Penawaran Topik Tugas Akhir Bidang Rekayasa Reaktor Nuklir Terapung Gama-Float

Terdapat beberapa topik tugas akhir bagi mahasiswa yang tertarik pada analisis neutronika, termalhidraulika, keselamatan reaktor, serta pemodelan komputasi reaktor nuklir.

Topik-topik berikut menggunakan reaktor Gama-Float sebagai objek kajian. Gama-Float merupakan konsep reaktor terapung modular (Floating Nuclear Power Plant) yang dikembangkan melalui kegiatan penelitian di Departemen Teknik Nuklir dan Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada.

Mahasiswa akan memperoleh pengalaman dalam pemodelan sistem reaktor, penggunaan perangkat lunak analisis nuklir, pengolahan data hasil simulasi, serta interpretasi parameter keselamatan dan kinerja reaktor.

1. Penentuan Control Rod Worth Reaktor Gama-Float

Bidang kajian: Neutronika
Jumlah topik: 2 mahasiswa
Perangkat lunak: KENO-VI dan OpenMC

Control rod worth menunjukkan kemampuan batang kendali dalam mengubah reaktivitas reaktor. Parameter ini penting untuk mengevaluasi kemampuan pengendalian daya, pemadaman reaktor, serta kecukupan sistem kendali dan proteksi reaktor.

Mahasiswa akan memodelkan teras reaktor Gama-Float pada berbagai posisi penyisipan batang kendali. Perhitungan dilakukan untuk memperoleh faktor multiplikasi efektif dan perubahan reaktivitas pada setiap posisi batang kendali. Hasil simulasi selanjutnya digunakan untuk menentukan karakteristik integral control rod worth dan differential control rod worth.

Kedua penelitian memiliki ruang lingkup yang sama, tetapi menggunakan perangkat lunak Monte Carlo yang berbeda.

Judul 1

Penentuan Control Rod Worth Reaktor Gama-Float Menggunakan KENO-VI

Penelitian dilakukan menggunakan modul KENO-VI dalam paket perangkat lunak SCALE untuk mengevaluasi perubahan reaktivitas akibat variasi posisi penyisipan batang kendali pada teras reaktor Gama-Float.

Judul 2

Penentuan Control Rod Worth Reaktor Gama-Float Menggunakan OpenMC

Penelitian dilakukan menggunakan OpenMC untuk mengevaluasi perubahan reaktivitas akibat variasi posisi penyisipan batang kendali pada teras reaktor Gama-Float.

Hasil kedua penelitian dapat digunakan untuk mengevaluasi konsistensi perhitungan control rod worth menggunakan dua perangkat lunak Monte Carlo yang berbeda.

Topik ini sesuai bagi mahasiswa yang tertarik pada:

  • fisika dan neutronika reaktor;
  • metode Monte Carlo;
  • pemodelan teras reaktor;
  • sistem kendali dan keselamatan reaktor;
  • pemrograman dan komputasi ilmiah.

2. Penentuan Pressure Drop Perangkat Bahan Bakar Reaktor Gama-Float Berbasis Computational Fluid Dynamics

Bidang kajian: Termalhidraulika
Jumlah topik: 2 mahasiswa
Perangkat lunak: ANSYS dan OpenFOAM

Pressure drop merupakan salah satu parameter penting dalam desain termalhidraulika perangkat bahan bakar. Besarnya pressure drop memengaruhi kebutuhan daya pompa, distribusi aliran pendingin, dan kemampuan sistem pendingin dalam membuang panas dari bahan bakar.

Mahasiswa akan membangun model geometri perangkat bahan bakar Gama-Float, menentukan kondisi batas aliran pendingin, membuat mesh komputasi, dan melakukan simulasi menggunakan pendekatan Computational Fluid Dynamics atau CFD.

Analisis akan mencakup distribusi tekanan, distribusi kecepatan, pola aliran pendingin, dan hubungan antara laju alir pendingin dengan pressure drop pada perangkat bahan bakar.

