Pub Date : 2019-08-05DOI: 10.17146/JPEN.2019.21.1.5050
A. Hafid
Telah dilakukan penelitian desain dan analisis struktur baja gedung turbin reaktor daya eksperimental (RDE). Tujuan dari penelitian adalah untuk memperoleh suatu model gedung turbin RDE yang memenuhi syarat ditinjau dari kekuatan dan kemampuan struktur dalam menerima beban selama pembangunan dan pengoperasian gedung turbin RDE. Untuk keperluan tersebut telah dilakukan desain dan pemodelan struktur kerangka baja gedung turbin RDE dengan mengacu kekuatan struktur sesuai SNI. Simulasi pengujian struktur dilakukan menggunakan perangkat lunak SAP2000, dengan melakukan variasi 10 kombinasi pembebanan. Parameter uji utama yang ditinjau adalah kekuatan dan kekakuan struktur. Hasil simulasi menunjukkan bahwa struktur memenuhi syarat kekuatan dan kekakuan sesuai SNI 1729:2015 dalam menerima kombinasi beban 1 sampai dengan 10. Hal ini dapat dilihat dari besarnya nilai stress capacity ratio maksimum sebesar 0,961 yang lebih kecil dari 1, dan lendutan maksimum yang terjadi sebesar 16,61 mm yang jauh lebih rendah dibandingkan dengan nilai lendutan yang diijinkan yaitu 75,00 mm.
已进行实验电力反应堆设计和钢结构分析研究。本研究的目的是获得一个涡轮机建筑模型(united nations high commissioner for refugees)表示RDE合格的力量和能力建设中承担责任结构和涡轮机RDE大楼的运作。在这方面，设计和建模涡轮涡轮的钢框架结构与SNI兼容。结构测试模拟使用SAP2000软件进行，采用10种不同的难度组合。该测试的主要参数是结构的强度和刚性。模拟结果表明，该结构符合SNI 17292015的强度和刚性条件，可以接收1至10的负载组合。从最低级电动势指数为0.961比1小，而最大级级为16.61毫米，比法定的低至75.00毫米。
{"title":"Desain dan Analisis Struktur Rangka Baja Gedung Turbin Reaktor Daya Eksperimental","authors":"A. Hafid","doi":"10.17146/JPEN.2019.21.1.5050","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/JPEN.2019.21.1.5050","url":null,"abstract":"Telah dilakukan penelitian desain dan analisis struktur baja gedung turbin reaktor daya eksperimental (RDE). Tujuan dari penelitian adalah untuk memperoleh suatu model gedung turbin RDE yang memenuhi syarat ditinjau dari kekuatan dan kemampuan struktur dalam menerima beban selama pembangunan dan pengoperasian gedung turbin RDE. Untuk keperluan tersebut telah dilakukan desain dan pemodelan struktur kerangka baja gedung turbin RDE dengan mengacu kekuatan struktur sesuai SNI. Simulasi pengujian struktur dilakukan menggunakan perangkat lunak SAP2000, dengan melakukan variasi 10 kombinasi pembebanan. Parameter uji utama yang ditinjau adalah kekuatan dan kekakuan struktur. Hasil simulasi menunjukkan bahwa struktur memenuhi syarat kekuatan dan kekakuan sesuai SNI 1729:2015 dalam menerima kombinasi beban 1 sampai dengan 10. Hal ini dapat dilihat dari besarnya nilai stress capacity ratio maksimum sebesar 0,961 yang lebih kecil dari 1, dan lendutan maksimum yang terjadi sebesar 16,61 mm yang jauh lebih rendah dibandingkan dengan nilai lendutan yang diijinkan yaitu 75,00 mm.","PeriodicalId":179965,"journal":{"name":"Jurnal Pengembangan Energi Nuklir","volume":null,"pages":null},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2019-08-05","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"134575039","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2019-08-05DOI: 10.17146/JPEN.2019.21.1.5375
M. Maharani, June Mellawati
Salah satu manfaat nilai indeks keberlanjutan dimensi peraturan untuk menyempurnakan peraturan perencanaan pembangunan PLTN sampai di tingkat pemerintah daerah, serta sebagai bahan masukan dokumen Rencana Pembangunan Jangka Panjang (RPJP) di Indonesia. Tujuan kajian mendapatkan nilai indeks keberlanjutan dari dimensi peraturan dalam rangka rencana pembangunan pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) di Indonesia seiring revolusi industri 4.0. Metode kajian menggunakan analisis Multi Dimensional Scaling (MDS) dengan memetakan persepsi (perceptual mapping) yang mengandalkan Euclidian Distance antara satu atribut dengan atribut lainnya. Hasil analisis MDS yang menyertakan 16 peraturan menunjukan indeks keberlanjutan dimensi peraturan sebesar 42,89 (belum berkelanjutan). Sebagai langkah nyata, Peraturan Pemerintah RI No.61 tahun 2013 tentang Pengelolaan Limbah Radioaktif dengan RMS 6,43, dan Keputusan Presiden No. 106 tahun 2001 tentang Pengesahan Konvensi Keselamatan Nuklir dengan RMS 6,18 layak disertakan dalam dokumen perencanaan untuk level provinsi dan daerah.
