology of engineered safety features (ESFs) of the newly constructed PWRs, a study has been conducted as described in this paper, especially in facing the station blackout (SBO) event. It is expected from this study that there are a number of PWR models that can be considered to be constructed in Indonesia from the year of 2020. The scope of the study is PWRs with a limited capacity from 900 to 1100 MWe constructed and operated after 2011 and small-modular type of reactors (SMRs) with the status of at least under licensing. Based on the ESFs design assessment, the passive core decay heat removal has been applied in the most PWR models, which is typically using steam condensing inside heat exchanger within a water tank or by air cooling. From the selected PWR models, the CPR-1000, HPR-1000, AP-1000, and VVER-1000, 1200, 1300 series have the capability to remove the core decay heat passively. The most innovative passive RHR of AP-1000 and the longest passive RHR time period using air cooling in several VVER models are preferred. From the selected SMR designs, the NuScale design and RITM-200 possess more advantages compared to the ACP-100, CAREM-25, and SMART. NuScale represents the model with full-power natural circulation and RITM-200 with forced circulation. NuScale has the longest time period for passive RHR as claimed by the vendor, however the design is still under licensing process. The RITM-200 reactor has a combination of passive air and water-cooling of the heat exchanger and is already under construction. 

Simulation of Spray Injection in the Pressurizer Using RELAP5

A modeling research using Relap5 to assess the pressurizer of a pressurized water reactor(PWR) power plant has been performed. The heater and water injection systems in the pressurizer system of the PWRare of greatimportance for system pressure control.The heater is designed to increase the pressure while the water sprayer injection is to perform depressurization. Most of studies conducted in the past mainly focused on determining the effects of nozzle spray design and droplet size using testing loops. The purpose of this simulation is to analyze the spray injection flow rate against the pressure characteristics of the pressurizer using RELAP5. Through this approach, the optimum injection flow rate of full scale plant pressurizer can be analyzed. The parameters investigated are pressure and temperature.In RELAP5, the pressurizer tank wasmodeled with six volume nodes and the heater was modeled by using heat structure. In the model, the sprayer takes water from the cold leg to inject it into the top of tank region.The resultsshowedthat the mass flow of about 4 kg/s is the mosteffectivevalueto limit pressure in the pressurizer to below 15.7 MPa. However, the flow rates of 8 kg/s and more cause overpressure. This simulation is usefulto complement the data related to the water flow rate injection systems of the pressurizer