Kedua penelitian memiliki ruang lingkup yang sama, tetapi menggunakan perangkat lunak CFD yang berbeda.

Judul 1

Penentuan Pressure Drop Perangkat Bahan Bakar Reaktor Gama-Float Menggunakan ANSYS CFD

Penelitian dilakukan menggunakan ANSYS CFD untuk mensimulasikan aliran pendingin di dalam perangkat bahan bakar dan menentukan pressure drop pada beberapa kondisi laju alir.

Judul 2

Penentuan Pressure Drop Perangkat Bahan Bakar Reaktor Gama-Float Menggunakan OpenFOAM

Penelitian dilakukan menggunakan OpenFOAM untuk mensimulasikan aliran pendingin di dalam perangkat bahan bakar dan menentukan pressure drop pada beberapa kondisi laju alir.

Hasil kedua penelitian dapat digunakan untuk membandingkan karakteristik pressure drop dan konsistensi hasil simulasi menggunakan perangkat lunak CFD komersial dan open-source.

Topik ini sesuai bagi mahasiswa yang tertarik pada:

  • termalhidraulika reaktor;
  • mekanika fluida;
  • perpindahan kalor;
  • Computational Fluid Dynamics;
  • pemodelan dan simulasi teknik.

3. Analisis Transien dan Design Basis Accident pada Reaktor Gama-Float

Bidang kajian: Termalhidraulika dan keselamatan reaktor
Jumlah topik: 3 mahasiswa
Perangkat lunak: RELAP5

Analisis transien dan Design Basis Accident diperlukan untuk mengevaluasi respons reaktor terhadap gangguan operasi dan kondisi kecelakaan yang telah dipertimbangkan dalam desain.

Mahasiswa akan mengembangkan atau menyempurnakan model sistem reaktor Gama-Float menggunakan RELAP5. Kegiatan penelitian mencakup penentuan kondisi tunak awal, pemodelan kejadian pemicu, pengaturan kondisi batas, serta analisis respons sistem terhadap waktu.

Parameter yang dianalisis dapat mencakup tekanan sistem, temperatur pendingin, temperatur bahan bakar, laju alir, level pendingin, pembentukan void, inventory pendingin, dan kinerja sistem keselamatan.

Setiap mahasiswa akan mengkaji jenis transien atau kecelakaan yang berbeda.

Judul 1

Analisis Transien Kehilangan Aliran Pendingin pada Reaktor Gama-Float Menggunakan RELAP5

Penelitian ini menganalisis respons reaktor akibat penurunan atau penghentian aliran pendingin primer, misalnya akibat kegagalan pompa pendingin.

Kajian mencakup perubahan laju alir teras, tekanan sistem, temperatur pendingin dan bahan bakar, serta kemampuan sistem keselamatan dalam mempertahankan pendinginan teras.

Judul 2

Analisis Transien Kehilangan Air Umpan pada Reaktor Gama-Float Menggunakan RELAP5

Penelitian ini mengevaluasi respons reaktor terhadap kehilangan pasokan air umpan pada sistem sekunder.

Analisis difokuskan pada perubahan level dan tekanan steam generator, kemampuan pembuangan panas dari sistem primer, peningkatan temperatur pendingin, serta respons sistem trip dan sistem keselamatan.

Judul 3

Analisis Small-Break Loss-of-Coolant Accident pada Reaktor Gama-Float Menggunakan RELAP5

Penelitian ini menganalisis kecelakaan kehilangan pendingin akibat kebocoran berukuran kecil pada sistem primer.

Kajian meliputi penurunan tekanan, kehilangan inventory pendingin, pembentukan void, potensi terjadinya core uncovering, perubahan temperatur bahan bakar, dan efektivitas sistem keselamatan dalam menjaga pendinginan teras.

Topik ini sesuai bagi mahasiswa yang tertarik pada:

  • termalhidraulika sistem reaktor;
  • keselamatan reaktor nuklir;
  • analisis transien dan kecelakaan;
  • pemodelan sistem menggunakan RELAP5;
  • interpretasi parameter keselamatan reaktor.