{"title":"Indeks Keberlanjutan Dimensi Peraturan Dalam Perencanaan Pembangunan PLTN Di Indonesia","authors":"M. Maharani, June Mellawati","doi":"10.17146/JPEN.2019.21.1.5375","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/JPEN.2019.21.1.5375","url":null,"abstract":"Salah satu manfaat nilai indeks keberlanjutan dimensi peraturan untuk menyempurnakan peraturan perencanaan pembangunan PLTN sampai di tingkat pemerintah daerah, serta sebagai bahan masukan dokumen Rencana Pembangunan Jangka Panjang (RPJP) di Indonesia. Tujuan kajian mendapatkan nilai indeks keberlanjutan dari dimensi peraturan dalam rangka rencana pembangunan pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) di Indonesia seiring revolusi industri 4.0. Metode kajian menggunakan analisis Multi Dimensional Scaling (MDS) dengan memetakan persepsi (perceptual mapping) yang mengandalkan Euclidian Distance antara satu atribut dengan atribut lainnya. Hasil analisis MDS yang menyertakan 16 peraturan menunjukan indeks keberlanjutan dimensi peraturan sebesar 42,89 (belum berkelanjutan). Sebagai langkah nyata, Peraturan Pemerintah RI No.61 tahun 2013 tentang Pengelolaan Limbah Radioaktif dengan RMS 6,43, dan Keputusan Presiden No. 106 tahun 2001 tentang Pengesahan Konvensi Keselamatan Nuklir dengan RMS 6,18 layak disertakan dalam dokumen perencanaan untuk level provinsi dan daerah.","PeriodicalId":179965,"journal":{"name":"Jurnal Pengembangan Energi Nuklir","volume":null,"pages":null},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2019-08-05","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"126250243","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2019-08-05DOI: 10.17146/JPEN.2019.21.1.5047
Hadi Suntoko
Daerah Serpong yang terletak di Indonesia bagian barat merupakan wilayah dengan Gempa bumi tinggi dan dapat memunculkan energi yang disebabkan dari patahan aktif dan gerak-gerak lempeng bumi. Adanya gempa yang terjadi dapat mengakibatkan kerusakan struktur gedung di atas permukaan. Hal ini perlu memperhitungkan beban lateral (gempa bumi) pada perencanaan gedung reaktor RDE yang dianalisis menggunakan cara statik ekivalen dan analisis dinamik (respons spektrum dan riwayat waktu). Struktur bangunan yang tidak beraturan dan mempunyai tingkat banyak dapat dianalisis menggunakan analisis dinamik untuk pengaruh gempa terhadap struktur. Analisis yang digunakan ini memperhitungkan beban lateral pada gempa bumi ada dua, yakni Analisis statik dan analisis dinamik. Pada cara elastis dibedakan Analisis Ragam Riwayat Waktu (Time History Modal Analysis), dimana cara ini diperlukan rekaman percepatan gempa dan Analisis Ragam Respons spektrum (Respons Spectrum Model Analysis), dan pada cara ini respons maksimum setiap ragam getar yang terjadi didapat dari Respons spektrum Rencana (Design Spectra). Metode penelitian ini menggunakan analisis dinamik respons spektrum yang dibantu dengan program SAP2000. Berdasarkan hasil analisis dinamik respon spektrum yang menggunakan gempa rencana berdasarkan SNI 1726-2012, didapatkan bahwa bangunan mempunyai nilai S1 0,30g dan Ss 0,75g. Analisis tekan tanah pada dinding basement tiap m2 adalah 27,361 kN/m2 atau 0,2,736 t/m2 Periode getar adalah 0,0926 detik, koefisien respon seismik adalah 0,1800, distribusi gaya lateral 578,489 ton besarnya gaya tersebut dibebankan pada pusat massa struktur tiap-tiap lantai tingkat sehingga apabila ditinjau berdasarkan ATC-40 termasuk dalam kategori level Immediate Occupancy.
印度尼西亚西部的Serpong地区是一个地震热点，可以从地球板块的活动断层和运动中产生能量。任何地震都可能对地面建筑造成损害。这需要考虑到RDE反应堆的横向负载规划，这是通过稳定的ekivalen和动态分析(光谱反应和时间历史)进行分析的。结构不规则，多层次，可以用动态分析来分析地震对结构的影响。它将地震的横向负荷考虑在内，即静态和动态分析。以一种弹性分析的方式分析了不同的时间史，这需要地震加速度记录和光谱反应分析，在这种方式中，所有不同的振动都来自计划光谱反应。该研究方法采用了经SAP2000项目支持的光谱反应动态分析。根据基于SNI 1726-2012的频谱反应动态分析，该结构获得了S1 0,30g和Ss 0.75g的分数。按土地每平方米地下室墙是分析27.361 kN / m2或0,2,736 t / m2时期0.0926秒,地震反应系数是0.1800发抖,最大的横向分布风格578.489吨这些收费方式在质心各结构层办公水平,以至于当审查根据ATC-40包括即时Occupancy级的范畴。
{"title":"Analisis Spektrum Respon Desain Gedung Reaktor RDE Menggunakan SAP2000","authors":"Hadi Suntoko","doi":"10.17146/JPEN.2019.21.1.5047","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/JPEN.2019.21.1.5047","url":null,"abstract":"Daerah Serpong yang terletak di Indonesia bagian barat merupakan wilayah dengan Gempa bumi tinggi dan dapat memunculkan energi yang disebabkan dari patahan aktif dan gerak-gerak lempeng bumi. Adanya gempa yang terjadi dapat mengakibatkan kerusakan struktur gedung di atas permukaan. Hal ini perlu memperhitungkan beban lateral (gempa bumi) pada perencanaan gedung reaktor RDE yang dianalisis menggunakan cara statik ekivalen dan analisis dinamik (respons spektrum dan riwayat waktu). Struktur bangunan yang tidak beraturan dan mempunyai tingkat banyak dapat dianalisis menggunakan analisis dinamik untuk pengaruh gempa terhadap struktur. Analisis yang digunakan ini memperhitungkan