ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5"

Transkripsi

1 Sukmanto Dibyo ISSN ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5 Sukmanto Dibyo PTRKN- BATAN, ABSTRAK ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5. Di dalam desain PLTN, asumsi terjadinya kecelakaan kehilangan air pendingin (Loss-Of-Coolant Accident, LOCA) merupakan hal yang menjadi dasar desain (Desain Basic Accident) sistem keselamatan. Kondisi ini, teras kekurangan pendinginan dan temperatur elemen bakar naik oleh kalor peluruhan yang masih tinggi. Proses terendamnya kembali elemen bakar post-loca yang terdiri dari pengosongan, dan penggenangan kembali (re-flooding) dengan mengoperasikan pompa darurat. Untuk itu, eksistensi void pada teras reaktor menjadi sangat penting karena berdampak langsung pada karakteristika neutronik dan termohidrolika. Analisis fraksi void, dapat dilakukan dengan menggunakan pemodelan paket RELAP5. Pemodelan telah divalidasi dengan data eksperimen pengukuran temperatur pada bagian uji Queen-II. Investigasi fraksi void dilakukan pada titik aksial bagian tengah yang mana posisi ini fluks kalornya tinggi. Laju aliran re-flooding yang digunakan adalah 0,153 kg/det dan 0,310 kg/det. Ketika quenching berlangsung, osilasi terjadi pada kurva fraksi void, tekanan dan temperatur kanal. Untuk 0,153 kg/det, peristiwa quenching berlangsung 140 detik sampai permukaan rod terendam air semua. Pada laju aliran 0,310 kg/detik tampak quenching lebih cepat yaitu 55 detik. Kata kunci: fraksi void, Re-flooding, RELAP5 ABSTRACT ANALYSIS OF VOID FRACTION CHARACTERISTIC ON RE-FLOODING POST LOCA USING RELAP5. In the design of Nuclear power plant, assumption of Loss-Of-Coolant Accident, LOCA become the Design Basic Accident in the safety system. In this case, the core loss the coolant and then fuel element temperature increased by decay heat. Process of water flowing through the fuel element in post-loca are consist of blow-down and re-flooding by operating of emergency pump. Therefore, existing of void in the reactor core is important because effects directly to neutronic and thermal-hydraulic characteristics. In this void fraction analysis, the model of RELAP5 computer code was applied. The model has already been validated using experimental data of Queen-II test section. In this case, the middle of axial position in which the highest heat flux occurred was investigated. The re-flooding flow rate of kg/s and kg/s were used. When the quenching appeared, oscillation is occurred on the curve of void fraction, pressure and channel temperature respectively. In the case of kg/s, quenching time is 140 seconds until the rod surface immersed completely. For the flow rate of kg/s, quenching is faster such as 55 seconds. Keywords: void fraction, Re-flooding, RELAP5 PENDAHULUAN D i dalam suatu desain PLTN, maka asumsi terjadinya kecelakaan sudah harus ditentukan. Salah satunya adalah kecelakaan kehilangan air pendingin yang merupakan kecelakaan yang dipostulasikan dan menjadi dasar desain (Desain Basic Accident, DBA) sistem keselamatan PLTN. Ketika terjadi kehilangan air pendingin, maka akan mengakibatkan naiknya temperatur elemen bakar yang diakibatkan oleh kalor peluruhan yang masih tinggi (meskipun reaktor telah padam). Dalam hal ini sistem pendingin darurat akan menginjeksi air ke reaktor. Sehingga elemen bakar menjadi terendam kembali dari tahapan pengosongan, dan terjadilah tahapan penggenangan kembali (re-flooding). Proses penggenangan kembali post-loca pada PWR, berlangsung dari bagian bawah teras reaktor (bottom re-flooding). Kondisi yang muncul pada pendinginan bottom re-flooding adalah terjadinya pendidihan akibat temperatur air naik diawal penggenangan sampai seluruh teras terisi kembali oleh air. Pengaruh keberadaan void pada pendidihan ini berkaitan dengan karakteristika neutronik dan termohidrolika reaktor. Oleh karena itu fraksi void pada elemen bakar menjadi sangat penting untuk dipelajari [1].

