SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir最新文献

STUDI PENGARUH LAJU ALIRAN UDARA PENDINGIN PADA CONDENSER TERHADAP DISTRIBUSI SUHU MODEL LOOP HEAT PIPE

SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Pub Date : 2021-11-28 DOI: 10.17146/sigma.2021.25.2.6371

Rifa Reynaldi, Mukhsinun Hadi Kusuma, Giarno Giarno, Dyah Arum Wulandari

{"title":"STUDI PENGARUH LAJU ALIRAN UDARA PENDINGIN PADA CONDENSER TERHADAP DISTRIBUSI SUHU MODEL LOOP HEAT PIPE","authors":"Rifa Reynaldi, Mukhsinun Hadi Kusuma, Giarno Giarno, Dyah Arum Wulandari","doi":"10.17146/sigma.2021.25.2.6371","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/sigma.2021.25.2.6371","url":null,"abstract":"Penggunaan sistem pendingin pasif perlu ditingkatkan dalam rangka meningkatkan keselamatan operasi instalasi nuklir. Salah satu teknologi sistem pendingin pasif yang berpotensi untuk digunakan adalah loop heat pipe (LHP). Tujuan studi eksperimen ini adalah mempelajari pengaruh besarnya laju aliran udara pendingin terhadap pembuangan kalor oleh model LHP, dan mempelajari fenomena perpindahan kalor yang terjadi di dalamnya. Dalam studi ini peneliti melakukan eksperimen dengan mengoperasikan model LHP pada berbagai variasi laju aliran pendinginan udara sebesar 0 m/s, 1 m/s, 1,5 m/s dan 2 m/s. Pemberian beban kalor pada evaporator digunakan dengan memvariasikan suhu air panas pada 35°C, 45°C, 55°C, dan 65°C. Model LHP diisi dengan fluida kerja berupa air demineral pada filling ratio 200%. Model LHP divakum dengan tekanan awal -74 cm Hg. Hasil studi menunjukkan bahwa model LHP memiliki hambatan termal terendah sebesar 0.0017 °C/W pada saat diberikan laju aliran pendingin 2 m/s. Kesimpulan studi menyebutkan bahwa semakin besar laju aliran pendingin di condenser dapat meningkatkan unjuk kerja termal model LHP.","PeriodicalId":403088,"journal":{"name":"SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir","volume":"170 1","pages":"0"},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2021-11-28","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"132397002","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}

引用次数: 1

STUDI PENGARUH FILLING RATIO PADA MODEL LOOP HEAT PIPE 研究了填料比帕达模型环热管

SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Pub Date : 2021-11-28 DOI: 10.17146/sigma.2021.25.2.6366

R. Fadillah, M. Kusuma, Giarno Giarno, A. Kholil

{"title":"STUDI PENGARUH FILLING RATIO PADA MODEL LOOP HEAT PIPE","authors":"R. Fadillah, M. Kusuma, Giarno Giarno, A. Kholil","doi":"10.17146/sigma.2021.25.2.6366","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/sigma.2021.25.2.6366","url":null,"abstract":"Pembuangan panas sisa hasil peluruhan pada saat sistem pendingin aktif mengalami kegagalan masih menjadi permasalahan termal. Loop heat pipe (LHP) sebagai salah satu teknologi sistem pendingin pasif berpotensi untuk dimanfaatkan dalam menangani permasalahan termal tersebut. Tujuan studi ini adalah untuk mengetahui pengaruh filling ratio terhadap unjuk kerja termal model LHP yang dibuat pada berbagai variasi filling ratio yang diberikan dan fenomena perpindahan kalor yang terjadi di dalamnya. Metode eksperimen dilakukan dengan cara mengoperasikan LHP pada filling ratio 100 %, 150 % dan 200%. Dalam eksperimen ini, laju aliran udara di condenser diberikan sebesar 2 m/s, beban kalor sebesar 35, 45, 55, dan 65oC. Model LHP divakum dengan tekanan awal -74 cm Hg. Hasil eksperimen yang diperoleh menunjukkan bahwa LHP memiliki unjuk kerja termal terbaik ketika dioperasikan pada filling ratio 200%, yaitu dengan nilai hambatan termal sebesar 0,0017 oC/W. Fenomena perpindahan kalor yang didapatkan berupa distibusi suhu di dalam LHP yaitu overshoot, zigzag dan stable. Kesimpulan studi menunjukan bahwa filling ratio terbesar yang diberikan pada LHP memberikan unjuk kerja termal terbaik, karena semakin banyak fluida kerja yang ada didalam model LHP menyebabkan semakin agresifnya pendidihan dan semakin besar transfer kalor pada LHP.","PeriodicalId":403088,"journal":{"name":"SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir","volume":"23 1","pages":"0"},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2021-11-28","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"116147428","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}