beban lateral pada gempa bumi ada dua, yakni Analisis statik dan analisis dinamik. Pada cara elastis dibedakan Analisis Ragam Riwayat Waktu (Time History Modal Analysis), dimana cara ini diperlukan rekaman percepatan gempa dan Analisis Ragam Respons spektrum (Respons Spectrum Model Analysis), dan pada cara ini respons maksimum setiap ragam getar yang terjadi didapat dari Respons spektrum Rencana (Design Spectra). Metode penelitian ini menggunakan analisis dinamik respons spektrum yang dibantu dengan program SAP2000. Berdasarkan hasil analisis dinamik respon spektrum yang menggunakan gempa rencana berdasarkan SNI 1726-2012, didapatkan bahwa bangunan mempunyai nilai S1 0,30g dan Ss 0,75g. Analisis tekan tanah pada dinding basement tiap m2 adalah 27,361 kN/m2 atau 0,2,736 t/m2 Periode getar adalah 0,0926 detik, koefisien respon seismik adalah 0,1800, distribusi gaya lateral 578,489 ton besarnya gaya tersebut dibebankan pada pusat massa struktur tiap-tiap lantai tingkat sehingga apabila ditinjau berdasarkan ATC-40 termasuk dalam kategori level Immediate Occupancy.","PeriodicalId":179965,"journal":{"name":"Jurnal Pengembangan Energi Nuklir","volume":null,"pages":null},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2019-08-05","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"127870460","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
UNJUK KERJA PENGANGKUTAN PENUMATIK SISTEM SMALL ADSOBER SPHERE SHUTDOWN SYSTEM UNTUK SISTEM PEMADAMAN KEDUA RDE. Reaktor Daya Eksperimental (RDE) adalah reaktor berbendingin gas temperatur tinggi yang merupakan program unggulan BATAN untuk mempromosikan penggunaan energi nuklir, meningkatkan penerimaan masyarakat terhadap energi nuklir, membuktian kehandalan system keselamatan dari teknologi reaktor maju, menguasaan teknologi reaktor generasi IV dan mendorong kemampuan industri nuklir nasional. RDE menggunakan Small Adsorber Sphere Shutdown system (SAS) sebagai system kedua pemadaman reaktor. SAS terdiri atas elemen SAS (B4C) 5mm sebanyak 270.000 buah, sistem pengangkutan penumatik dan bejana penyimpanan elemen SAS. Studi ini bertujuan untuk mengetahui unjuk kerja sistem pengangkutan penumatik elemen SAS dengan parameter yang ditinjau adalah target waktu pengangkutan sebesar 100, 120, 140, 160, 180 dan 200 detik serta diameter pipa pengangkutan sebesar 40mm, 50mm, dan 60mm. Dari studi diketahui bahwa penurunan tekanan terbesar terjadi pada diameter pipa 40mm dan target waktu pengangkutan elemen SAS 100 detik yaitu sebesar 2.3psi; sedangkan penurunan tekanan terendah diperoleh pada diameter 60mm dan target waktu pengangkutan elemen SAS 200 detik yaitu sebesar 0.7 psi.Kata kunci: Unjuk kerja, pneumatik, SAS, RDE, Diameter, waktu-pengangkutan
{"title":"Unjuk Kerja Pengangkutan Penumatik Sistem Small Adsober Sphere Shutdown System untuk Sistem Pemadaman Kedua RDE","authors":"Denissa Beauty Syahna, Dedy Priambodo, Guntur Eko Putro","doi":"10.17146/JPEN.2018.20.2.5030","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/JPEN.2018.20.2.5030","url":null,"abstract":"UNJUK KERJA PENGANGKUTAN PENUMATIK SISTEM SMALL ADSOBER SPHERE SHUTDOWN SYSTEM UNTUK SISTEM PEMADAMAN KEDUA RDE. Reaktor Daya Eksperimental (RDE) adalah reaktor berbendingin gas temperatur tinggi yang merupakan program unggulan BATAN untuk mempromosikan penggunaan energi nuklir, meningkatkan penerimaan masyarakat terhadap energi nuklir, membuktian kehandalan system keselamatan dari teknologi reaktor maju, menguasaan teknologi reaktor generasi IV dan mendorong kemampuan industri nuklir nasional. RDE menggunakan Small Adsorber Sphere Shutdown system (SAS) sebagai system kedua pemadaman reaktor. SAS terdiri atas elemen SAS (B4C) 5mm sebanyak 270.000 buah, sistem pengangkutan penumatik dan bejana penyimpanan elemen SAS. Studi ini bertujuan untuk mengetahui unjuk kerja sistem pengangkutan penumatik elemen SAS dengan parameter yang ditinjau adalah target waktu pengangkutan sebesar 100, 120, 140, 160, 180 dan 200 detik serta diameter pipa pengangkutan sebesar 40mm, 50mm, dan 60mm. Dari studi diketahui bahwa penurunan tekanan terbesar terjadi pada diameter pipa 40mm dan target waktu pengangkutan elemen SAS 100 detik yaitu sebesar 2.3psi; sedangkan penurunan tekanan terendah diperoleh pada diameter 60mm dan target waktu pengangkutan elemen SAS 200 detik yaitu sebesar 0.7 psi.Kata kunci: Unjuk kerja, pneumatik, SAS, RDE, Diameter, waktu-pengangkutan","PeriodicalId":179965,"journal":{"name":"Jurnal Pengembangan Energi Nuklir","volume":null,"pages":null},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2019-02-18","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"124126036","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2019-02-18DOI: 10.17146/JPEN.2018.20.2.5044
Mudjiono Mudjiono, S. Alimah, Heni Susiati, D. Irawan, Moh. Bustomi
