SIMULASI EKSPERIMENTAL KECELAKAAN PARAH PADA PEMAHAMAN ASPEK MANAJEMEN KECELAKAAN
|
|
- Widyawati Setiawan
- 7 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN Volume 10 Nomor 1 Juli 2007 (Volume 10, Number 1, July, 2007) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center) SIMULASI EKSPERIMENTAL KECELAKAAN PARAH PADA PEMAHAMAN ASPEK MANAJEMEN KECELAKAAN Mulya Juarsa Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN ABSTRAK SIMULASI EKSPERIMENTAL KECELAKAAN PARAH PADA PEMAHAMAN ASPEK MANAJEMEN KECELAKAN. Kegiatan dalam manajemen kecelakaan merupakan kegiatan utama dalam desain, konstruksi dan pengoperasian yang mengandung resiko kecelakaan dan pelepasan radiasi. Pemahaman aspek manajemen kecelakaan dapat dilakukan melalui kegiatan penelitian dan kajian pada peristiwa kecelakaan yang telah terjadi dan yang dipostulasikan akan terjadi. Salah satu aspek dalam manajemen kecelakaan adalah bagaiamana menjaga kemungkinan pelepasan radiasi ke lingkungan tanpa terkendali selama kejadian kecelakaan parah. Sehingga penelitian terkait kecelakaan parah menjadi penting dilakukan untuk memahami fenomena yang timbul selama kejadian berlangsung. Penelitian dilakukan menggunakan alat eksperimen untuk simulasi kecelakaan parah dengan ukuran celah anulus 7,0 mm dan 1,0 mm dengan temperatur awal batang pemanas 550 o C. Fluida pendingin adalah air dengan temperatur saturasi. Hasil penelitian menunjukkan bahwa fluks kalor pada celah 7,0 mm lebih tinggi dari ukuran celah 1,0 mm. Kapasitas panas akan mengalami perlambatan pengurangan untuk ukuran celah 1,0 mm. Sehingga, penambahan kapasitas air ke dalam dinding luar bejana maupun bagian pada saat terjadi kecelakaan parah menjadi tindakan atau prosedur yang harus dilakukan. Kata kunci : manajemen kecelakaan, kecelakaan parah, radioaktif ABSTRACT SEVERE ACCIDENT EXPERIMENTAL SIMULATION ON COMPREHENSION TO THE ASPECT OF ACCIDENT MANAGEMENT. The accident management activity is main activity on design, construction and operating which have accident risk and radiation release. Comprehension on accident management aspect could be done by assessment and research activities concerning accident event which has done or it postulated will happen. The most important thing in accident management is how to maintain the possibility of the product of radioactivity materials will not release to the environmental during severe accident. Then, the research concerning to severe accident become an important work which aim to understand a phenomenon during the accident. Experiment was done using experiment apparatus to simulate severe accident with annulus gap sizes 7.0 mm and 1.0 mm with heated rod initial temperature 550oC. Cooling fluid is water with saturation temperature. The result of this research shows that heat flux in gap size 7.0 mm is higher than gap size 1.0 mm. The heat capacity was decreased in slowly for gap size 1.0 mm. Then, addition of water capacities into outer wall of vessel and also the inner of vessel during the accident become a action or procedure that it must be done. Keywords : accident management, severe accident, radioactive PENDAHULUAN Penelitian kecelakaan parah (Severe Accident, SA) di seluruh dunia telah mengikuti resolusi mengenai banyaknya isu keselamatan, bahwa skenario SA yang dipostulasikan telah disikapi dengan seksama. Objek-objek penelitian [1] yang dikerjakan telah mengahasilkan pengetahuan dasar yang memadai, terkait (1) pengkajian resiko yang disikapi dari berbagai fasa skenario SA, dan (2) perencanaan suatu cara pengukuran dan pengkajian manajemen kecelakaan yang semakin efisien. Metodologi analisis SA termasuk beberapa isu penting yang tidak dapat dipertimbangkan secara individual. Penelitian terkait SA telah menjadi suatu keharusan dalam lingkup kegiatan riset terkait kecelakaan pada reaktor nuklir, khususnya SA, dimana hasil penelitian secara eksperimen akan lebih memperkuat pemecahaan masalah disamping simulasi komputer. Pentingnya simulasi komputer pada fenomena SA, yang pada akhirnya dapat memberikan pengetahuan yang menyeluruh pada sekuen kecelakaan, pelepasan produk fisi dan resiko terhadap populasi. Paket program komputer dalam simulasi merupakan akumulasi hasil-hasil eksperimen dan memperkanankan ekstrapolasi hasil 58
2 Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), Vol 10 No ISSN terhadap skala yang sesungguhnya. Sehingga, hubungan eksperimental dan simulasi komputer seperti halnya uang logam yang memiliki dua sisi, yang pada dasarnya telah menjadi metode yang dipertahankan hingga saat ini didalam memperkuat manajemen kecelakaan reaktor. Pemahaman fenomena kecelakaan yang terjadi, akan memberikan kontribusi dalam pengembangan desain reaktor nuklir yang memiliki performa handal dalam pencegahan penyebaran radioaktif ke lingkungan, terutama saat terjadinya kecelakaan. Penelitian terkait SA terbagi dalam beberapa isu yang menjadi prioritas [1], adalah: 1. Pendinginan lelehan/debris ex-vessel (ex-vessel debris/melt coolability), 2. Letupan uap ex-vessel (ex-vessel steam explosions), 3. Kegagalan basemant (basemat failure), 4. Lower head failure, 5. Core quenching, 6. Kimia iodin, 7. Intrumentasi dan diagnostik, 8. Kegagalan tube pembangkit uap, 9. Pembakaran dan campuran Hidrogen, 10. up-dating code-code yang telah ada, Penelitian yang telah dilakukan oleh PTRKN semenjak tahun 2000, terkait SA adalah isu pertama dan isu kelima. Penelitian mengenai core quenching sebagai urutan kejadian setelah terpicunya kegagalan pada sistem primer, pecahnya pipa primer yang akan mengurangi air pendingin teras (Loss of Coolant Accident, LOCA) akan mengaktuasi sistem pendingin teras darurat (Emergency Core Cooling System, ECCS). Peristiwa penggenangan kembali teras yang mengalami kekurangan air pendingin merupakan kejadian core quenching. Diharapkan proses tersebut dapat mendinginkan teras, sehingga integritas bahan bakar tetap terjaga di dalam kelongsong. Namun, apabila sekuen pendinginan teras darurat mengalami kegagalan, maka kejadian akan berlanjut menjadi kecelakaan parah, salah satunya adalah perangkat bahan bakar termasuk kelongsong dan bahan bakarnya mengalami pelelehan. Perisistiwa ini pernah terjadi pada rekator daya di Amerika Serikat, Three Mile Island unit 2 (TMI 2)yang merupakan reaktor jenis PWR dengan daya 900 MW [2]. Dalam kejadian tersebut, integritas bejana reaktor (Reactor Pressure Vessel, RPV) dapat terjaga. Penelitian kecelakaan parah telah dilakukan mulai tahun 2003 hingga saat ini. Makalah ini akan menyajikan hasil-hasil penelitian terkait simulasi kecelakaan parah yang merupakan