SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir最新文献_第2页

RELIABILITY ANALYSIS FOR CRITICAL COMPONENTS ON THE RSG-GAS PRIMARY COOLING SYSTEM rsg -气体一次冷却系统关键部件可靠性分析

SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Pub Date : 2018-11-14 DOI: 10.17146/sigma.2018.22.2.4494

Entin Hartini, Mike Susmikanti

{"title":"RELIABILITY ANALYSIS FOR CRITICAL COMPONENTS ON THE RSG-GAS PRIMARY COOLING SYSTEM","authors":"Entin Hartini, Mike Susmikanti","doi":"10.17146/sigma.2018.22.2.4494","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/sigma.2018.22.2.4494","url":null,"abstract":"ABSTRACTRELIABILITY ANALYSIS FOR CRITICAL COMPONENTS IN PRIMARY RSG-GAS COOLING SYSTEM. Reliability is the probability that a system will function normally when it is used for the desired time period under specific operating conditions. This study aims to analyze the reliability, distribution function of damage and rate of damage by using the frequency data of damage, downtime and time data between the damage of each component on the primary cooling system RSG- GAS. The methodology used is the Test of damage distribution estimated as an exponential distribution. Test the exponential distribution using the Bartlett test. Further estimation of data distribution parameters. Based on the parameters of the data distribution, the reliability and rate of damage can be calculated for the critical component of the primary cooling system. Damage data is obtained from maintenance data for core 70 until 88 (2010-2015). The results showed that in the primary cooling system the highest failure occurred for component JE-01 (AP01-02) with downtime = 112 (day) and failure frequency presentation = 75%. The failure rate (λ) of 0.000215438 with the reliability value for the last year amounted to 99.83%. Keywords: Downtime, Damage frequency, Reliability, maintenance, RSG-GAS ","PeriodicalId":403088,"journal":{"name":"SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir","volume":"14 1","pages":"0"},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2018-11-14","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"116638715","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 KOMPOSISI NUKLIDA BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL (RDE) MENGGUNAKAN MCNPX 2.6.0 使用MCNPX 2.6.0 (RDE)的实验电力反应堆的核成分分析

SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Pub Date : 2018-11-14 DOI: 10.17146/sigma.2018.22.2.4511

Kristina Kristina, M. Subekti

{"title":"ANALISIS KOMPOSISI NUKLIDA BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL (RDE) MENGGUNAKAN MCNPX 2.6.0","authors":"Kristina Kristina, M. Subekti","doi":"10.17146/sigma.2018.22.2.4511","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/sigma.2018.22.2.4511","url":null,"abstract":"ANALISIS KOMPOSISI NUKLIDA BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL (RDE) MENGGUNAKAN MCNPX 2.6.0. Reaktor Daya Eksperimental (RDE) adalah reaktor nuklir yang dapat digunakan untuk pembangkit listrik, pembangkit panas dan untuk memproduksi hidrogen. Jenis bahan bakar RDE yang dibahas pada penelitian ini adalah sebuah pebble bergeometri bola yang di dalamnya terdapat 8335 TRISO berkisi simple cubic (SC). Satu buah TRISO dalam pebble mengandung 5 lapisan, dimana bahan fissile terdapat pada kernel yang merupakan lapisan paling dalam dengan kandungan UO2. Proses burnup pada MCNPX 2.6.0 dilakukan selama 90 hari pembakaran dan 10 tahun pendinginan dengan hasil energi burnup dan keff 1,05343 untuk autofilled TRISO in pebble (ATIP) dan 1,04651 untuk organized TRISO in pebble (OTIP). Jumlah nuklida yang terkandung sebanyak 170 nuklida (14 aktinida dan 156 nonaktinida). Aktinida dengan massa terbesar ialah 238U (2,323 gram untuk ATIP dan 2,316 untuk OTIP) dan aktivitas terbesar ialah 241Pu (7,791 Ci untuk ATIP dan 7,639 Ci untuk OTIP), sedangkan nonaktinida dengan massa terbesar ialah 16O (0,6734 gram untuk ATIP dan OTIP) dan aktivitas terbesar ialah 137Cs (4,716 Ci for ATIP untuk 4,757 Ci untuk OTIP). Kesalahan relatif keff ATIP terhadap OTIP yang diperoleh sebesar 0,661%. Kesalahan relatif yang kecil ini serta geometri kompleks OTIP yang membutuhkan waktu lama untuk didesain menyebabkan ATIP lebih direkomendasi daripada OTIP.Kata kunci : Komposisi Nuklida, Pebble, Bahan Bakar Bekas, RDE, MCNPX 2.6.0.","PeriodicalId":403088,"journal":{"name":"SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir","volume":"31 1","pages":"0"},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2018-11-14","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"123814414","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