PENERIMAAN MASYARAKAT SEKITAR PUSPIPTEK SERPONG TERHADAP RENCANA PEMBANGUNAN REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL. Rencana pembangunan Reaktor Daya Eksperimental (RDE) selain didasarkan pertimbangan aspek tekonologi dan keselamatan, juga didasarkan aspek sosial, ekonomi, budaya maupun lingkungan. Berdasar aspek sosial, rencana pembangunan tersebut dapat dimaknai berbeda-beda di dalam masyarakat berdasar tingkat pengetahuan dan persepsi masing-masing. Tujuan studi untuk mengetahui tingkat peneriman masyarakat sekitar kawasan terhadap pembangunan RDE. Metodologi yang digunakan dengan studi literatur selanjutnya dilakukan pengambilan sampel melalui survei dengan responden yang proporsional. Dari hasil analisis kuesioner menunjukkan bahwa 64% responden menyatakan mengetahui BATAN telah mengoperasikan reaktor nuklir, sementara tidak tahu 19% dan yang tidak menjawab sebesar 17%. Sebagian besar responden menyatakan bahwa sumber informasi pengetahuan tentang BATAN diperoleh dari keikutsertaannya di acara diskusi sebesar 18,7%, selanjutnya 17,7% melalui TV dan penyuluhan sebesar 16,3%. Terdapat 75% dari Responden yang menyatakan setuju terhadap rencana pembangunan RDE untuk memenuhi kebutuhan listrik, sedangkan yang tidak setuju sebesar 7% dan tidak menjawab sebesar 18%. Responden beranggapan bahwa dengan adanya RDE akan menyebabkan harga listrik akan menjadi murah (20,3%), dapat menciptakan lapangan kerja (19,2%) dan RDE dipahami tidak mengeluarkan polusi (17,5%). Sedang ketidaksetujuan dikarenakan ada kekhawatiran terjadi kecelakaan atau kebocoran, pencemaran radioaktif dan beranggapan bahwa pembangkit tenaga listrik lain masih mencukupi.Kata kunci: Penerimaan masyarakat, survei, RDE
{"title":"Penerimaan Masyarakat Sekitar Puspiptek Serpong Terhadap Rencana Pembangunan Reaktor Daya Eksperimental","authors":"Mudjiono Mudjiono, S. Alimah, Heni Susiati, D. Irawan, Moh. Bustomi","doi":"10.17146/JPEN.2018.20.2.5044","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/JPEN.2018.20.2.5044","url":null,"abstract":"PENERIMAAN MASYARAKAT SEKITAR PUSPIPTEK SERPONG TERHADAP RENCANA PEMBANGUNAN REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL. Rencana pembangunan Reaktor Daya Eksperimental (RDE) selain didasarkan pertimbangan aspek tekonologi dan keselamatan, juga didasarkan aspek sosial, ekonomi, budaya maupun lingkungan. Berdasar aspek sosial, rencana pembangunan tersebut dapat dimaknai berbeda-beda di dalam masyarakat berdasar tingkat pengetahuan dan persepsi masing-masing. Tujuan studi untuk mengetahui tingkat peneriman masyarakat sekitar kawasan terhadap pembangunan RDE. Metodologi yang digunakan dengan studi literatur selanjutnya dilakukan pengambilan sampel melalui survei dengan responden yang proporsional. Dari hasil analisis kuesioner menunjukkan bahwa 64% responden menyatakan mengetahui BATAN telah mengoperasikan reaktor nuklir, sementara tidak tahu 19% dan yang tidak menjawab sebesar 17%. Sebagian besar responden menyatakan bahwa sumber informasi pengetahuan tentang BATAN diperoleh dari keikutsertaannya di acara diskusi sebesar 18,7%, selanjutnya 17,7% melalui TV dan penyuluhan sebesar 16,3%. Terdapat 75% dari Responden yang menyatakan setuju terhadap rencana pembangunan RDE untuk memenuhi kebutuhan listrik, sedangkan yang tidak setuju sebesar 7% dan tidak menjawab sebesar 18%. Responden beranggapan bahwa dengan adanya RDE akan menyebabkan harga listrik akan menjadi murah (20,3%), dapat menciptakan lapangan kerja (19,2%) dan RDE dipahami tidak mengeluarkan polusi (17,5%). Sedang ketidaksetujuan dikarenakan ada kekhawatiran terjadi kecelakaan atau kebocoran, pencemaran radioaktif dan beranggapan bahwa pembangkit tenaga listrik lain masih mencukupi.Kata kunci: Penerimaan masyarakat, survei, RDE","PeriodicalId":179965,"journal":{"name":"Jurnal Pengembangan Energi Nuklir","volume":null,"pages":null},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2019-02-18","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"126237954","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2019-02-18DOI: 10.17146/JPEN.2018.20.2.5029
Erlan Dewita, Sukmanto Dibyo
ESTIMASI PENGARUH DESALINASI TERHADAP TEMPERATUR Umpan PEMBANGKIT UAP RDE. Reaktor temperatur tinggi tipe HTGR telah dikembangkan dengan berbagai kapasitas daya dan dapat menghasilkan aplikasi listrik dan panas. Salah satu aplikasi panas adalah digunakan untuk desalinasi. Penelitian ini bertujuan untuk mengestimasi pengaruh desalinasi terhadap parameter operasi temperatur air umpan masuk ke dalam pembangkit uap RDE dengan menggunakan program ChemCAD. Parameter yang terkait dengan aplikasi panas tersebut adalah temperatur proses pada untai sistem pendingin sekunder. Oleh karena itu pengaruh terhadap temperatur umpan pembangkit uap perlu estimasi. Uap dari turbin ditentukan sebagai kondisi operasi dalam rentang variasi laju