gambaran proses pendingina pada celah anulus saar kecelakaan tersebut terjadi. TEORI Kecelakaan Parah pada TMI 2 Kejadian kecelakaan pada PLTN TMI-2 dipicu oleh terhentinya pompa air-umpan (feed-water pump) yang secara otomatis reaktor akan shutdown dan turbin trip (berhenti), namun akibat terhentinya aliran pendingin pada sistem sekunder menyebabkan panas dari sistem primer tidak terdistribusikan secara merata melalui pembangkit uap ke sistem sekunder, sehingga keadaan ini meningkatkan tekanan sistem primer. Peningkatan tekanan pada sistem primer yang melampau batas operasinya (160 bar) menyebabkan pembukaan katup pembebas uap (relief valve) pada tabung penekan (pressurizer), setelah uap terlepas maka tekanan dalam sistem primer biasanya akan turun ke keadaan normal. Namun yang terjadi pada kasus TMI-2 adalah relief valve tetap terbuka sehingga uap terlepas secara dramatis, yang kemudian keadaan ini menjelma menjadi awal kecelakaan yang sebenarnya. Pelepasan uap pada sistem primer melalui tabung penekan akan menyebabkan tekanan sistem primer turun secara cepat. Namun korelasi penuruan tekanan dan temperatur rupanya tidak sama, sehingga temperatur pendingin berada di bawah temperatur saturasinya. Ketika selisih temperatur saturasi dan temperatur pendingin bernila positif, maka pendidihan terjadi di sebagian sistem primer, terutama pada teras (meskipun reaktor telah di-shutdown) sebagai akibat panas peluruhan yang masih tetap ada. Pendidihan timbul diteras dan pada bagian bahan bakar, yang mengarah pada berkurangnya volume air dalam teras karena air keluar secara kontinyu dalam bentuk uap. Keadaan ini diperparah oleh gagalnya sistem air-umpan (feed-water system) yang baru bekerja setelah 8 menit kecelakaan berlangsung. Dikarenakan air teras mengalami pendidihan dan gelembung uap telah menyelimuti permukaan kelongsong bahan bakar (fuel cladding) dalam bentuk didih film (film boiling) yang berlangsung lama, maka pada akhirnya fluks kalor kritis (Critical Heat Flux, CHF) yang memiliki kapasitas panas berlebih dan tidak terkonveksi secara baik ke air, namun terhalang oleh bagian uap yang menyelimuti kelongsong sehingga temperatur kelongsong telah melebihi titik lelehnya dan 59
3 Mulya Juarsa : Simulasi Eksperimental Kecelakaan Parah pada Pemahaman Aspek Manajemen Kecelakan kemudian menyebabkan lelehnya bahan bakar dan sebagian teras. Gambar 1 menguraikan alur kejadian kecelakaan TMI 2. Gambar 1. Alur kejadian kecelakaan TMI 2 [3] Dari kecelakaan tersebut dapat disimpulkan bahwa, pemicu kecelakaan parah adalah, hilangnya sebagian besar air pendingin di sistem primer, dimana kejadian ini dapat dipersamakan dengan peristiwa kecelakaan air pendingin untuk kebocoran skala kecil (small break LOCA). LOCA tidak terkendali akibat sistem air-umpan telah gagal mendinginkan teras dan menyebabkan lelehnya teras, dimana kejadian ini merupakan kecelakaan parah. Kondisi akhir dari kecelakaan diperlihatkan pada Gambar 2. Gambar 2. Keadaan akhir bejana pada kecelakaan TMI-2 [3] 60
4 Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), Vol 10 No ISSN Gambar 3. Foto keadaan teras TMI 2 pasca kecelakaan [4] Gambar 3 menunjukkan keadaan dalam teras reaktor TMI 2 setelah kecelakaan, dokumentasi diperoleh selama investigasi oleh komisi keselamatan nuklir, Amerika tahun Proses Pendidihan Pada prinsipnya pendidihan akan terjadi apabila temperatur air memiliki nilai yang lebih tinggi dari temperatur saturasinya pada tekanan tertentu. Salah satunya adalah, ketika memanaskan air, pendidihan terjadi sesaat setelah temperatur air berada di atas temperatur saturasi air pada tekanan 1 bar, yaitu di atas 99,99 o C. Demikian juga peristiwa kebalikannya adalah, pada proses penurunan tekanan. Jika tekanan air tiba-tiba turun dan berada di bawah tekanan saturasinya, maka air dengan seketika akan mendidih tanpa adanya inputan kalor, yang dikenal dengan peristiwa flashing. Proses pendidihan sendiri terbagi dalam dua kondisi fluida pendinginnya, yaitu didih alir dan didih kolam. Peristiwa didih kolam terjadi jika benda berada dalam air dan kemudian mengalami pemanasan hingga pendidihan terbentuk, atau benda panas tiba-tiba dimasukkan ke dalam air (immersed). Sedangkan jika ada benda panas yang tiba-tiba dialiri oleh air sebagai pendingin, maka pendidihan pun akan terbentuk secara konveksi paksa. Pendinginan merupakan kata lain dari didinginkannya suatu objek panas oleh media yang memiliki temperatur lebih rendah dari objek tersebut, bukan berarti harus mendekati titik nol. 61
5 Mulya Juarsa : Simulasi Eksperimental Kecelakaan Parah pada Pemahaman Aspek Manajemen Kecelakan Gambar 4. Alur proses pendidihan pada kecelakaan PLTN Gambar 4 menunjukkan pembagian peristiwa pendidihan pada peristiwa kecelakaan reaktor nuklir. Kecelakaan kehilangan air pendingin memiliki pola didih aliran saat pendinginan teras oleh air yang diinjeksikan ke teras melalui ECCS, dimana pendinginan akan bergantung kepada laju aliran airnya. Sedangkan pada kecelakaan parah, seperti dinginnya debris (lelehan material di dalam teras) pada kecelakaan TMI-2, debris didinginkan oleh air yang masih tersisa di bagian bawah teras. Pada peristiwa tersebut, air yang tersisa terdorong oleh volume debris dan kemudian kembali lagi ke bawah karena gaya gravitasi, Kembalinya air ke bawah melalui celah sempit yang terbentuk antara debris dan dinding dalam bagian bawah plenum. PERALATAN EKSPERIMEN DAN PROSEDUR Kegiatan untuk mempelajari phenomena perpindahan panas pendidihan berdasarkan kecelakaan reaktor nuklir TMI-2, kegiatan penelitian telah dimulai dengan melakukan simulasi eksperimental hingga sekarang. Studi perpindahan panas pendidihan dilakukan melaui eksperimen untuk memahami karaklteristik perpindahan panas pendidihan pada celah sempit (narrow gap) untuk simulasi peristiwa kecelakaan parah (SA). Tahapan yang dilakukan adalah : Desan dan konstruksi alat eksperimen, Studi pustaka,eksperimen dan analisis. Studi perpindahan pada celah sempit diarahkan pada pemahaman terhadap karaktersitik pendinginan pada celah panas yang terbentuk antara debris dan dinding dalam bejana reaktor. Studi tersebut dilakukan dengan membuat peralatan eksperimen (Gambar 5) yang didesain untuk mensimulasikan pendinginan pada celah sempit dengan capaian temperatur batang pemanas kurang lebih 900 o C. Bentuk silinder anulus merupakan simulasi bagian vertikal pada bagian bawah plenum RPV, seperti diperlihatkan pada Gambar 6. tangki air guyuran air karet Silikon TC-1 tam pang lintang kelongsong Kelongsong SUS304 OD 25 mm, ID 13 mm pemanas listrik daya maks.1.5 kw OD = 12.6 mm celah sempit 1 mm catu daya AC 1 3 tabung Kuarsa ID = 27mm TC-1 TC-2 PC & AD Board TC-3 pengkondisi sinyal TC-2 TC TC-3 TC-2 TC-1 satuan :m m Bagian Uji Celah Sempit Batang Pemanas Gambar 5. Deskripsi peralatan eksperimen kecelakan parah Eksperimen dilakukan dengan memanaskan bagia uji hingga mencapai temperatur 550 o C, kemudian setelah pemanas dimatikan, air dengan temperatur saturasi dialirkan ke dalam celah dari bagian atas untuk mendinginkan batang pemanas pada bagian celahnya. 62