ANALISIS DESAIN MEDIA PENAMPUNG BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR DAYA EKSPERIMEN (RDE) MENGGUNAKAN MCNPX 2.6.0 使用MCNPX 2.6.0设计实验功率外壳(RDE)

SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Pub Date : 2018-11-07 DOI: 10.17146/sigma.2018.22.2.4489

Guspita Karleni, M. Subekti

引用次数: 0

ANALISIS KANDUNGAN RADIONUKLIDA PADA GAS BUANG CEROBONG REAKTOR SERBAGUNA G.A. SIWABESSY 分析西瓦贝西多功能G.A.反应堆排气头的放射含量

SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Pub Date : 2018-11-07 DOI: 10.17146/sigma.2018.22.2.4947

Sriyono Sriyono

{"title":"ANALISIS KANDUNGAN RADIONUKLIDA PADA GAS BUANG CEROBONG REAKTOR SERBAGUNA G.A. SIWABESSY","authors":"Sriyono Sriyono","doi":"10.17146/sigma.2018.22.2.4947","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/sigma.2018.22.2.4947","url":null,"abstract":"ANALISIS KANDUNGAN RADIONUKLIDA PADA GAS BUANG CEROBONG REAKTOR SERBAGUNA G.A. SIWABESSY. RSG-GAS adalah reaktor penelitian yang telah berumur lebih dari 30 tahun. Gas buang yang berasal dari dalam gedung dibuang ke lingkungan melalui cerobong dan selalu dipantau kandungan radionuklidanya. Selama RSG-GAS beroperasi dimungkinkan ada sejumlah zat radioaktif terlepas ke atmosfer. Radionuklida yang terlepas ini dapat berasal dari aktivasi unsur-unsur yang terbawa dalam pendingin dan juga kemungkinan lepasan dari gas produk fisi dari teras reaktor. Tujuan pemantauan terhadap lepasan radionuklida agar tidak membahayakan pekerja dan lingkungan sekitar reaktor. Analisis ini dilakukan berdasarkan Laporan Operasi Reaktor (LOR) 10 tahun terakhir. Batas paparan maksimum dari gas buang adalah 1 x 1015 Bq/m3. Ada 2 kondisi operasi yang disampling, yaitu kondisi operasi 0 MW dan kondisi operasi 15 MW. Pada saat reaktor shutdown nilai paparan radionuklida dari cerobong jauh lebih kecil dibandingkan pada saat operasi. Perbedaan itu diperkirakan rata-rata sebesar 5 x 103 Bq/m3. Pada saat operasi 15 MW, kenaikan paparan diperkirakan berasal dari perubahan sistem reaktor, dari sistem yang statis menjadi sistem dinamis. Hasil pengukuran paparan radiasi yang berasal dari gas mulia pada cerobong RSG GAS masih dibawah ambang batas yang ditetapkan pada LAK (Laporan Analisis Keselamatan) yaitu 1 x 1015 Bq/ m3.","PeriodicalId":403088,"journal":{"name":"SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir","volume":"26 1","pages":"0"},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2018-11-07","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"126584506","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 Radiolisis Air Ringan dan Pengukuran Laju Dosis Bahan Bakar Terhadap Jarak Sumber Radiasi Pada Kolam Penyimpanan Bahan Bakar Bekas (ISSF) 研究轻水放射性，测量用旧燃料储存池中辐射量的速度(ISSF)

SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Pub Date : 2018-11-07 DOI: 10.17146/sigma.2018.22.2.4488

Cyntia Agustin, M. Romli, Sofia Loren Butarbutar, Rahayu Kusumastuti, Sriyono Sriyono, Geni Rina Sunaryo

{"title":"Studi Radiolisis Air Ringan dan Pengukuran Laju Dosis Bahan Bakar Terhadap Jarak Sumber Radiasi Pada Kolam Penyimpanan Bahan Bakar Bekas (ISSF)","authors":"Cyntia Agustin, M. Romli, Sofia Loren Butarbutar, Rahayu Kusumastuti, Sriyono Sriyono, Geni Rina Sunaryo","doi":"10.17146/sigma.2018.22.2.4488","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/sigma.2018.22.2.4488","url":null,"abstract":"Studi Literatur Radiolisis Air Ringan dan Pengukuran Laju Dosis Bahan Bakar Terhadap Jarak Sumber Radiasi Pada Kolam Penyimpanan Bahan Bakar Bekas (ISSF). . Elemen bahan bakar bekas masih mengandung sejumlah uranium diperkaya dengan paparan radiasi yang sangat tinggi, sehingga digunakan air sebagai media penyimpanan bahan bakar bekas pada kolam ISSF agar paparan radiasi bahan bakar tidak keluar ke lingkungan.Paparan radiasi dalam air dapat menyebabkan adanya pembentukan oksidator yang dapat menyebabkan korosi pada material bahan ISSF. Laju dosis dapat terukur dalam suatu sumber radiasi terhadap besarnya penahan radiasi. Laju dosis ini digunakkan sebagai input parameter untuk reaksi radiolysis sehingga konsentrasi pembentukan oksidator dalam air dapat diprediksi. Hubungan antara laju dosis teradap jarak sumber radiasi (tebal penahan) menjadi penting untuk penerapan proteksi radiasi. Metode untuk mengukur laju dosis pada kolam ISSF dilakukan pada rak bahan bakar bekas serta uji cicip pada sebuah kelongsong bahan bakar bekas. Laju dosis diukur dengan detector radiagem dengan kabel yang terbungkus plastik. Data hasil percobaan didapatkan bahwa hubungan antara laju dosis radiasi terhadap sumber radiasi yaitu semakin besar jarak detektor terhadap sumber radiasi semakin kecil laju dosis yang terukur dan bersifat eksponensial.Kata Kunci : Kolam ISSF, radiasi, radiolysis air, laju dosis, detector","PeriodicalId":403088,"journal":{"name":"SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir","volume":"19 1","pages":"0"},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2018-11-07","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"132097945","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

VISUALISASI NUGGET LAS TITIK DENGAN METODE ULTRASONIC WATER IMMERSION 可视化金块使用超声波水注入方法

SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Pub Date : 2018-06-01 DOI: 10.17146/sigma.2018.22.1.4318