引用次数: 0

PERHITUNGAN INVENTORI NUKLIDA PADA PIN SEL BAHAN BAKAR REAKTOR PWR

SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Pub Date : 2021-11-28 DOI: 10.17146/sigma.2021.25.2.6451

S. Paulus, Syaiful Bakhri, T. Surbakti

引用次数: 0

STUDI EKSPERIMEN PENGARUH WICK PIPA KAPILER PADA MODEL LOOP HEAT PIPE 威克管对热管模型的实验影响

SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Pub Date : 2021-11-28 DOI: 10.17146/sigma.2021.25.2.6365

Dimas Panji Asmara, Mukhsinun Hadi Kusuma, Giarno Giarno, Darwin Rio Budi Syaka

{"title":"STUDI EKSPERIMEN PENGARUH WICK PIPA KAPILER PADA MODEL LOOP HEAT PIPE","authors":"Dimas Panji Asmara, Mukhsinun Hadi Kusuma, Giarno Giarno, Darwin Rio Budi Syaka","doi":"10.17146/sigma.2021.25.2.6365","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/sigma.2021.25.2.6365","url":null,"abstract":"Kecelakaan yang terjadi pada Pembangkait Listrik Tenaga Nuklir Fukushhima Dai – Ichi memacu para periset di bidang keselamatan nuklir untuk menggunakan sistem pendingin pasif dalam rangka meningkatkan keselamatan termal isntalasi nuklir. Salah satu teknologi sistem pendingin pasif yang potensial untuk diterapkan adalah Loop Heat Pipe (LHP) karena memiliki kemampuan pembuangan kalor yang baik. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui pengaruh performa wick berupa pipa kapiler dalam rangka meningkatkan unjuk kerja termal dan distribusi suhu pada LHP. Metode eksperimen dilakukan dengan mengoperasikan LHP menggunakan wick. LHP dioperasikan dengan memvariasikan suhu air panas sebagai beban kalor di evaporator pada 35˚C, 45˚C, 55˚C dan 65˚C. Pendinginan pengambilan panas di bagian condenser dilakukan dengan mengaliri udara pada laju aliran udara 2 m/s. Sebelum dioperasikan, model LHP sebelum dioperasikan divakum hingga memiliki tekanan awal -74 cm Hg, dan diberikan fluida kerja air demineral dengan filliing ratio 200 %. Hasil eksperimen didapatkan suhu pada bagian adiabatic dengan wick lebih rendah dibandingkan pada bagian adiabatik tanpa wick. kesimpulan dari penelitian ini membuktikan bahwa penggunaan wick pada LHP dapat berfungsi dengan baik untuk menahan uap tidak naik ke bagian condenser dan sebagai jalur fluida hasil kondensasi untuk kembali ke evaporator.","PeriodicalId":403088,"journal":{"name":"SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir","volume":"58 1","pages":"0"},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2021-11-28","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"115626632","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}

引用次数: 0

STUDI EKSPERIMEN PENGARUH BEBAN KALOR TERHADAP UNJUK KERJA TERMAL MODEL LOOP HEAT PIPE 热流循环模型热管的热负荷实验研究

SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Pub Date : 2021-11-28 DOI: 10.17146/sigma.2021.25.2.6368