6 Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), Vol 10 No ISSN Air Lelehan Kalor Panas Kalor Bahan-bakar (debris) Kalor C elah D inding R PV Gambar 6. Skematik keadaan akhir lelehan teras pada kecelakaan parah TMI-2 HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil pengukuran temperatur batang pemanas selama pendinginan (temperatur transien) dipresentasikan dalam bentuk kurva evolusi temperatur terhadap waktu untuk dua perbedaan ukuran celah. Gambar 7 menjelaskan pendinginan untuk celah ukuran 7,0 mm terjadi lebih cepat dibandingkan waktu pendinginan untuk celah ukuran 0,5 mm. Meskipun demikian, keduanya memiliki pola kecenderungan evolusi temperatur yang sama. Pada saat awal perpindahan panas terjadi hanya karena radiasi, sehingga tampak kurva lebih landai. Setelah beberapa saat, pada saat temperatur permukaan batang Stainless Steel (SS304) turun hingga mencapai temperatur di bawah temperatur minimum didih film, kemudian permukaan batang pemanas terbasahi air (wetting) dan perpindahan panas terjadi secara konveksi dua fasa (rejim pendidihan transisi dan inti). Temperatur, T[ o C] pada TC1 t r = 81,37 det. T r = 346 o C Kurva Sejarah Temperatur untuk ukuran celah = 0,5 mm T awal =500 o C TC-1 (20 mm dari atas) TC-3 (100 mm dari atas) TC-6 (220 mm dari atas) pada TC3 t pada TC6 r = 266,72 det. T t r = 486,65 det. r = 308 o C T r = 252 o C Waktu, t[detik] (a) Temperatur, T[ o C] Kurva Sejarah Temperatur untuk ukuran celah = 7 mm pada TC1 T t r = 48,09 det. awal =500 o C TC-1 (20 mm dari atas) T r = 334 o C TC-3 (100 mm dari atas) TC-6 (220 mm dari atas) pada TC3 t r = 72,01 det. T r = 317 o C pada TC6 t r = 59,79 det. T r = 290 o C Waktu, t[detik] (b) Gambar 7. Evolusi temperatur simulasi kecelakaan parah [5] 63
7 Mulya Juarsa : Simulasi Eksperimental Kecelakaan Parah pada Pemahaman Aspek Manajemen Kecelakan Fluks Panas, q [kw/m 2 ] Kurva Pendidihan untuk TC1(20 mm) Pada temperatur awal 500 o C gap = 0,5 mm Murase et al. Didih Inti High Superheat Aliran Uap Laminer Nu=5 Bromley Didih Film Kutateladze Didih Inti 3 gap = 7,0 mm Lienhard dan Dhir 10 Fluks Kalor Kritis Murase et al. Didih Inti Murase et al. Low Superheat Didih Transisi Wall Superheat, T sat [K] Gambar 8. Kurva didih simulasi Kecelakaan Parah [5] Gambar 8. memperlihatkan kurva pendidihan hasil perhitungan berdasarkan data temperatur yang tercatat oleh TC1. Perhitungan dilakukan dengan menyelesaiakan persamaan differensial orde-1 untuk konduksi panas pada silinder menggunakan TDMA dan metode finite elelement. 2 T T 1 T = α + 2 t t r t T = 0 untuk r = rin (1a) t (1b) T = T untuk r = r m out dengan T m adalah temperatur terukur, α merupakan difusivitas termal, r in and r out adalah jari-jari dalam dan jari-jari luar. Sumbu ordinat menunjukkan fluks panas yang dihitung. Sedangkan sumbu absis adalah wall superheat, yaitu selisih temperatur dinding dengan temperatur saturasi. Kondisi eksperimen yang terbaca pada sumbu tersebut dimulai dari sebelah kanan ke sebelah kiri yang menggambarkan proses pendinginan. Pada saat air mulai mengaliri celah sempit, fluks panas naik dengan segera dan pendidihan film berlangsung. Proses pendidihan film berlanjut hingga kondisi temperatur pendidihan film tercapai. Ketika itu, proses quenching terjadi dan fluks panas meningkat pesat. Saat itu, pendidihan terjadi pada rejim pendidihan transisi hingga mencapai FKK. Selanjutnya, fluks panas akan turun kembali dan pendidihan terjadi pada rejim pendidihan inti dan pendidihan satu fasa sampai mencapai temperatur kesetimbangan dengan air. Beberapa korelasi pembanding [6,7] digunakan dalam kurva pendidihan. Perpindahan panas yang terjadi pada celah ukuran 1,0 mm lebih rendah pada FKK, dibandingkan dengan usuran 7 mm yang lebeh cenderung ke proses didih kolam. KESIMPULAN Simulasi eksperimental yang dilakukan untuk memahami proses perpindahan panas pendidihan selama kecelakaan parah telah memberikan kontribusi yang jelas terkait rejim pendidihan yang terbentuk selama pendinginan. Kurva didihnya menunjukkan eksistensi keberadaan rejim didih film, kemudian rejim didih transisi dan diakhiri oleh rejim didih inti. Fluks kalor kritis pada kasus kecelakaan parah memiliki nilai yang lebih besar dari fluks kalor kritis pada kasus LOCA, yang memperjelas pula pengaruh aliran terhadap pendinginannya. Disimpulkan bahwa, rendahnya FKK pada celah ukuran 1,0 mm dibandingkan ukuran 7,0 mm menunjukkan kontribusi perpindahan panas oleh air lebih signifikan. Sehingga agar peristiwa kecelakaan dengan konsekuansi lelehan teras tidak merusak dinding bejana reaktor, maka proses pendinginan patut dibantu oleh sistem dukung lain, seperti siraman air pada bejana reaktor atau penambahan kuantitas air pada saat terjadinya pendinginan. Pencegaahan rusaknya bejana reaktor 64
8 Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), Vol 10 No ISSN akan mencegah konsekuensi pelepasan radioaktif ke lingkungan yang dapat terjadi secara besarbesaran. DAFTAR PUSTAKA 1. Broughto, J.M. Et Al (1989) A Scenario On The Three Mile Island Unit 2 Accident, Nuclear Technology, 87(1) 2. Anre & MitI, How The Safety Of NPP Is Secured In Policy Terms, Hopes To Make Safe More Secured, Serial Publication, NPP Safety Demonstration/Analysis, Japan, U.S. NRC Report, Fact Sheet On The Three Mile Island Accident, Rm/Doc-Collections/Fact-Sheets/3mile-Isle.Html, US, February, Dickinson College, Three Mile Island Emergency, Virtual Museum, US, Juarsa, M (2002) Studi Kondisi Perpindahan Panas Selama Proses Pendinginan Secara Transien Pada Celah Sempit Vertical, Prosiding Temu Ilmiah Ke-XI Persatuan Pelajar Indonesia (ISSN: ), Nagoya 6. Huang, X.C. Et al (1994) Quenching Experiments With A Circular Test Section Of Medium Thermal Capacity Under Forced Convection Of Water, International Journal Of Heat Mass Transfer, 37(5): Bromley, L.A (1995) Heat Transfer Is Stable Film Boiling, Chemical Engineering Progr., 46:
STUDI EKSPERIMENTAL PERPINDAHAN KALOR DI CELAH SEMPIT ANULUS SELAMA BOTTOM FLOODING BERDASARKAN VARIASI TEMPERATUR AWAL BATANG PANAS