R. Himawan, Ik Inryono Kusuma

{"title":"VISUALISASI NUGGET LAS TITIK DENGAN METODE ULTRASONIC WATER IMMERSION","authors":"R. Himawan, Ik Inryono Kusuma","doi":"10.17146/sigma.2018.22.1.4318","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/sigma.2018.22.1.4318","url":null,"abstract":"VISUALISASI NUGGET LAS TITIK DENGAN METODE ULTRASONIC WATER IMMERSION. Overlay welding merupakan salah satu metode penyatuan dua material yang diterapkan pada bejana tekan reaktor, antara baja feritik dan baja nir karat. Bejana tekan reaktor merupakan komponen utama pembangkit listrik tenaga nuklir, sehingga keandalan dan integritas nya harus selalu terjamin selama umur disainnya. Dalam rangka menjamin keandalan dan integritas bejana tekan reaktor, maka dikembangkan metode ultrasonik dengan teknik water immersion untuk mengevaluasi kondisi hasil overlay welding. Karena keterbatasan sarana, pada penelitian ini overlay welding disimulasikan dengan las titik. Evaluasi dilakukan pada bagian nugget hasil las titik. Evaluasi dilakukan menggunakan teknik water immersion, dimana objek evaluasi direndam di dalam air. Air berlaku sebagai kuplan. Evaluasi menggunakan transduser tipe fokus dengan frekuensi 10 MHz dan diameter fokus 1 mm. Hasil evaluasi ditayangkan dalam bentuk C-scan. Dari hasil-hasil evaluasi diketahui bahwa visualisasi memiliki kesesuaian bentuk dengan makrografi nugget yang diperoleh setelah pelaksanaan uji tarik. Namun terdapat perbedaan ukuran antara visualisasi C-scan dan makrografi.Kata kunci: bejana tekan reaktor, las titik, metode ultrasonik, water immersion, C-scan","PeriodicalId":403088,"journal":{"name":"SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir","volume":"38 1","pages":"0"},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2018-06-01","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"116235048","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

ESTIMASI PERUBAHAN KALOR SELAMA KENAIKAN TEMPERATUR AIR DI UNTAI PRE-FASSIP-02 预计在前fassi -02的水温上升期间，热量会发生变化

SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Pub Date : 2018-06-01 DOI: 10.17146/sigma.2018.22.1.4322

A. Sofyan, Dedy Haryanto, J. P. Witoko, Gn Giarno, Mulya Juarsa

{"title":"ESTIMASI PERUBAHAN KALOR SELAMA KENAIKAN TEMPERATUR AIR DI UNTAI PRE-FASSIP-02","authors":"A. Sofyan, Dedy Haryanto, J. P. Witoko, Gn Giarno, Mulya Juarsa","doi":"10.17146/sigma.2018.22.1.4322","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/sigma.2018.22.1.4322","url":null,"abstract":"ESTIMASI PERUBAHAN KALOR SELAMA KENAIKAN TEMPERATUR AIR DI UNTAI PRE-FASSIP 02. Kecelakaan reaktor nuklir Fukushima terjadi dipicu oleh bencana alam gempa bumi dan Tsunami. Kerusakan yang terjadi pada teras reaktor akibat kegagalan sistem aktif selama proses pendinginan panas sisa peluruhan reaksi fisi berantai (residual heat). Sehingga, perlu pengembangan sistem pendingin pasif yang menggantikan sistem aktif untuk pendinginan teras ketika terjadi Stasiun Black Out (SBO) akibat pemadaman reaktor. Sistem pendingin pasif bekerja berdasarkan fenomena sirkulasi alam dari daerah panas menuju daerah dingin dalam satu untai tertutup. Sehingga untuk kebutuhan studi eksperimen terhadap pola aliran sirkulasi alam, maka dibuat fasilitas uji Untai PreFASSIP-02. Tujuan penelitian adalah untuk memperkirakan perpindahan kalor dari bagian panas menuju bagian dingin pada Untai Pre-FASSIP-02. Hasil eksperimen menunjukan bahwa proses pemanasan yang terjadi pada tabung heater semakin lama menyebabkan kenaikan temperatur air. Nilai kalor rata-rata yang diberikan oleh heater pada air untuk temperatur rata-rata 61,6 °C selama dua jam eksperimen adalah 1264,9 kJ dan besarnya kalor yang diterima kolam ECT hanya 150, 4 kJ. Kalor tersebut memanaskan air hingga terjadi aliran sirkulasi alam yang membuat temperatur di TH out dan ECT meningkat meski dengan kenaikan yang kecil. Kenaikan temperatur air di TH out dan ECT yaitu masing-masing 35,57 °C dan 0,07 °C. Artinya perubahan kalor di dalam untai yang terjadi cukup kecil dan rugi kalor yang terjadi besar, menyebakan kenaikan temperatur air di ECT tidak akan mencapai titik didihnya.Kata kunci: estimasi, kalor, temperatur, sirkulasi alam, sistem pasif, Pre-FASSIP-02 ","PeriodicalId":403088,"journal":{"name":"SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir","volume":"1 1","pages":"0"},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2018-06-01","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"125782892","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