alir massa dan daya untuk desalinasi. Hal ini penting karena air umpan dari tangki dipengaruhi oleh aliran dari kondensor dan dari unit desalinasi. Sistem desalinasi menggunakan penukar panas untuk menguapkan air laut. Hasil estimasi menunjukkan untuk mencapai kondisi temperatur umpan pembangkit uap pada kisaran 140oC – 150oC maka dapat ditentukan dengan penggunaan laju alir massa uap 0,5 kg/s – 0,6 kg/s untuk kebutuhan desalinasi, adapun dayanya pada kisaran 0,3 MJ/s – 0,5 MJ/s. Diharapkan estimasi ini bermanfaat untuk kajian terhadap aplikasi panas untuk sistem desalinasi pada RDE. Selanjutnya kajian secara komprehensif kedepan sangat diperlukan.Kata kunci: desalinasi, temperatur umpan, laju alir massa, pembangkit uap
{"title":"Estimasi Pengaruh Desalinasi Terhadap Temperatur Umpan Pembangkit Uap RDE","authors":"Erlan Dewita, Sukmanto Dibyo","doi":"10.17146/JPEN.2018.20.2.5029","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/JPEN.2018.20.2.5029","url":null,"abstract":"ESTIMASI PENGARUH DESALINASI TERHADAP TEMPERATUR Umpan PEMBANGKIT UAP RDE. Reaktor temperatur tinggi tipe HTGR telah dikembangkan dengan berbagai kapasitas daya dan dapat menghasilkan aplikasi listrik dan panas. Salah satu aplikasi panas adalah digunakan untuk desalinasi. Penelitian ini bertujuan untuk mengestimasi pengaruh desalinasi terhadap parameter operasi temperatur air umpan masuk ke dalam pembangkit uap RDE dengan menggunakan program ChemCAD. Parameter yang terkait dengan aplikasi panas tersebut adalah temperatur proses pada untai sistem pendingin sekunder. Oleh karena itu pengaruh terhadap temperatur umpan pembangkit uap perlu estimasi. Uap dari turbin ditentukan sebagai kondisi operasi dalam rentang variasi laju alir massa dan daya untuk desalinasi. Hal ini penting karena air umpan dari tangki dipengaruhi oleh aliran dari kondensor dan dari unit desalinasi. Sistem desalinasi menggunakan penukar panas untuk menguapkan air laut. Hasil estimasi menunjukkan untuk mencapai kondisi temperatur umpan pembangkit uap pada kisaran 140oC – 150oC maka dapat ditentukan dengan penggunaan laju alir massa uap 0,5 kg/s – 0,6 kg/s untuk kebutuhan desalinasi, adapun dayanya pada kisaran 0,3 MJ/s – 0,5 MJ/s. Diharapkan estimasi ini bermanfaat untuk kajian terhadap aplikasi panas untuk sistem desalinasi pada RDE. Selanjutnya kajian secara komprehensif kedepan sangat diperlukan.Kata kunci: desalinasi, temperatur umpan, laju alir massa, pembangkit uap","PeriodicalId":179965,"journal":{"name":"Jurnal Pengembangan Energi Nuklir","volume":null,"pages":null},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2019-02-18","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"132558391","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2019-02-18DOI: 10.17146/jpen.2018.20.2.4952
Entin Hartini
STRATEGI PEMELIHARAAN KOMPONEN PADA SISTEM PENDINGIN RSG-GAS BERDASARKAN ESTIMASI INTERVAL WAKTU PERAWATAN. Proses penuaan akan menyebabkan penurunan keandalan dan kinerja reaktor, oleh karena itu diperlukan pemeliharaan sistem/komponen reaktor yang optimal. Pemeliharaan korektif terhadap sistem/komponen berdampak pada frekuensi kerusakan dan biaya perawatan yang tinggi. Tujuan dari penelitian ini adalah melakukan proses pendekatan manajemen keandalan dengan melakukan perencanaan interval pemeliharaan. Skenario pemeliharaan dapat dilakukan berdasarkan penggantian komponen sesuai dengan mean time to failure (MTTF) dan ketika keandalan komponen memenuhi presentase yang ditargetkan. Metodologi yang digunakan adalah uji distribusi data dan estimasi parameter untuk menetukan interval waktu perawatan dan keandalan komponen. Data yang dievaluasi adalah data perawatan komponen dari sistem pendingin RSG-GAS teras 81 sampai 94 tahun 2013-2017. Hasil pengolahan data menunjukkan bahwa untuk meminimalkan jumlah downtime berdasarkan interval waktu perawatan dan nilai keandalan komponen, maka strategi perawatan yang dapat dilakukan adalah untuk komponen Pompa Primer (JE-01 (AP01-02)) interval perawatan 245,27 hari dengan peluang keandalan komponen (R(t)) = 35,2%. Untuk komponen Instrumentasi Pengukuran Aktivitas γ (PA01-02/CR001) interval perawatan 203,57 hari dengan peluang keandalan komponen (R(t)) = 51,1%. Sedangkan jika diinginkan keandalan komponen sebesar 60% maka dapat dilakukan interval waktu perawatan 144,23 hari untuk komponen JE-01 (AP01-02) dan 160,35 hari untuk komponen PA01-02/CR001.Kata kunci: keandalan, perawatan, sistem pendingin, RSG-GAS