TUGAS AKHIR TF 091381 STUDI EKSPERIMENTAL PERPINDAHAN KALOR DI CELAH SEMPIT ANULUS SELAMA BOTTOM FLOODING BERDASARKAN VARIASI TEMPERATUR AWAL BATANG PANAS Disusun Oleh : Choirul Muheimin NRP. 2408 100
Lebih terperinciSTUDI EKSPERIMENTAL PENGARUH TEMPERATUR TERHADAP PERPINDAHAN PANAS DI CELAH ANULUS VERTIKAL
STUDI EKSPERIMENTAL PENGARUH TEMPERATUR TERHADAP PERPINDAHAN PANAS DI CELAH ANULUS VERTIKAL Oleh: Mulya Juarsa dan A.R. Antariksawan Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Kecelakaan (BARMiK), P2TKN BATAN
Lebih terperinciPENGAMATAN PERPINDAHAN PANAS PENDIDIHAN SELAMA PROSES PENDINGINAN PADA BATANG PEMANAS BERTEMPERATUR TINGGI
PENGAMATAN PERPINDAHAN PANAS PENDIDIHAN SELAMA PROSES PENDINGINAN PADA BATANG PEMANAS BERTEMPERATUR TINGGI Mulya Juarsa 1, Puradwi I.W 1., Ari Satmoko 1, Efrizon Umar 2 1 Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan
Lebih terperinciG bifenomena PERPINDAHAN PANAS PENDIDIHAN BERDASARKAN PERISTIWA LOCA DAN KECELAKAAN PARAH
Fenomena Perpindahan Panas Pendidihan Berdasarkan Peristiwa Loca Dan Kecelakaan Parah (Mulya Juarsa) ISSN 1411 3481 G bifenomena PERPINDAHAN PANAS PENDIDIHAN BERDASARKAN PERISTIWA LOCA DAN KECELAKAAN PARAH
Lebih terperinciANALISIS VISUAL PENDINGINAN ALIRAN DUA FASA MENGGUNAKAN KAMERA KECEPATAN TINGGI ABSTRAK ABSTRACT
ANALISIS VISUAL PENDINGINAN ALIRAN DUA FASA MENGGUNAKAN KAMERA KECEPATAN TINGGI Ainur Rosidi, G. Bambang Heru, Kiswanta Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK ANALISIS VISUAL PENDINGINAN
Lebih terperinciRISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK
RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK RINGKASAN Apabila ada sistem perpipaan reaktor pecah, sehingga pendingin reaktor mengalir keluar, maka kondisi ini disebut kecelakaan
Lebih terperinciAnalisis Eksperimental Fluks Kalor pada Celah Sempit Anulus Berdasarkan Variasi Suhu Air Pendingin Menggunakan Bagian Uji HeaTiNG-01
24 Jurnal Rekayasa Proses, Vol. 5, No. 1, 2011 Analisis Eksperimental Fluks Kalor pada Celah Sempit Anulus Berdasarkan Variasi Suhu Air Pendingin Menggunakan Bagian Uji HeaTiNG-01 Bambang Riyono 1, *,
Lebih terperinciSTUDI PERPINDAHAN PANAS SELAMA REWETTING PADA SIMULASI PENDINGINAN PASCA LOCA*
STUDI PERPINDAHAN PANAS SELAMA REWETTING PADA SIMULASI PENDINGINAN PASCA LOCA* Mulya JUARSA, Anhar R. ANTARIKSAWAN PUSAT TEKNOLOGI REAKTOR DAN KESELAMATAN NUKLIR PTRKN Gedung80 Kawasan PUSPIPTEK Serpong,
Lebih terperinciPERHITUNGAN FLUKS KALOR UNTUK KURVA DIDIH SELAMA EKSPERIMEN QUENCHING MENGGUNAKAN SILINDER BERONGGA DIPANASKAN
PERHITUNGAN FLUKS KALOR UNTUK KURVA DIDIH SELAMA EKSPERIMEN QUENCHING MENGGUNAKAN SILINDER BERONGGA DIPANASKAN Mulya Juarsa 1,2, Raldi Artono Koestor 1, Nandy Setiadi Djaya Putra 1 Anhar Riza Antariksawan
Lebih terperinciSTUDI AWAL PENDINGINAN PADA BATANG PEMANAS BERTEMPERATUR TINGGI MENGGUNAKAN BAGIAN UJI QUEEN-II
STUDI AWAL PENDINGINAN PADA BATANG PEMANAS BERTEMPERATUR TINGGI MENGGUNAKAN BAGIAN UJI QUEEN-II Mulya Juarsa, Puradwi I.W. Pusat Teknologi reaktor dan Keselamatan Nuklir PTRKN Gd.8 Kawasan PUSPIPTEK Tangerang
Lebih terperinciANALISIS PERPINDAHAN PANAS PENDIDIHAN PADA EKSPERIMEN REFLOODING MENGGUNAKAN BAGIAN UJI QUEEN
ANALISIS PERPINDAHAN PANAS PENDIDIHAN PADA EKSPERIMEN REFLOODING MENGGUNAKAN BAGIAN UJI QUEEN Oleh: Mulya Juarsa, A.R. Antariksawan, Joko. P.W., Edy S., Ismu H., dan Kiswanta Bidang Analisis Risiko dan
Lebih terperinciDISTRIBUSI TEMPERATUR SAAT PEMANASAN DAN PENDINGINAN PER- MUKAAN SEMI-SPHERE HeaTING-03 BERDASARKAN TEMPERATUR AWAL
DISTRIBUSI TEMPERATUR SAAT PEMANASAN DAN PENDINGINAN PER- MUKAAN SEMI-SPHERE HeaTING-03 BERDASARKAN TEMPERATUR AWAL Keis Jury Pribadi 1, G. Bambang Heru 2, Ainur Rosidi 2, Mulya Juarsa 1,2 1 Laboratorium
Lebih terperinciPENELITIAN EKSPERIMENTAL PERPINDAHAN PANAS PADA CELAH SEMPIT ANULUS: KONSTRUKSI DAN PENGUJIAN ALAT
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565 Volume 10 Nomor 2 Desember 2007 (Volume 10, Number 2, December, 2007) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN I. 1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I. 1. Latar Belakang Pengembangan pemanfaatan energi nuklir dalam berbagai sektor saat ini kian pesat. Hal ini dikarenakan energi nuklir dapat menghasilkan daya dalam jumlah besar secara
Lebih terperinciPENENTUAN PREDIKSI WAKTU EKSPERIMEN PERPINDAHAN KALOR PENDIDIHAN MENGGUNAKAN BUNDEL UJI QUEEN-1
PENENTUAN PREDIKSI WAKTU EKSPERIMEN PERPINDAHAN KALOR PENDIDIHAN MENGGUNAKAN BUNDEL UJI QUEEN-1 Giarno, G.Bambang Heru, Joko Prasetyo W Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN ABSTRAK PENENTUAN
Lebih terperinciKONSTRUKSI DAN PENGUJIAN PERALATAN EKSPERIMEN PERPINDAHAN PANAS PADA CELAH SEMPIT ANULUS
KONSTRUKSI DAN PENGUJIAN PERALATAN EKSPERIMEN PERPINDAHAN PANAS PADA CELAH SEMPIT ANULUS Mulya Juarsa*, Efrizon Umar**, Andang Widi Harto * Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ** Pusat Teknologi
Lebih terperinciEFEK BATASAN COUNTER CURRENT FLOW PADA PERPINDAHAN PANAS PENDIDIHAN DALAM CELAH SEMPIT
EFEK BATASAN COUNTER CURRENT FLOW PADA PERPINDAHAN PANAS PENDIDIHAN DALAM CELAH SEMPIT Mulya Juarsa dan Anhar Riza Antariksawan Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir PTRKN Gd.80 Kawasan PUSPIPTEK
Lebih terperinciANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5
Sukmanto Dibyo ISSN 0216-3128 197 ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5 Sukmanto Dibyo PTRKN- BATAN, E-mail : sukdibyo@batan.go.id ABSTRAK ANALISIS KARAKTERISTIKA
Lebih terperinciANALISIS FLUKS KALOR PADA CELAH SEMPIT ANULUS DENGAN VARIASI TEMPERATUR AWAL MENGGUNAKAN BAGIAN UJI HeaTiNG-01
ANALISIS FLUKS KALOR PADA CELAH SEMPIT ANULUS DENGAN VARIASI TEMPERATUR AWAL MENGGUNAKAN BAGIAN UJI HeaTiNG-1 Mulya Juarsa 1, Efrizon Umar 2, Andhang Widi Harto 3 1 PTRKN BATAN, Gd.8 Kawasan PUSPIPTEK,
Lebih terperinciAnalisis Karakteristik Rewetting Dalam Celah Sempit Vertikal Untuk Kasus Bilateral Heating Berdasarkan Perubahan Temperatur Awal Plat
Jurnal Ilmiah Teknik Mesin Analisis Karakteristik Rewetting Dalam Celah Sempit Vertikal Untuk Kasus Bilateral Heating Berdasarkan Perubahan Temperatur Awal Plat IGN. Bagus Catrawedarma (1)(2), Indarto
Lebih terperinciPENGARUH LAJU ALIRAN PADA PERPINDAHAN KALOR PENDIDIHAN DI VERTICAL RECTANGULAR NARROW GAP
PENGARUH LAJU ALIRAN PADA PERPINDAHAN KALOR PENDIDIHAN DI VERTICAL RECTANGULAR NARROW GAP M. Hadi Kusuma 1, Mulya Juarsa 1, Anhar Riza Antariksawan 2 1 Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, Badan
Lebih terperinciREACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION
REACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION Puradwi I.W. Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Sistem P2TKN-BATAN NATIONAL BASIC PROFESSIONAL TRAINING COURSE ON NUCLEAR SAFETY PUSAT PENDIDIKAN DAN PELATIHAN
Lebih terperinciPENELITIAN KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN DI KAKI DINGIN REAKTOR PADA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR
PENELITIAN KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN DI KAKI DINGIN REAKTOR PADA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR T 621.483 SET Abstrak Kecelakaan kehilangan pendingin (LOCA) merupakan kecelakaan besar yang dipostulasikan
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Reaktor nuklir membutuhkan suatu sistem pendingin yang sangat penting dalam aspek keselamatan pada saat pengoperasian reaktor. Pada umumnya suatu reaktor menggunakan
Lebih terperinciDiterima editor 12 Mei 2012 Disetujui untuk publikasi 04 Juni 2012
ANALISA PENGARUH SUHU AWAL PELAT PANAS PADA PROSES QUENCHING CELAH SEMPIT REKTANGULAR M. Hadi Kusuma 1, Mulya Juarsa 1,2, Anhar Riza Antariksawan 3, Nandy Putra 2 1 Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan
Lebih terperinciRISET PROSES PELELEHAN TERAS SAAT KECELAKAAN PARAH
RISET PROSES PELELEHAN TERAS SAAT KECELAKAAN PARAH RINGKASAN Kecelakaan yang terjadi pada reaktor Three Mile Island No.2 (TMI-2) di Amerika Serikat pada bulan Maret 1979, telah mengakibatkan sekitar separuh
Lebih terperinciEVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR PADA KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP UTAMA
EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR PADA KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP UTAMA Oleh Andi Sofrany Ekariansyah Pusat Teknologi Reaktor Keselamatan Nuklir BATAN ABSTRAK EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) didesain berdasarkan 3 (tiga) prinsip yaitu mampu dipadamkan dengan aman (safe shutdown), didinginkan serta mengungkung produk
Lebih terperinciKARAKTERISTIK PENDIDIHAN DALAM CELAH SEMPIT REKTANGULAR VERTIKAL DENGAN VARIASI TEMPERATUR AWAL PLAT
KARAKTERISTIK PENDIDIHAN DALAM CELAH SEMPIT REKTANGULAR VERTIKAL DENGAN VARIASI TEMPERATUR AWAL PLAT IGN. Bagus Catrawedarma 1, Indarto 2, Mulya Juarsa 3 (1) Program Studi Teknik Mesin, Politeknik Negeri
Lebih terperinciANALISIS PERPINDAHAN PANAS PADA COOLER TANK FASSIP - 01
ANALISIS PERPINDAHAN PANAS PADA COOLER TANK FASSIP - 01 Oleh : Aprianto Tangkesalu Dosen Pembimbing : Prof.Dr.Ir.I Gusti Bagus Wijaya Kusuma : Ir.I Nengah Suarnadwipa, MT ABSTRAKSI FASSIP-01 merupakan
Lebih terperinciANALISA FLUKS KALOR KRITIS PADA PERUBAHAN SUHU PELAT DAN LAJU ALIRAN AIR PENDINGIN UNTUK KASUS PEMANASAN-GANDA DI CELAH SEMPIT REKTANGULAR
Vol. 15 No.1 Pebruari 213, Hal. 36-5 ISSN 1411 24X ANALISA FLUKS KALOR KRITIS PADA PERUBAHAN SUHU PELAT DAN LAJU ALIRAN AIR PENDINGIN UNTUK KASUS PEMANASAN-GANDA DI CELAH SEMPIT REKTANGULAR M. Hadi Kusuma
Lebih terperinciL untuk 4 ss o i PROSIDING SEMINAR. kalor dapat. didih. (boiling. diklasifikasikan. saturasi (1) menjadi dua. benda yaitu. diperlihatkan (2) dengan,
ANALISIS VISUAL FENOMENA PENDIDIHAN PADA WALL MEAT SILINDER BERONGGA BERDASARKAN KURVA DIDIH MENGGUNAKANN KAMERA KECEPATAN TINGGI Ainur Rosidi, Kiswanta, Joko Prasetio, Edy Sumarno, Ismu Handoyo, Mulya
Lebih terperinciTINJAUAN SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA TIPE PWR
TINJAUAN SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA TIPE PWR Oleh : Suharno Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN ABSTRAK TINJAUAN SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA TIPE PWR. Tinjauan sistem keselamatan
Lebih terperinciRISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR
RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR RINGKASAN Meskipun terjadi kecelakaan kehilangan air pendingin ( Loss Of Coolant Accident, LOCA), seandainya bundel bahan bakar dapat
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Fase merupakan keadaan dari suatu zat, dapat berupa padat, gas maupun cair. Dalam kehidupan sehari-hari selain aliran satu fase, kita juga temukan aliran multi fase.
Lebih terperinciSIMULASI KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN DI KAKI PANAS REAKTOR PADA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR
SIMULASI KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN DI KAKI PANAS REAKTOR PADA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR T 621.483 PUD SIMULASI KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN DI KAKI PANAS REAKTOR PADA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA
Lebih terperinciANALISIS KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR TIPE PIUS MENGGUNAKAN RELAP5/MOD2. Ign. Djoko Irianto*
ANALISIS KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR TIPE PIUS MENGGUNAKAN RELAP5/MOD2 Ign. Djoko Irianto* ABSTRACT ID990000033 LOSS OF SECONDARY COOLANT ACCIDENT ANALYSIS FOR PIUS TYPE REACTOR USING
Lebih terperinciREAKTOR AIR DIDIH (BOILING WATER REACTOR, BWR)
REAKTOR AIR DIDIH (BOILING WATER REACTOR, BWR) RINGKASAN Reaktor Air Didih adalah salah satu tipe reaktor nuklir yang digunakan dalam Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Reaktor tipe ini menggunakan
Lebih terperinciEFEK VARIASI TEMPERATUR PELAT PADA CELAH SEMPIT REKTANGULAR TERHADAP BILANGAN REYNOLDS
EFEK VARIASI TEMPERATUR PELAT PADA CELAH SEMPIT REKTANGULAR TERHADAP BILANGAN REYNOLDS Saepudin 1,2, Yogi Sirodz Gaos 2, Hadi Kusuma 3, Mulya Juarsa 2,3, Edi Marzuki 2, Bambang Heru 3 1 Mahasiswa Konversi
Lebih terperinciREAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR)
REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR) RINGKASAN Reaktor Grafit Berpendingin Gas (Gas Cooled Reactor, GCR) adalah reaktor berbahan bakar uranium alam dengan moderator grafit dan berpendingin
Lebih terperinciANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR
ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR Sukmanto Dibyo sukdibyo@batan.go.id Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN-BATAN) ABSTRAK ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN
Lebih terperinciEVALUASI KESELAMATAN REAKTOR AIR MENDIDIH (BWR) DALAM PENGAWASAN REAKTOR DAYA
EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR AIR MENDIDIH (BWR) DALAM PENGAWASAN REAKTOR DAYA Oleh: Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir
Lebih terperinciReactor Safety System and Safety Classification BAB I PENDAHULUAN
DAFTAR ISI BAB I PENDAHULUAN... 1 1.1. Tujuan Keselamatan... 3 1.2. Fungsi Keselamatan Dasar... 3 1.3. Konsep Pertahanan Berlapis... 6 BAB II SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA PWR DAN BWR... 1 2.1. Pendahuluan...