MODELLING OF RSG-GAS HEAT EXCHANGER FOR STEADY-STATE SIMULATION rsg -气体换热器稳态模拟建模

SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Pub Date : 2018-06-01 DOI: 10.17146/sigma.2018.22.1.4320

A. S. Ekariansyah

{"title":"MODELLING OF RSG-GAS HEAT EXCHANGER FOR STEADY-STATE SIMULATION","authors":"A. S. Ekariansyah","doi":"10.17146/sigma.2018.22.1.4320","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/sigma.2018.22.1.4320","url":null,"abstract":"MODELLING OF RSG-GAS HEAT EXCHANGER FOR STEADY-STATE SIMULATION. The multipurposes reactor G.A Siwabessy (RSG-GAS) is a open pool, water cooled reactor with plate type fuel elements having thermal power of 30 MWt. Its design has been a subject for research in term of its safety against postulated design basis accident. For the purpose of safety analysis, its complete design have been modelled using various thermalhydraulic code, which has to be validated for the steady-state condition. The model generated so far did not include the model of the heat exchanger as it is designed and described in the RSG-GAS design specification. Therefore the purpose of this research is to obtain a heat exchanger model as realistic as possible using the RELAP5/ SCDAP/Mod3.4 code. From the generated model, the performace of the heat exchanger design will be evaluated to analyze its effect on the steady-state simulation during RSG-GAS full power. The simulation results show that the performance of the obtained heat exchanger model has been validated with the design specifications to remove the core heat during the full power simulation. On that condition, the inlet secondary temperature and loss coefficient plays important role in taking the inlet and outlet primary temperature to be close with the experimental data and other RSG-GAS model.Keywords: RSG-GAS, heat exchanger model, RELAP5, steady state simulation, performance","PeriodicalId":403088,"journal":{"name":"SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir","volume":"46 1","pages":"0"},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2018-06-01","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"128791371","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

KAJI EKSPERIMENTAL PREDIKSI KETEBALAN NITRIDASI PADA BAJA SKD 61 MENGGUNAKAN METODE GELOMBANG ULTRASONIK 研究用超声波方法对SKD 61钢的硝酸盐厚度的实验预测

SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Pub Date : 2018-06-01 DOI: 10.17146/sigma.2018.22.1.4319