2 198 ISSN Sukmanto Dibyo Pemahaman karakteristika termohidrolika akibat adanya void pada proses re-flooding seperti disebut di atas dapat dipelajari dengan menggunakan paket program, yang dalam hal ini adalah RELAP5. Penggunaan model RELAP5 merupakan cara yang efisien dalam rangka kegiatan simulasi untuk analisis karakteristika termohidrolikanya. Paket RELAP5 adalah program komputer untuk analisis transien yang dapat digunakan untuk berbagai simulasi transien termohidrolika pada sistem nuklir maupun non-nuklir. Versi RELAP5 yang dipakai dalam aplikasi pemodelan ini adalah RELAP5.SCDAP.Mod.3.2. Model re-flooding untuk RELAP5 yang sudah dikembangkan dan divalidasi dengan data eksperimen bagian uji Queen-II, dapat digunakan untuk analisis fraksi void pada peristiwa re-flooding elemen bakar [2]. Fasilitas bagian uji Queen-II ialah alat uji kanal tunggal yang mensimulasikan kondisi sub-kanal elemen bakar PWR. Queen-II yang dilengkapi dengan alat ukur temperatur dan Sistem Akuisisi Data ini telah digunakan untuk penelitian termohidrolika di PTRKN-BATAN. Dari uraian latar belakang dan pentingnya analisis fraksi void ini maka tujuan makalah ini adalah menganalisis termohidrolika re-flooding akibat adanya void disepanjang kanal permukaan rod bahan bakar PWR yang disimulasikan oleh bagian uji Queen-II. Model bottom re-flooding yang diaplikasikan pada RELAP5 ini diharapkan dapat memberikan informasi analisis desain keselamatan teras PWR. rod panas mengalami penurunan temperatur dan pada saat tertentu akhirnya air dapat membasahi permukaan rod. Pendinginan akan disertai proses pendidihan apabila temperatur rod berada di atas temperatur saturasi air. Proses pendinginan terjadi melalui mekanisme pendidihan yang dimulai dari rejim pendidihan film, rejim pendidihan transisi dan rejim pendidihan inti sesaat setelah harga maksimum dari fluks kalor tercapai. Proses reflooding ini diilustrasikan pada Gambar 1 yang menunjukkan rejim pendidihan aliran dua fasa. Di dalam pendidihan aliran, maka karakteristikanya ditentukan oleh berbagai variabel proses yaitu laju aliran pendingin, jenis pendingin, geometri sistem, fluks kalor dan distribusi aliran [3]. Visualisasi bagian uji Queen-II disajikan pada Gambar 2. [4] Gambar 1. Proses re-flooding Pada Rod Panas. TEORI Re-flooding Di dalam desain reaktor PWR, terjadinya kecelakaan kehilangan air pendingin (Loss-Of- Coolant Accident, LOCA) merupakan hal yang menjadi dasar desain (Desain Basic Accident, DBA) sistem keselamatan. Akibatnya, teras reaktor kekurangan pendinginan dan temperatur elemen bakar naik oleh kalor peluruhan yang masih tinggi. Proses terendamnya kembali elemen bakar post- LOCA yang terdiri dari pengosongan, dan penggenangan kembali (re-flooding) dengan mengoperasikan pompa darurat ECCS. Eksperimen fenomena re-flooding dapat dilakukan dengan menggunakan bagian uji Queen-II. Rod panas pada bagian uji ini dialirkan air pendingin, ketika air akan menyentuh permukaan rod panas, terjadi penguapan sehingga permukaannya tetap kering. Selanjutnya, peristiwa kontaknya air pendingin dengan permukaan terjadi secara berulang. Sementara itu Gambar 2. Bagian Uji Queen-II.