Lebih terperinciREAKTOR AIR TEKAN (PRESSURIZED WATER REACTOR, PWR)
REAKTOR AIR TEKAN (PRESSURIZED WATER REACTOR, PWR) RINGKASAN Dalam PLTN tipe Reaktor Air Tekan, air ringan digunakan sebagai pendingin dan medium pelambat neutron (moderator neutron). Teras reaktor diletakkan
Lebih terperinciANALISIS DAN KRITERIA PENERIMAAN
SALINAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2012 TENTANG DESAIN PROTEKSI BAHAYA INTERNAL SELAIN KEBAKARAN DAN
Lebih terperinciANALISIS DESAIN ECCS TERHADAP FREKUENSI KERUSAKAN TERAS PADA PWR
ANALISIS DESAIN ECCS TERHADAP FREKUENSI KERUSAKAN TERAS PADA PWR D. T. Sony Tjahyani, Surip Widodo Bidang Pengkajian dan Analisis Keselamatan Reaktor Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN
Lebih terperinciSimulasi Efek Ukuran dan Lokasi Kebocoran Pipa Pendingin Reaktor Nuklir Menggunakan Fasilitas Eksperimen UUTR.Mod-l
Simulasi Efek Ukuran dan Lokasi Kebocoran Pipa Pendingin Reaktor Nuklir Menggunakan Fasilitas Eksperimen UUTR.Mod-l Anhar R. Antariksawan, Mulya Juarsa, Joko Prasctyo, Edy Sumarno, Kiswanta, dan Ismu Handoyo
Lebih terperinciKARAKTERISTIK REWETTING DALAM CELAH SEMPIT VERTIKAL UNTUK KASUS BILATERAL HEATING
ANALISIS PENGARUH TEMPERATUR AWAL PLAT TERHADAP KARAKTERISTIK REWETTING DALAM CELAH SEMPIT VERTIKAL UNTUK KASUS BILATERAL HEATING IGN. Bagus Catrawedarma (1), Indarto (1), Mulya Juarsa (2) Ismu Handoyo
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. Gambar 1.1 Skema pressurized water reactor (http://www.world-nuclear.org/, September 2015)
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Aliran multifase merupakan salah satu fenomena penting yang banyak ditemukan dalam kegiatan industri. Kita bisa menemukannya di dalam berbagai bidang industri seperti
Lebih terperinciWebsite : jurnal.ftumj.ac.id/index.php/semnastek
ANALISIS PENGARUH FRAKSI VOLUME NANOPARTIKEL Al 2 O 3 TERHADAP KOEFISIEN PERPINDAHAN KALOR KONVEKSI PAKSA DI TERAS REAKTOR NUKLIR BERBAHAN BAKAR SILINDER DENGAN SUSUNAN SUB BULUH SEGI ENAM Anwar Ilmar
Lebih terperinciKEJADIAN AWAL, INSIDEN DAN KECELAKAAN
BASIC PROFESSIONAL TRAINING COURSE ON NUCLEAR SAFETY JULY 19 30, 2004 KEJADIAN AWAL, INSIDEN DAN KECELAKAAN Anhar R. Antariksawan Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Kecelakaan P2TKN E-mail: anharra@centrin.net.id
Lebih terperinciPRINSIP-PRINSIP DASAR MANAJEMEN KECELAKAAN REAKTOR DAYA.
Presiding Presentasi Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir-V,. ISSN No.: 1410-0533 Serpong. 28 Juni 2000 * ID0200244 PRINSIP-PRINSIP DASAR MANAJEMEN KECELAKAAN REAKTOR DAYA Oleh : Aliq, Suharno, Anhar R.A.,
Lebih terperinciREAKTOR PEMBIAK CEPAT
REAKTOR PEMBIAK CEPAT RINGKASAN Elemen bakar yang telah digunakan pada reaktor termal masih dapat digunakan lagi di reaktor pembiak cepat, dan oleh karenanya reaktor ini dikembangkan untuk menaikkan rasio
Lebih terperinciKata kunci: analisis transient aliran, SSSR, aliran sirkulasi alam, loop primer, kondisi normal.
J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal. 126-135 ISSN 1411 240X ANALISIS TRANSIEN ALIRAN PENDINGIN SMALL SIMPLE AND SAFE REACTOR TANPA POSTULASI KECELAKAAN Enjang Ruhiat, Andang Widi Harto,
Lebih terperinciABSTRAK ABSTRACT KATA PENGANTAR
DAFTAR ISI Halaman LEMBAR PENGESAHAN... i LEMBAR PERSETUJUAN.... ii ABSTRAK... iii ABSTRACT... iv KATA PENGANTAR... v DAFTAR ISI... vi DAFTAR GAMBAR... viii DAFTAR TABEL... ix DAFTAR RUMUS... x BAB I PENDAHULUAN...
Lebih terperinciBAB III 1 METODE PENELITIAN
17 BAB III 1 METODE PENELITIAN 1.1 Prosedur Penelitian Prosedur yang dilakukan dalam penelitian ini terdiri dari beberapa langkah. Langkah pertama, yaitu melakukan studi literatur dari berbagi sumber terkait.
Lebih terperinciSigma Epsilon, ISSN
RANCANGAN INTEGRASI UNTAI UJI BETA DENGAN HEATING-02 Kiswanta, Edy Sumarno, Joko Prasetio W., Ainur Rosidi Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN ABSTRAK RANCANGAN INTEGRASI UNTAI UJI BETA
Lebih terperinciMODEL AUTOMATA PENGOPERASIAN DAN PERSIAPAN UNTAI UJI TERMOHIDRAULIKA BETA
MODEL AUTOMATA PENGOPERASIAN DAN PERSIAPAN UNTAI UJI TERMOHIDRAULIKA BETA Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN, PUSPIPTEK Serpong, Tangerang, 15310 E-mail : kussigit@batan.go.id ABSTRAK
Lebih terperinciREAKTOR PENDINGIN GAS MAJU
REAKTOR PENDINGIN GAS MAJU RINGKASAN Reaktor Pendingin Gas Maju (Advanced Gas-cooled Reactor, AGR) adalah reaktor berbahan bakar uranium dengan pengkayaan rendah, moderator grafit dan pendingin gas yang
Lebih terperinciPENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam. Sutrisno, Saleh Hartaman, Asnul Sufmawan, Pardi dan Sapto Prayogo
PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam Sutrisno, Saleh Hartaman, Asnul Sufmawan, Pardi dan Sapto Prayogo ABSTRAK PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR
Lebih terperinciPENENTUAN KORELASI EMPIRIS LOKAL PERPINDAHAN PANAS PADA BAGIAN SEKTOR ELLIPS MODEL SUNGKUP AP1000
PENENTUAN KORELASI EMPIRIS LOKAL PERPINDAHAN PANAS PADA BAGIAN SEKTOR ELLIPS MODEL SUNGKUP AP1000 Nanang Triagung Edi Hermawan Direktorat Pengaturan Pengawasan Fasilitas Radiasi dan Zat Radioaktif BADAN
Lebih terperinciMODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN
MODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN Muhammad Ilham, Annisa Khair, Mohamad Yusup, Praba Fitra Perdana, Nata Adriya, Rizki Budiman 121178, 12115, 121177, 121118, 12116, 12114 Program Studi Fisika, Institut
Lebih terperinciMultiple Droplets Studi Eksperimental tentang Pengaruh Konduktivitas Material terhadap Fenomena Multiple droplets
Multiple Droplets Studi Eksperimental tentang Pengaruh Konduktivitas Material terhadap Fenomena Multiple droplets yang Menumbuk Permukaan Padat yang Dipanaskan pada Rejim Nucleat Boiling dan Temperatur