Aziz Yudha Nugraha, Mukhsinun Hadi Kusuma, Giarno Giarno, W. Wardoyo

{"title":"STUDI EKSPERIMEN PENGARUH BEBAN KALOR TERHADAP UNJUK KERJA TERMAL MODEL LOOP HEAT PIPE","authors":"Aziz Yudha Nugraha, Mukhsinun Hadi Kusuma, Giarno Giarno, W. Wardoyo","doi":"10.17146/sigma.2021.25.2.6368","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/sigma.2021.25.2.6368","url":null,"abstract":"Sistem pendingin pasif sangat diperlukan sebagai redundance apabila sistem pendingin aktif pada instalasi nuklir mengalami kegagalan operasi. Konspe teknologi sistem pendinginan pasif yang potensial digunakan dalam menyerap dan membuang kalor dengan baik adalah loop heat pipe (LHP). Diharapkan LHP menjadi solusi manajemen termal dalam keselamatan pengoperasian instalasi nuklir. Tujuan studi eksperimen ini adalah untuk mengetahui fenomena perpindahan kalor yang terjadi di dalam model LHP yang dibuat sendiri dan bagaimana unjuk kerja termalnya dalam menyerap dan melepas kalor. Metode yang digunakan adalah dengan melakukan eksperimen model LHP pada variasi beban kalor pada suhu air panas 35°C, 45°C, 55°C, dan 65°C. Fluida kerja di dalam evaporator menggunakan air demineral dengan filling ratio 200 %. Pembuangan kalor pada bagian condenser menggunakan udara dengan laju pendinginan sebesar 2 m/s. Model LHP divakum dengan tekanan sebesar -74 cm Hg. Hasil studi eksperimen menunjukkan bahwa didapatkan fenomena overshoot, zigzag, dan stable seperti fenomena umum perpindahan kalor yang terjadi pada LHP. Unjuk kerja termal terbaik didapatkan dengan hambatan termal terkecil sebesar 0,0017 ºC/W, yaitu diperoleh pada saat model LHP dioperasikan pada beban kalor 65°C. Kesimpulan dari penelitian ini menunjukkan bahwa semakin tinggi beban kalor yang diterima oleh evaporator menyebabkan semakin kecilnya nilai hambatan termal model LHP.","PeriodicalId":403088,"journal":{"name":"SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir","volume":"41 1","pages":"0"},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2021-11-28","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"115966749","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}

引用次数: 1

Pengembangan Sistem Akuisisi Data Menggunakan NI cDAQ 91 berbasis LABVIEW 采用NI cDAQ 91基于LABVIEW的数据采集系统开发

SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Pub Date : 2019-05-07 DOI: 10.17146/SIGMA.2019.23.1.5419

Anisah Anisah, S. Sudarno

引用次数: 0

Kaji Eksperimental Variasi Ukuran Butir dan Tekanan Penyemprotan Material Abrasif Dalam Proses Sand-Blasting Terhadap Kekasaran Permukaan dan Umur Lelah pada Stainless Steel 304

SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Pub Date : 2019-05-07 DOI: 10.17146/SIGMA.2019.23.1.5420

Hendri Kusumawijaya, H. Sutanto, Roziq Himawan

{"title":"Kaji Eksperimental Variasi Ukuran Butir dan Tekanan Penyemprotan Material Abrasif Dalam Proses Sand-Blasting Terhadap Kekasaran Permukaan dan Umur Lelah pada Stainless Steel 304","authors":"Hendri Kusumawijaya, H. Sutanto, Roziq Himawan","doi":"10.17146/SIGMA.2019.23.1.5420","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/SIGMA.2019.23.1.5420","url":null,"abstract":"KAJI EKSPERIMENTAL VARIASI UKURAN BUTIR DAN TEKANAN PENYEMPROTAN MATERIAL ABRASIF DALAM PROSES SAND-BLASTING TERHADAP KEKASARAN PERMUKAAN DAN UMUR LELAH PADA STAINLESS STEEL 304. Proses sand-blasting merupakan salah satu jenis surface treatment dengan cara menembakkan partikel tekanan tertentu ke permukaan material sehingga menimbulkan tumbukan dengan tujuan menghilangkan kontaminasi seperti korosi, sisa pengecatan, kristalisasi garam, dan pelumas. Proses sand-blasting dilakukan setelah proses pengelasan dalam kegiatan penggantian komponen penunjang kerja PLTN, bertujuan untuk menghilangkan heat tint yang dapat mempengaruhi ketahanan komponen terhadap korosi dan mencegah terjadinya kontaminasi komponen pengganti yang dapat mempengaruhi performa pada kondisi lingkungan ekstrim. Eksperimen pada material stainless steel AISI 304 ini terbagi menjadi tiga tahapan utama, yaitu proses sand-blasting pada spesimen uji, dilanjutkan dengan melakukan pengujian kekasaran permukaan, dan terakhir melakukan pengujian lelah. Dua jenis ukuran glass bead (Mesh 3, Mesh 8) dan tiga tingkatan tekanan penyemprotan material abrasif (4, 5, 6 bar) digunakan dalam proses sand-blasting. Hasil eksperimental menunjukkan bahwa proses sand-blasting merubah nilai kekasaran permukaan dan umur lelah pada material stainless steel AISI 304. Variasi ukuran glass bead Mesh 8 dengan tekanan penyemprotan material abrasif sebesar 5 bar menghasilkan nilai kekasaran permukaan dan umur lelah yang optimal.","PeriodicalId":403088,"journal":{"name":"SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir","volume":"162 1","pages":"0"},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2019-05-07","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"126018556","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}