{"title":"Strategi Pemeliharaan Komponen pada Sistem Pendingin RSG-GAS Berdasarkan Estimasi Interval Waktu Perawatan","authors":"Entin Hartini","doi":"10.17146/jpen.2018.20.2.4952","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/jpen.2018.20.2.4952","url":null,"abstract":"STRATEGI PEMELIHARAAN KOMPONEN PADA SISTEM PENDINGIN RSG-GAS BERDASARKAN ESTIMASI INTERVAL WAKTU PERAWATAN. Proses penuaan akan menyebabkan penurunan keandalan dan kinerja reaktor, oleh karena itu diperlukan pemeliharaan sistem/komponen reaktor yang optimal. Pemeliharaan korektif terhadap sistem/komponen berdampak pada frekuensi kerusakan dan biaya perawatan yang tinggi. Tujuan dari penelitian ini adalah melakukan proses pendekatan manajemen keandalan dengan melakukan perencanaan interval pemeliharaan. Skenario pemeliharaan dapat dilakukan berdasarkan penggantian komponen sesuai dengan mean time to failure (MTTF) dan ketika keandalan komponen memenuhi presentase yang ditargetkan. Metodologi yang digunakan adalah uji distribusi data dan estimasi parameter untuk menetukan interval waktu perawatan dan keandalan komponen. Data yang dievaluasi adalah data perawatan komponen dari sistem pendingin RSG-GAS teras 81 sampai 94 tahun 2013-2017. Hasil pengolahan data menunjukkan bahwa untuk meminimalkan jumlah downtime berdasarkan interval waktu perawatan dan nilai keandalan komponen, maka strategi perawatan yang dapat dilakukan adalah untuk komponen Pompa Primer (JE-01 (AP01-02)) interval perawatan 245,27 hari dengan peluang keandalan komponen (R(t)) = 35,2%. Untuk komponen Instrumentasi Pengukuran Aktivitas γ (PA01-02/CR001) interval perawatan 203,57 hari dengan peluang keandalan komponen (R(t)) = 51,1%. Sedangkan jika diinginkan keandalan komponen sebesar 60% maka dapat dilakukan interval waktu perawatan 144,23 hari untuk komponen JE-01 (AP01-02) dan 160,35 hari untuk komponen PA01-02/CR001.Kata kunci: keandalan, perawatan, sistem pendingin, RSG-GAS","PeriodicalId":179965,"journal":{"name":"Jurnal Pengembangan Energi Nuklir","volume":null,"pages":null},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2019-02-18","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"131267623","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2019-02-18DOI: 10.17146/JPEN.2018.20.2.4516
D. Dewi, Sriyana Sriyana
SPESIFIKASI, KODE DAN STANDAR BAJA NASIONAL DAN POTENSINYA UNTUK MENDUKUNG PROGRAM PLTN TIPE LWR DI INDONESIA. Spesifikasi, kode dan standar baja nasional sangat penting diidentifkasi agar dapat dicocokkan atau dibandingkan dengan spesifikasi, kode dan standar internasional untuk komponen PLTN sehingga industri baja diharapkan dapat berpartisipasi dalam pembangunan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Spesifikasi kode dan standar baja mengacu pada ASTM, ASME, AISC dan lain - lain. Tujuan studi ini adalah mengidentifikasi spesifikasi, kode dan standar baja yang dimiliki industri nasional dan kemudian dicocokkan dengan spesifikasi, kode dan standar baja sesuai standar internasional untuk PLTN. Metodologi penelitian adalah kajian literatur, pengiriman kuesioner, survei dan kunjungan teknis ke industri baja. Disimpulkan bahwa baja struktur pada dasarnya memenuhi persyaratan untuk konstruksi PLTN.Kata kunci: spesifikasi, kode, standar, baja, industriSPECIFICATION, CODE AND STANDARD OF NATIONAL STEEL AND THE POTENCY TO SUPPORT THE NUCLEAR POWER PROGRAMME OF LWR TYPE IN INDONESIA. Specification, codes and standards are important to identify in order to be matched or compared to international specifications, codes and standards for NPP components so that the steel industry is expected to participate in the construction of Nuclear Power Plants (NPPs). The specifications, code and standards of steel refer to ASTM, ASME, AISC and others. The purpose of this study is to identify specifications, codes and steel standards owned by national industries and then compared it to international standards for nuclear power plants. The research methodology is literature review, questionnaire submission, surveys and technical visits to the steel industry. It was concluded that the structural steel basically meets the requirements for NPP construction.Keywords: specification, code, standard, steel, industry
{"title":"Spesifikasi, Kode dan Standar Baja Nasional dan Potensinya untuk Mendukung Program PLTN Tipe LWR di Indonesia","authors":"D. Dewi, Sriyana Sriyana","doi":"10.17146/JPEN.2018.20.2.4516","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/JPEN.2018.20.2.4516","url":null,"abstract":"SPESIFIKASI, KODE DAN STANDAR BAJA NASIONAL DAN POTENSINYA UNTUK MENDUKUNG PROGRAM PLTN TIPE LWR DI INDONESIA. Spesifikasi, kode dan standar baja nasional sangat penting diidentifkasi agar dapat dicocokkan atau dibandingkan dengan spesifikasi, kode dan standar internasional untuk komponen PLTN sehingga industri baja diharapkan dapat berpartisipasi dalam pembangunan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Spesifikasi kode dan standar baja mengacu pada ASTM, ASME, AISC dan lain - lain. Tujuan studi ini adalah mengidentifikasi spesifikasi, kode dan standar baja yang dimiliki industri nasional dan kemudian dicocokkan dengan spesifikasi, kode dan standar baja sesuai standar internasional