Lebih terperinciTEKNIK PERBAIKAN SAMBUNGAN TERMOKOPEL TEMPERATUR TINGGI PADA HEATING-01
TEKNIK PERBAIKAN SAMBUNGAN TERMOKOPEL TEMPERATUR TINGGI PADA HEATING-01 Sigma Epsilon ISSN 0853-9103 Oleh Joko Prasetio W 1, Kiswanta 1, Edy Sumarno 1, Ainur Rosidi 1, Ismu Handoyo 1, Khrisna 2 1 Pusat
Lebih terperinciObservasi Pola Aliran Dua Fase Air-udara Berlawanan Arah pada Pipa Kompleks ABSTRAK
Observasi Pola Aliran Dua Fase Air-udara Berlawanan Arah pada Pipa Kompleks Apip Badarudin 1,3,a, Indarto 2,b, Deendarlianto 2,c, Hermawan 2,d, Aji Saka 4,e, M. Fikri Haykal Syarif 5,f, Aditya Wicaksono
Lebih terperinciSTUDI EKSPERIMENTAL DISTRIBUSI TEMPERATUR TRANSIEN PADA SEMI SPHERE SAAT PENDINGINAN. Amirruddin 1, Mulya Juarsa 2
STUDI EKSPERIMENTAL DISTRIBUSI TEMPERATUR TRANSIEN PADA SEMI SPHERE SAAT PENDINGINAN Amirruddin 1, Mulya Juarsa 2 1 Mahasiswa FMIPA Fisika UNPAD Jatinangor 2 Laboratorium Eksperimental Termohidrolika Pusat
Lebih terperinciBAB I. PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB I. PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Aliran dua fasa berlawanan arah, banyak dijumpai pada aplikasi reaktor nuklir, jaringan pipa, minyak dan gas. Aliran dua fasa ini juga memiliki karakteristik yang
Lebih terperinciSTUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O
Berkala Fisika ISSN : 1410-9662 Vol. 18, No. 3, Juli 2015, hal 95-100 STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O Very Richardina 1*, Wahyu Setia Budi 1 dan Tri
Lebih terperinciSISTEM mpower DAN PROSPEK PEMANFAATANNYA DI INDONESIA
Sistem mpower dan Prospek Pemanfaatannya di Indonesia (Sudi Ariyanto) SISTEM mpower DAN PROSPEK PEMANFAATANNYA DI INDONESIA Sudi Ariyanto Pusat Pengembangan Energi Nuklir (PPEN) BATAN Jalan Kuningan Barat,
Lebih terperinciREAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU)
REAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU) RINGKASAN Setelah perang dunia kedua berakhir, Kanada mulai mengembangkan PLTN tipe reaktor air berat (air berat: D 2 O, D: deuterium) berbahan bakar uranium alam. Reaktor
Lebih terperinciFakultas Teknik Universitas Ibn Khaldun Bogor Jl. KH. Soleh Iskandar KM.2 Bogor 16162
PENGARUH DEBIT ALIRAN AIR SISI PRIMER UNTAI UJI BETA TERHADAP EFEKTIVITAS ALAT PENUKAR KALOR Suhendra 1,2, Mulya Juarsa,3, M. Hadi Kusuma 3 Hendro Tjahjono 3, Yogi Sirodz Gaos 2, G. Bambang Heru 3 1 Mahasiswa
Lebih terperinciPROSIDING SEMINAR PENELITIAN DAN PENGELOLAAN PERANGKA T NUKLIR. Pusat Teknologi Akselerator don Proses Bahan Yogyakarta, 28 Agustus 2008
PENELITIAN DAN PENGELOLAAN PERANGKA T NUKLIR Pusat Teknologi Akselerator don Proses Bahan DESAIN DAN KONSTRVKSI BAGIAN VJI HEATING-OJ Ismu Handoyo, Joko Prasetio W, Kiswanta, Edy Sumarno, Ainur Rosidi,
Lebih terperinciAnalisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR)
Bab 2 Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) 2.1 Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Prinsip kerja dari pembangkit listrik tenaga nuklir secara umum tidak berbeda dengan pembangkit listrik
Lebih terperinciEKSPERIMEN AWAL ALIRAN SIRKULASI ALAMIAH PADA SIMULASI SISTEM KESELAMATAN PASIF
EKSPERIMEN AWAL ALIRAN SIRKULASI ALAMIAH PADA SIMULASI SISTEM KESELAMATAN PASIF Ainur Rosyidi, Sagino Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN ABSTRAK EKSPERIMEN AWAL ALIRAN SIRKULASI
Lebih terperinciEFEK PERUBAHAN KETINGGIAN COOLER TERHADAP KECEPATAN ALIRAN AIR PADA SIMULASI SISTEM PASIF
EFEK PERUBAHAN KETINGGIAN COOLER TERHADAP KECEPATAN ALIRAN AIR PADA SIMULASI SISTEM PASIF Dian Ariswara 1, Sukmanto Dibyo 2, G.Bambang Heru 2, Mulya Juarsa 2 1 Mahasiswa Program Studi Teknik Mesin, Fakultas
Lebih terperinciSTUDI ANALITIK POLA ALIRAN DAN DISTRIBUSI SUHU DINDING ELEMEN BAKAR SILINDER DI TERAS REAKTOR NUKLIR SMALL MODULAR REACTOR
STUDI ANALITIK POLA ALIRAN DAN DISTRIBUSI SUHU DINDING ELEMEN BAKAR SILINDER DI TERAS REAKTOR NUKLIR SMALL MODULAR REACTOR (SMR) Anwar Ilmar Ramadhan 1*, Ery Diniardi 1 Jurusan Teknik Mesin, Fakultas Teknik,
Lebih terperinciSimposium Nasional Teknologi Terapan (SNTT) ISSN X STUDI LITERATUR PENGEMBANGAN NANOFLUIDA UNTUK APLIKASI PADA BIDANG TEKNIK DI INDONESIA
Simposium Nasional Teknologi Terapan (SNTT) ISSN 2339-028X STUDI LITERATUR PENGEMBANGAN NANOFLUIDA UNTUK APLIKASI PADA BIDANG TEKNIK DI INDONESIA Anwar Ilmar Ramadhan 1*, Ery Diniardi 1, Cahyo Sutowo 1
Lebih terperinciDASAR ANALISIS KESELAMATAN
Modul 1 DASAR ANALISIS KESELAMATAN Anhar R. Antariksawan Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Kecelakaan (BARMiK) P2TKN BATAN anharra@centrin.net.id 20-10-03 antariksawan 1 Tujuan Mengetahui metodologi
Lebih terperinciBab 2 PENDEKATAN TERHADAP PERTAHANAN BERLAPIS
Bab 2 PENDEKATAN TERHADAP PERTAHANAN BERLAPIS 15. Pertahanan berlapis merupakan penerapan hierarkis berbagai lapisan peralatan dan prosedur untuk menjaga efektivitas penghalang fisik yang ditempatkan di
Lebih terperinciREAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)
REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK) RINGKASAN RBMK berasal dari bahasa Rusia "Reaktory Bolshoi Moshchnosti Kanalynye" (hi-power pressure-tube reactors: Reaktor pipa tekan berdaya
Lebih terperinciDAFTAR STANDAR KOMPETENSI TENAGA TEKNIK KETENAGALISTRIKAN BIDANG PEMBANGKITAN TENAGA NUKLIR
DAFTAR STANDAR KOMPETENSI TENAGA TEKNIK KETENAGALISTRIKAN BIDANG PEMBANGKITAN TENAGA NUKLIR BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL 2010 DAFTAR ISI SUB BIDANG OPERASI LEVEL 1 Kode Unit : KTL.PO.28.101.01 Judul Unit
Lebih terperinciPEMODELAN SISTEM PENDINGINAN SUNGKUP SECARA PASIF MENGGUNAKAN RELAP5.