引用次数: 1

Analisis Kritikalitas Tinggi Teras Aktif HTGR-10 MWth Dengan Variasi Pengayaan pada Kernel Uranium Oksida 分析活性门廊高度，HTGR-10 MWth，氧化铀内核的浓缩变化

SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Pub Date : 2019-05-07 DOI: 10.17146/sigma.2019.23.1.5421

Hery Adrial

{"title":"Analisis Kritikalitas Tinggi Teras Aktif HTGR-10 MWth Dengan Variasi Pengayaan pada Kernel Uranium Oksida","authors":"Hery Adrial","doi":"10.17146/sigma.2019.23.1.5421","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/sigma.2019.23.1.5421","url":null,"abstract":"ANALISIS KRITIKALITAS TINGGI TERAS AKTIF HTGR-10MWth DENGAN VARIASI PENGAYAAN PADA KERNEL URANIUM OKSIDA. HTGR-10MWth merupakan salah satu bentuk dari reaktor HTGR tipe pebble bed. Reaktor jenis ini memiliki reaktivitas negatif sebagai fungsi keselamatan melekatnya. Dalam fisika reaktor, parameter kritikalitas merupakan faktor penting untuk mengetahui kondisi kekritisan reaktor, yang menjadi penentu apakah reaktor dapat beroperasi atau tidak. Kritikalitas pada teras aktif suatu reaktor sangat dipengaruhi oleh ketinggian teras aktif, tingkat pengayaan bahan bakar, geometri teras reaktor dan parameter lainnya. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mendapatkan parameter neutronik yang sesuai agar reaktor dapat beroperasi secara optimal. Metodologi yang dilakukan adalah dengan melakukan pemodelan kernel berlapis TRISO dengan model berbentuk kisi-kisi SC (simple cubic), dan pemodelan geometri reaktor. Bahan bakar dan moderator pebble pada teras reaktor dimodelkan dalam bentuk kisi BCC (body-centered cubic) dengan rasio perbandingan pebble bahan bakar dan pebble moderator sebesar 57:43. Paket program MCNP6 digunakan dalam analisis ini. Dari hasil perhitungan, didapat bahwa tinggi teras aktif kritis awal untuk pengayaan 17 % adalah 125 cm, pengayaan 14 % setinggi 141 cm, pengayaan 12 % adalah 161 cm dan pengayaan 10 % adalah 196,1 cm. Sementara, tinggi teras aktif penuh untuk pengayaan 8 % melebihi batas tinggi teras yang tersedia.","PeriodicalId":403088,"journal":{"name":"SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir","volume":"2010 1","pages":"0"},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2019-05-07","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"127350166","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}

引用次数: 1

Evaluasi Klasifikasi Struktur, Sistem, dan Komponen RSG-GAS Terhadap Manajemen Penuaan 对老化管理的结构、系统和气体成分进行分类评价

SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Pub Date : 2019-05-07 DOI: 10.17146/sigma.2019.23.1.5422