untuk PLTN. Metodologi penelitian adalah kajian literatur, pengiriman kuesioner, survei dan kunjungan teknis ke industri baja. Disimpulkan bahwa baja struktur pada dasarnya memenuhi persyaratan untuk konstruksi PLTN.Kata kunci: spesifikasi, kode, standar, baja, industriSPECIFICATION, CODE AND STANDARD OF NATIONAL STEEL AND THE POTENCY TO SUPPORT THE NUCLEAR POWER PROGRAMME OF LWR TYPE IN INDONESIA. Specification, codes and standards are important to identify in order to be matched or compared to international specifications, codes and standards for NPP components so that the steel industry is expected to participate in the construction of Nuclear Power Plants (NPPs). The specifications, code and standards of steel refer to ASTM, ASME, AISC and others. The purpose of this study is to identify specifications, codes and steel standards owned by national industries and then compared it to international standards for nuclear power plants. The research methodology is literature review, questionnaire submission, surveys and technical visits to the steel industry. It was concluded that the structural steel basically meets the requirements for NPP construction.Keywords: specification, code, standard, steel, industry","PeriodicalId":179965,"journal":{"name":"Jurnal Pengembangan Energi Nuklir","volume":null,"pages":null},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2019-02-18","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"115604768","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2019-02-18DOI: 10.17146/JPEN.2018.20.2.5025
P. A. Artiani, Ratiko Ratiko, Yuliman Purwanto, Kuat Heriyanto
PENGARUH PERISAI RADIASI PADA PENYIMPANAN KERING BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS UNTUK REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL Di masa mendatang, Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) berencana membangun Reaktor Daya Eksperimental (RDE) dengan daya termal 10 MW. RDE merupakan merupakan reaktor suhu tinggi dengan bahan bakar berupa pebble yang teknologinya mirip dengan reaktor HTR-10. Dalam operasional RDE hal yang perlu diperhatikan adalah pengelolaan Bahan Bakar Nuklir Bekas (BBNB). Oleh karena itu, teknologi pengelolaan BBNB HTR-10 dapat digunakan sebagai acuan dalam pengelolaan BBNB reaktor RDE. Pengelolaan BBNB reaktor HTR-10 disimpan dalam tangki penyimpanan dengan sistem kering. Telah dilakukan perhitungan laju dosis pada tangki penyimpanan BBNB di gedung reaktor dan interim storage menggunakan Monte Carlo N-Particle 5 (MCNP-5). Hasil perhitungan laju dosis pada tangki penyimpanan dengan berbagai ketebalan timbal (Pb) berkisar 11,7 – 2,560 x 106 µSv/jam dan 813,06 – 7,146 x 106 µSv/jam masing-masing pada gedung reaktor dan interim storage. Hal ini menunjukkan bahwa ketebalan Pb pada tangki penyimpanan tidak memberikan pengaruh yang signifikan dalam penurunan laju dosis baik pada gedung reaktor maupun interim storage. Penurunan laju dosis akan lebih efektif dengan penambahan Pb pada shielding luar tangki penyimpanan BBNB. Hasil perhitungan laju dosis berkisar 2,560 x 106 – 20,32 µSv/jam dan 7,146 x 106 – 105,58 µSv/jam untuk berbagai ketebalan Pb pada shielding luar tangki penyimpanan BBNB masing-masing di gedung reaktor maupun interim storage. Meskipun nilai laju dosis tidak memenuhi syarat Nilai Batas Dosis (NBD) bagi pekerja radiasi dan masyarakat, namun untuk keselamatan pekerja radiasi penanganan BBNB ini dapat diakomodir dengan konsep As Low As Resonably Achievable (ALARA), memperpanjang waktu peluruhan BBNB dan menfungsikan dinding interim storage sebagai shielding.Kata kunci : Reaktor Daya Eksperimental (RDE), Bahan Bakar Nuklir Bekas (BBNB), laju dosis, perisai radiasi.
辐射盾对未来实验燃料反应堆的旧核燃料储存的影响，国家原子能机构计划建造一个10兆瓦的实验电能反应堆。RDE是一个高热反应堆，燃料燃料舱是一种类似HTR-10反应堆的技术。在RDE的运作中，需要注意的是使用过的核燃料(BBNB)。因此，BBNB HTR-10的管理技术可以用于RDE BBNB反应堆管理。HTR-10反应堆的BBNB管理部门被储存在一个装有干燥系统的储罐中。已计算出反应堆内BBNB储罐的剂量速度，并使用蒙特卡洛N-Particle 5进行临时储存。储罐的剂量速率的计算结果与不同的铅(Pb)厚度范围11,7——2,560 x 106µSv /小时和813.06—7,146 x 106µSv /小时分别在反应堆建筑和临时存储。这表明,Pb在储罐厚度不产生了重大的影响的速度下降剂量擅长临时反应堆大楼和存储。下降速度会更有效地增加剂量Pb的外shielding储罐BBNB。剂量范围2,560 x 106速率的计算结果——20,32µSv /小时和7,146 x 106—105.58µSv /小时各种厚度的Pb的外shielding储罐BBNB各自在反应堆建筑和临时存储。尽管辐射工人和社会的速度值不合格(NBD)，但为了拯救BBNB治疗工作人员的安全，可以考虑到BBNB的概念，延长BBNB的衰变时间，并在临时存储墙内工作为shielding。关键词:动力反应堆核燃料(RDE),实验前(BBNB),辐射剂量,盾牌的速度。