PEMODELAN SISTEM PENDINGINAN SUNGKUP SECARA PASIF MENGGUNAKAN RELAP5 Andi Sofrany E, Susyadi, Surip Widodo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Diterima editor 25 Juni 2012 Disetujui untuk
Lebih terperinciPENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE
PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE EDY SULISTYONO PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR ( PTBN ), BATAN e-mail: edysulis@batan.go.id ABSTRAK PENGARUH
Lebih terperinciPENENTUAN KORELASI EMPIRIS LOKAL PERPINDAHAN PANAS PADA BAGIAN SILINDER KONSENTRIS MODEL SUNGKUP AP1000. Nanang Triagung Edi Hermawan *
PENENTUAN KORELASI EMPIRIS LOKAL PERPINDAHAN PANAS PADA BAGIAN SILINDER KONSENTRIS MODEL SUNGKUP AP1000 Nanang Triagung Edi Hermawan * ABSTRAK PENENTUAN KORELASI EMPIRIS LOKAL PERPINDAHAN PANAS PADA BAGIAN
Lebih terperinciANALISIS PROBABILISTIK KECELAKAAN PARAH PWR SISTEM PASIF UNTUK MENINGKATKAN MANAJEMEN KECELAKAAN
ANALISIS PROBABILISTIK KECELAKAAN PARAH PWR SISTEM PASIF UNTUK MENINGKATKAN MANAJEMEN KECELAKAAN D. T. Sony Tjahyani, Andi Sofrany Ekariansyah Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN Kawasan
Lebih terperinciSTUDI PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI PADA SUSUNAN SILINDER VERTIKAL DALAM REAKTOR NUKLIR ATAU PENUKAR PANAS MENGGUNAKAN PROGAM CFD
STUDI PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI PADA SUSUNAN SILINDER VERTIKAL DALAM REAKTOR NUKLIR ATAU PENUKAR PANAS MENGGUNAKAN PROGAM CFD Agus Waluyo 1, Nathanel P. Tandian 2 dan Efrizon Umar 3 1 Magister Rekayasa
Lebih terperinciDiterima editor 12 Maret 2012 Disetujui untuk publikasi 02 Mei 2012
VERIFIKASI KECELAKAAN HILANGNYA ALIRAN AIR UMPAN PADA REAKTOR DAYA PWR MAJU Andi Sofrany Ekariansyah, Surip Widodo, Susyadi, D.T. Sony Tjahyani, Hendro Tjahjono Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan
Lebih terperinciKEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA
SALINAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2012 TENTANG DESAIN PROTEKSI BAHAYA INTERNAL SELAIN KEBAKARAN DAN LEDAKAN
Lebih terperinciKAJIAN PENERAPAN REAKTOR SMART DI INDONESIA
KAJIAN PENERAPAN REAKTOR SMART DI INDONESIA Yohanes Dwi Anggoro ¹, Sahala M. Lumbanraja², Rr. Arum Puni Rijanti S³ (PPEN) BATAN Jl. Kuningan Barat, Mampang Prapatan Jakarta 12710 Telp/Fax : (021)5204243
Lebih terperinciBadan Tenaga Nuklir Nasional 2012
BATAN B.38 ANALISIS KONSEKUENSI KECELAKAAN PARAH PRESSURIZED WATER REACTOR DENGAN BACKWARDS METHOD Dr. Ir. Pande Made Udiyani Dr. Jupiter Sitorus Pane, M.Sc Drs. Sri Kuntjoro Ir. Sugiyanto Ir. Suharno,
Lebih terperinciFenomena Transport Heat Exchanger Sistem Untai
ojs.unud.ac.id/index.php/mettek Fenomena Transport Heat Exchanger Sistem Untai Miftah Ayu Fauziah 1), I G B Wijaya Kusuma 1), I N Suarnadwipa 1), Ni Made Dwidiani 1) 1) Jurusan Teknik Mesin, Fakultas Teknik,
Lebih terperinciLAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA
LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA - 2 - KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI (PIE) 1.1. Lampiran ini menjelaskan definisi
Lebih terperinciANALISIS POMPA PENDINGIN REAKTOR TRIP PADA REAKTOR TRIGA-2000 MENGGUNAKAN RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4. A. R. Antariksawan *)
ANALISIS POMPA PENDINGIN REAKTOR TRIP. (A.R. Antariksawan) ANALISIS POMPA PENDINGIN REAKTOR TRIP PADA REAKTOR TRIGA-2000 MENGGUNAKAN RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4 ABSTRAK A. R. Antariksawan *) ANALISIS POMPA PENDINGIN
Lebih terperinciPERHITUNGAN LAJU ALIR PENDINGIN AIR SISI PRIMER PADA UNTAI UJI BETA UNTUK EKSPERIMEN SISTEM PASIF
PERHITUNGAN LAJU ALIR PENDINGIN AIR SISI PRIMER PADA UNTAI UJI BETA UNTUK EKSPERIMEN SISTEM PASIF Defri Sulaeman 1, Surip Widodo 2, Mulya Juarsa 1,2 1 Lab. Riset Engineering Development for Energy Conversion
Lebih terperinciPENGARUH PENAMBAHAN ALIRAN DARI BAWAH KE ATAS (BOTTOM-UP) TERHADAP KARAKTERISTIK PENDINGINAN TERAS REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG
PENGARUH PENAMBAHAN ALIRAN DARI BAWAH KE ATAS (BOTTOM-UP) TERHADAP KARAKTERISTIK PENDINGINAN TERAS REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG V. Indriati Sri Wardhani vero@batan-bdg.go.id Pusat Teknologi Nuklir Bahan
Lebih terperinciLAPORAN PENELITIAN HIBAH BERSAING
REKAYASA LAPORAN PENELITIAN HIBAH BERSAING PENINGKATAN EFISIENSI SISTEM PEMANAS AIR KAMAR MANDI MENGGUNAKAN INJEKSI GELEMBUNG UDARA Peneliti : Ir. Sartono Putro, M.T. Ir. H. Sarjito, M.T. Ir. Jatmiko,
Lebih terperinciSIMULASI KARAKTERISTIK ALIRAN DAN SUHU FLUIDA PENDINGIN (H 2 O) PADA TERAS REAKTOR NUKLIR SMR (SMALL MODULAR REACTOR)
Available online at Website http://ejournal.undip.ac.id/index.php/rotasi SIMULASI KARAKTERISTIK ALIRAN DAN SUHU FLUIDA PENDINGIN (H 2 O) PADA TERAS REAKTOR NUKLIR SMR (SMALL MODULAR REACTOR) *Anwar Ilmar
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN di Bandung dan Reaktor Kartini yang berada di Yogyakarta. Ketiga reaktor
1 BAB I PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah Seiring dengan berkembangnya teknologi dan peradabaan manusia, kebutuhan terhadap energi mengalami peningkatan yang cukup tinggi. Untuk mencukupi kebutuhan-kebutuhan
Lebih terperinciOPTIMALISASI PENDINGINAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR SERBAGUNA SIWABESSY DI KOLAM PENYIMPANAN SEMENTARA
OPTIMALISASI PENDINGINAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR SERBAGUNA SIWABESSY DI KOLAM PENYIMPANAN SEMENTARA ABSTRAK Kuat Heriyanto, Nurokhim Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN OPTIMALISASI PENDINGINAN
Lebih terperinciStudi Numerik Pengaruh Gap Ratio terhadap Karakteristik Aliran dan Perpindahan Panas pada Susunan Setengah Tube Heat Exchanger dalam Enclosure
Studi Numerik Pengaruh Gap Ratio terhadap Karakteristik Aliran dan Perpindahan Panas pada Susunan Setengah Tube Heat Exchanger dalam Enclosure R. Djailani, Prabowo Laboratorium Perpindahan Panas dan Massa
Lebih terperinci