Albert Christian Wanandi, Hadi Sutanto, Roziq Himawan

{"title":"KAJI EKSPERIMENTAL PREDIKSI KETEBALAN NITRIDASI PADA BAJA SKD 61 MENGGUNAKAN METODE GELOMBANG ULTRASONIK","authors":"Albert Christian Wanandi, Hadi Sutanto, Roziq Himawan","doi":"10.17146/sigma.2018.22.1.4319","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/sigma.2018.22.1.4319","url":null,"abstract":"KAJI EKSPERIMENTAL PREDIKSI KETEBALAN NITRIDASI PADA BAJA SKD 61 MENGGUNAKAN METODE GELOMBANG ULTRASONIK. Lapisan yang terbentuk pada permukaan material seperti lapisan karburasi pada bagian dalam pipa menyebabkan permukaan pipa tersebut mengalami pengerasan, dan apabila terjadi retak, retak tersebut dapat memicu kebocoran. Pencegahan terjadinya kerusakan tersebut memerlukan dilakukannya pengukuran ketebalan lapisan, dengan metode tidak merusak. Pada penelitian ini akan dikembangkan metode pengukuran lapisan tipis pada material dengan metode ultrasonik. Lapisan tipis dibuat dengan proses nitridasi yang mewakili lapisan akibat karburasi pada pipa. Spesimen terbuat dari material baja SKD61. Proses nitridasi menghasilkan ketebalan lapisan berbeda-beda yaitu 59 µm, 102 µm, dan 160 µm. Metode ultrasonik yang digunakan adalah metode Ultrasonic Water Immersion menggunakan satu Probe dan defocusing. Besaran yang dijadikan acuan adalah cepat rambat gelombang permukaan Rayleigh. Hasil eksperimen menunjukkan bahwa metode defocused tidak memperlihatkan pengaruh ketebalan lapisan nitridasi pada cepat rambat gelombang Rayleigh, sementara metode satu probe memperlihatkan pengaruh ketebalan lapisan nitridasi terhadap cepat rambat gelombang Rayleigh.Kata kunci: lapisan nitridasi, ultrasonic water immersion, gelombang permukaan, defocusing, metode satu probe","PeriodicalId":403088,"journal":{"name":"SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir","volume":"35 1","pages":"0"},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2018-06-01","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"114546435","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

ESTIMASI PERHITUNGAN KALOR DAN LAJU ALIRAN KALOR PADA UNTAI FASSIP-02 卡勒计算的估计，以及fassi02台阶上卡勒流速的速度

SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Pub Date : 2018-06-01 DOI: 10.17146/sigma.2018.22.1.4321

L. Ningsih, A. Sofyan, Gn Giarno, D. Haryanto, J. P. Witoko, Mulya Juarsa

{"title":"ESTIMASI PERHITUNGAN KALOR DAN LAJU ALIRAN KALOR PADA UNTAI FASSIP-02","authors":"L. Ningsih, A. Sofyan, Gn Giarno, D. Haryanto, J. P. Witoko, Mulya Juarsa","doi":"10.17146/sigma.2018.22.1.4321","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/sigma.2018.22.1.4321","url":null,"abstract":"ESTIMASI PERHITUNGAN KALOR DAN LAJU ALIRAN KALOR PADA UNTAI FASSIP02. Kecelakaan reaktor nuklir di Fukushima karena adanya gempa bumi yang menyebabkan tsunami sehingga mematikan sistem kelistrikan untuk pemompa air pendingin. Dari kejadian tersebut dibutuhkan suatu sistem pasif yang tidak membutuhkan energi dari luar untuk pendinginan darurat. Sistem pasif dibuat berdasarkan prinsip natural circulation (sirkulasi alami) dimana pergerakan molekul air karena adanya perubahan densitas ketika terjadi pemanasan. Untuk mengetahui bagaimana sistem Untai FASSIP-02 maka dilakukan pendekatan study literatur dan estimasi perhitungan kalor dan waktu penguapan air dalam tangki pendinginan air (water cooling tank / WCT). Selain itu juga dilakukanperhitungan laju aliran kalor dan waktu pemanasan air di kolam WCT hingga mencapai temperatur 100 ̊ C berdasarkan ukuran geometri dan parameter yang telah ditentukan. Dari estimasi yang dilakukan diperoleh nilai kalor terbesar yaitu 18835340,38 kJ dan yang terkecil 3767068,07 kJ. Waktu penguapan terbesar 10,9 hari dan terkecil 2,18 hari. Laju aliran kalor terbesar diperoleh 333,05 kW dan yang terkecil 4,16 kW dengan waktu pemanasan terbesar 151,86 jam dan terkecil 0,76 jam.Kata kunci: estimasi, kalor, sirkulasi alami, sistem pasif, Untai FASSIP-02 ","PeriodicalId":403088,"journal":{"name":"SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir","volume":"68 1","pages":"0"},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2018-06-01","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"134112995","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