Endiah Puji Hastuti

{"title":"Evaluasi Klasifikasi Struktur, Sistem, dan Komponen RSG-GAS Terhadap Manajemen Penuaan","authors":"Endiah Puji Hastuti","doi":"10.17146/sigma.2019.23.1.5422","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/sigma.2019.23.1.5422","url":null,"abstract":"EVALUASI KLASIFIKASI STRUKTUR, SISTEM, DAN KOMPONEN RSG-GAS TERHADAP MANAJEMEN PENUAAN. Pada Saat ini RSG-GAS telah beroperasi selama 30 tahun. Sesuai peraturan BAPETEN, mengenai Penilaian Keselamatan Berkala, evaluasi harus dilakukan setiap 10 tahun. Untuk memenuhi persyaratan tersebut perlu dilakukan evaluasi dan analisis sistem secara menyeluruh. Hasil evaluasi melalui analisis ini diperlukan sebagai data dukung permohonan perpanjangan izin operasi ke BAPETEN. Untuk memenuhi persyaratan tersebut, maka salah satu tugas yang perlu dilakukan adalah evaluasi penapisan komponen kritis. Evaluasi dilakukan terhadap penapisan/pengelompokan struktur, sistem dan komponen (SSK) RSG-GAS dengan cara menganalisis klasifikasi SSK RSG-GAS berdasarkan tinjauan terhadap Perka BAPETEN terkait SSK dan Safety kriteria IAEA mengenai reaktor riset. Metode kedua adalah telaah terhadap laporan perawatan dan perbaikan terhadap SSK yang termasuk dalam kriteria kelas keselamatan terutama pada tipe A. Klasifikasi SSK RSG-GAS yang terdiri atas 1. kelas keselamatan (safety class), 2. kelas kualitas (quality class), dan 3. kelas seismik (seismic class), telah memenuhi kriteria Perka BAPETEN 8/2008 mengenai manajemen penuaan reaktor non daya dan Perka BAPETEN 1/2011 mengenai desain keselamatan reaktor non daya, serta memenuhi kriteria keselamatan IAEA SSR3 mengenai klasifikasi struktur, sistem dan komponen reaktor riset. Hasil analisis terhadap kesesuaian klasifikasi SSK RSG-GAS terhadap Perka BAPETEN No. 8/tahun 2008 tentang ketentuan keselamatan manajemen penuaan reaktor nondaya, IAEA SSR3 mengenai keselamatan reaktor riset, serta hasil rekam data operasi sistem RSG-GAS pada kondisi terkini dapat disimpulkan bahwa kualifikasi SSK tersebut masih sesuai dengan persyaratan manajemen penuaan sehingga memberikan keyakinan terhadap kelangsungan operasi RSG-GAS yang aman","PeriodicalId":403088,"journal":{"name":"SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir","volume":"73 1","pages":"0"},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2019-05-07","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"117313194","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}

引用次数: 2

Analisis Distribusi Temperatur Media Penampung Bahan Bakar Bekas Reaktor Daya Eksperimental (RDE) Menggunakan FLUENT 6.3

SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Pub Date : 2019-05-07 DOI: 10.17146/sigma.2019.23.1.5418

Balya Lutviana Laila Saro, Fiber Monado, Muhammad Subekti

{"title":"Analisis Distribusi Temperatur Media Penampung Bahan Bakar Bekas Reaktor Daya Eksperimental (RDE) Menggunakan FLUENT 6.3","authors":"Balya Lutviana Laila Saro, Fiber Monado, Muhammad Subekti","doi":"10.17146/sigma.2019.23.1.5418","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/sigma.2019.23.1.5418","url":null,"abstract":"ANALISIS DISTRIBUSI TEMPERATUR MEDIA PENAMPUNG BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL (RDE) MENGGUNAKAN FLUENT 6.3. Konsep dan desain reaktor daya eksperimental (RDE) adalah mengacu pada HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) dari teknologi Jerman yang telah diterapkan pada HTR-10 di Cina yang dirancang menggunakan bahan bakar yang berbentuk pebble bed. Setelah bahan bakar nuklir dimanfaatkan dalam reaktor nuklir, bahan bakar bekas tersebut kemudian akan masuk ke dalam tempat penampungan sementara. Penelitian ini dikhususkan pada aspek temohidrolik karena peranannya yang sangat penting untuk menjamin keselamatan media penampung bahan bakar bekas Reaktor Daya Eksperimental (RDE). Oleh karena itu diperlukan alat bantu berupa progam (software) komputer dalam proses penganalisaan distribusi temperatur media penampung bahan bakar bekas Reaktor Daya Eksperimental (RDE). Program yang digunakan adalah FLUENT 6.3. Hasil perhitungan menunjukan bahwa terjadi penurunaan temperatur secara bertahap pada bahan bakar bekas di setiap posisinya, dari titik pusat di posisi 0 m sebesar 110°C ke dinding media penampung di posisi 0,3 m sebesar 30°C. Sehingga dari hasil tersebut distribusi temperatur media penampung bahan bakar bekas reaktor daya eksperimental dapat dianggap aman tanpa kerusakan akibat dari panas","PeriodicalId":403088,"journal":{"name":"SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir","volume":"41 1","pages":"0"},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2019-05-07","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"132422806","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}

引用次数: 0