4. Analisis Transien Reaktivitas pada Reaktor Gama-Float

Bidang kajian: Neutronika dan kinetika reaktor
Jumlah topik: 1 mahasiswa
Perangkat lunak: PARCS

Transien reaktivitas merupakan perubahan kondisi reaktor terhadap waktu yang disebabkan oleh perubahan reaktivitas di dalam teras. Perubahan tersebut dapat terjadi akibat pergerakan batang kendali, perubahan temperatur bahan bakar dan moderator, perubahan densitas pendingin, maupun kejadian lain yang memengaruhi populasi neutron.

Mahasiswa akan membangun atau menyempurnakan model neutronika teras reaktor Gama-Float menggunakan PARCS. Simulasi dilakukan untuk mengevaluasi respons daya reaktor dan distribusi daya selama terjadinya transien.

Judul

Analisis Transien Reaktivitas pada Reaktor Gama-Float Menggunakan PARCS

Penelitian dapat mencakup skenario penarikan batang kendali secara tidak terkendali, penyisipan reaktivitas, atau perubahan kondisi teras yang menimbulkan respons daya secara dinamis.

Parameter yang dianalisis dapat mencakup:

  • perubahan daya reaktor terhadap waktu;
  • evolusi reaktivitas;
  • distribusi daya tiga dimensi;
  • pengaruh umpan balik temperatur bahan bakar dan moderator;
  • karakteristik kenaikan daya;
  • respons sistem trip reaktor.

Hasil penelitian digunakan untuk mengevaluasi karakteristik dinamik dan aspek keselamatan neutronika reaktor Gama-Float.

Topik ini sesuai bagi mahasiswa yang tertarik pada:

  • fisika dan kinetika reaktor;
  • neutronika teras tiga dimensi;
  • analisis transien reaktivitas;
  • sistem proteksi reaktor;
  • pemodelan menggunakan PARCS.

Kompetensi yang Akan Dikembangkan

Melalui topik-topik tersebut, mahasiswa berkesempatan mengembangkan kemampuan dalam:

  • memahami prinsip dasar fisika dan termalhidraulika reaktor;
  • membangun model komputasi sistem atau teras reaktor;
  • menggunakan perangkat lunak analisis reaktor;
  • melakukan verifikasi dan evaluasi hasil simulasi;
  • mengolah dan memvisualisasikan data hasil perhitungan;
  • menyusun analisis ilmiah dan laporan tugas akhir;
  • memahami keterkaitan antara desain, operasi, dan keselamatan reaktor nuklir.

Topik-topik ini terutama ditujukan bagi mahasiswa yang memiliki minat pada rekayasa reaktor nuklir dan bersedia mempelajari penggunaan perangkat lunak komputasi secara sistematis.

Perangkat Lunak yang Digunakan

Perangkat lunak yang akan digunakan pada masing-masing topik meliputi:

  • KENO-VI/SCALE untuk analisis neutronika berbasis metode Monte Carlo;
  • OpenMC untuk analisis transport neutron berbasis Monte Carlo;
  • ANSYS CFD untuk analisis aliran fluida dan termalhidraulika;
  • OpenFOAM untuk analisis CFD berbasis perangkat lunak open-source;
  • RELAP5 untuk analisis transien dan kecelakaan sistem reaktor;
  • PARCS untuk analisis neutronika teras dan transien reaktivitas.

Pengalaman awal menggunakan perangkat lunak tersebut tidak selalu menjadi persyaratan. Namun, mahasiswa diharapkan memiliki kemauan untuk mempelajari pemodelan komputasi, membaca literatur teknis, dan melakukan analisis data secara mandiri.

Informasi dan Pendaftaran

Mahasiswa yang berminat dapat menghubungi dosen pembimbing (Dr. Ir. Alexander Agung, S.T., M.Sc., IPU) untuk memperoleh informasi lebih lanjut mengenai ruang lingkup penelitian, persyaratan awal, ketersediaan data, dan pembagian topik.