{"title":"Pengaruh Perisai Radiasi Pada Penyimpanan Kering Bahan Bakar Nuklir Bekas untuk Reaktor Daya Eksperimental","authors":"P. A. Artiani, Ratiko Ratiko, Yuliman Purwanto, Kuat Heriyanto","doi":"10.17146/JPEN.2018.20.2.5025","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/JPEN.2018.20.2.5025","url":null,"abstract":"PENGARUH PERISAI RADIASI PADA PENYIMPANAN KERING BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS UNTUK REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL Di masa mendatang, Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) berencana membangun Reaktor Daya Eksperimental (RDE) dengan daya termal 10 MW. RDE merupakan merupakan reaktor suhu tinggi dengan bahan bakar berupa pebble yang teknologinya mirip dengan reaktor HTR-10. Dalam operasional RDE hal yang perlu diperhatikan adalah pengelolaan Bahan Bakar Nuklir Bekas (BBNB). Oleh karena itu, teknologi pengelolaan BBNB HTR-10 dapat digunakan sebagai acuan dalam pengelolaan BBNB reaktor RDE. Pengelolaan BBNB reaktor HTR-10 disimpan dalam tangki penyimpanan dengan sistem kering. Telah dilakukan perhitungan laju dosis pada tangki penyimpanan BBNB di gedung reaktor dan interim storage menggunakan Monte Carlo N-Particle 5 (MCNP-5). Hasil perhitungan laju dosis pada tangki penyimpanan dengan berbagai ketebalan timbal (Pb) berkisar 11,7 – 2,560 x 106 µSv/jam dan 813,06 – 7,146 x 106 µSv/jam masing-masing pada gedung reaktor dan interim storage. Hal ini menunjukkan bahwa ketebalan Pb pada tangki penyimpanan tidak memberikan pengaruh yang signifikan dalam penurunan laju dosis baik pada gedung reaktor maupun interim storage. Penurunan laju dosis akan lebih efektif dengan penambahan Pb pada shielding luar tangki penyimpanan BBNB. Hasil perhitungan laju dosis berkisar 2,560 x 106 – 20,32 µSv/jam dan 7,146 x 106 – 105,58 µSv/jam untuk berbagai ketebalan Pb pada shielding luar tangki penyimpanan BBNB masing-masing di gedung reaktor maupun interim storage. Meskipun nilai laju dosis tidak memenuhi syarat Nilai Batas Dosis (NBD) bagi pekerja radiasi dan masyarakat, namun untuk keselamatan pekerja radiasi penanganan BBNB ini dapat diakomodir dengan konsep As Low As Resonably Achievable (ALARA), memperpanjang waktu peluruhan BBNB dan menfungsikan dinding interim storage sebagai shielding.Kata kunci : Reaktor Daya Eksperimental (RDE), Bahan Bakar Nuklir Bekas (BBNB), laju dosis, perisai radiasi.","PeriodicalId":179965,"journal":{"name":"Jurnal Pengembangan Energi Nuklir","volume":null,"pages":null},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2019-02-18","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"117202736","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2018-12-01DOI: 10.17146/jpen.2018.20.2.5045
Rizki Firmansyah Setya Budi, Arum Puni Rijanti, Sahala Maruli Lumbanraja, E. S. Amitayani, M. Birmano, E. Liun
Indonesia’s cogeneration power plant for industrial processes (PeLUIt) is needed to be implemented in Indonesia. Economic analysis is an important factor for PeLUIt implementation. One of the data that needs in the analysis is overnight cost. This research estimates HTGR’s overnight cost by using scaling law.By using the estimated value, it can be calculated the PeLUIt overnight cost. The research’s purpose is to obtain an estimation of overnight costs of PeLUIt. The estimation result shows the overnight cost of PeLUIt. PeLUIt 10 MWth has an overnight cost 166,26 million USD. PeLUIt 30 MWth has an overnight cost 233,49 million USD. PeLUIt 50 MWth has an overnight cost 281,31 million USD. PeLUIt 100 MWth has an overnight cost 371,86 million USD. PeLUIt 350 MWth has an overnight cost 657,16 million USD.Keywords: PeLUIt; Estimation; High temperature gas-cooled reactor; Overnight cost; Scaling law
{"title":"OVERNIGHT COST ESTIMATION OFINDONESIA’S COGENERATION POWER PLANT FOR INDUSTRIAL PROCESSES","authors":"Rizki Firmansyah Setya Budi, Arum Puni Rijanti, Sahala Maruli Lumbanraja, E. S. Amitayani, M. Birmano, E. Liun","doi":"10.17146/jpen.2018.20.2.5045","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/jpen.2018.20.2.5045","url":null,"abstract":"Indonesia’s cogeneration power plant for industrial processes (PeLUIt) is needed to be implemented in Indonesia. Economic analysis is an important factor for PeLUIt implementation. One of the data that needs in the analysis is overnight cost. This research estimates HTGR’s overnight cost by using scaling law.By using the estimated value, it can be calculated the PeLUIt overnight cost. The research’s purpose is to obtain an estimation of overnight costs of PeLUIt. The estimation result shows the overnight cost of PeLUIt. PeLUIt 10 MWth has an overnight cost 166,26 million USD. PeLUIt 30 MWth has an overnight cost 233,49 million USD. PeLUIt 50 MWth has an overnight cost 281,31 million USD. PeLUIt 100 MWth has an overnight cost 371,86 million USD. PeLUIt 350 MWth has an overnight cost 657,16 million USD.Keywords: PeLUIt; Estimation; High temperature gas-cooled reactor; Overnight cost; Scaling law","PeriodicalId":179965,"journal":{"name":"Jurnal Pengembangan Energi Nuklir","volume":null,"pages":null},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2018-12-01","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"133210054","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
京公网安备 11010802042870号
京ICP备2023020795号-1
扫码关注我们
求助内容：
应助结果提醒方式：