3 Sukmanto Dibyo ISSN Deskripsi RELAP5 Paket program RELAP5 merupakan program komputer yang sudah digunakan secara luas di seluruh dunia untuk melakukan analisis kondisi steady maupun transien pada suatu sistem termal dan hidrodinamika pendingin air pada sistem nuklir maupun non-nuklir. Paket program ini dikembangkan dari model node dan junction multi-dimensional termohidrolika untuk menghitung keseluruhan perilaku termohidrolika sistem pendingin. Model yang digunakan merupakan sistem hidrodinamika non-equilibrium dan non-homogeneus dua-fluida termasuk perpindahan gas-gas tak terkondensasi, perpindahan kalor konvektif, konduksi kalor satu dimensi pada struktur sistem, kinetika reaktor, sistem kontrol dan logika trip. Paket program juga mengandung model komponen sistem pada reaktor pendingin air ringan (Light Water Reactor, LWR) seperti pompa, katup, separator dan sebagainya [5]. Komponen hidrodinamika dapat memodelkan single volumes, time-dependent volumes, pipa, anulus, separator, percabangan, akumulator dan pompa. Setiap model saling terhubung dengan model junction baik berupa time-dependent juction, single/multiple junction atau katup. Komponen hidrodinamika memiliki korelasi persamaan satu dimensi untuk fluida tunggal maupun aliran dua fasa air dan uap di mana persamaan dasarnya terdiri dari persamaan kekekalan massa, momentum dan energi. Struktur kalor terdapat pada komponen pembangkit kalor maupun pada bagian yang terjadi perpindahan kalor yang dihubungkan dengan komponen hidrodinamika. Struktur kalor juga dapat mewakili struktur yang melingkupi suatu kanal aliran dan pada reaktor dapat digunakan untuk memodelkan dinding bejana reaktor, rod bahan bakar, dan U- tubes dari pembangkit uap. Data kinetika reaktor digunakan untuk mewakili perilaku daya reaktor berdasarkan pendekatan kinetika titik. Gambar 3 menunjukkan kecepatan pada batas (boundary) yang didefinisikan dengan menggunakan momentum control volumes di antara batas volume kontrol massa dan energi. PROSEDUR KERJA Model re-flooding yang sudah divalidasi dengan data eksperimen, menggunakan input dengan laju aliran re-flooding 0,153 kg/detik. Laju aliran re-flooding ini masih dalam rentang laju injeksi kondisi re-flooding darurat PWR. Kurva validasi sebagaimana disampaikan pada Gambar 4 menunjukkan hasil yang cukup memuaskan [2]. Langkah analisis, dilakukan dengan cara menginvestigasi karakteristika fraksi void, koefisien transfer kalor, tekanan dan temperatur yang diminta melalui permohonan minor pada input deck sebagaimana diilustrasikan di Gambar 5. Gambar 3. Skematika Nodalisasi Volume Kontrol Massa, Energi Dan Momentum.

4 200 ISSN Sukmanto Dibyo Gambar 4. Kurva Temperatur Rod Pada Laju Aliran 0,153 kg/detik. Gambar 5. Diagram prosedur kerja. Kondisi parameter laju aliran, tekanan dan temperatur re-flooding disesuaikan dengan parameter operasi pada bagian uji. Sebuah tmdjunc (time-dependent-junction), digunakan untuk mengalirkan air pendingin menuju bagian uji Queen-II. Tmdjunc ini aktif berfungsi setelah diatur melalui kartu logika trip. Aliran pendingin seperti pada nodalisasi Gambar 6, dimodelkan sebagai komponen pipa yang masing-masing dihubungkan oleh junction. Pada kondisi awal (initial condition), bagian uji ini dimodelkan sebagai volume kosong [2].

5 Sukmanto Dibyo ISSN Gambar 6. Nodalisasi Queen-II. Parameter utama yang digunakan untuk pencapaian kondisi steady telah diperoleh yaitu mencakup temperatur rod, temperatur air dan laju aliran re-flooding. Adapun pencapaian steady ditetapkan sampai 200 detik dengan menggunakan mode NEW TRANST pada kartu nomor 100 yang tersedia pada input RELAP5. Dalam analisis ini, kurva-kurva penting, ditunjukkan pada Gambar 7 sampai Gambar 11. Investigasi dan penelusuran karakteristika fraksi void telah dipilih pada posisi node bagian tengah di mana fluks kalornya tinggi yaitu node-5 sementara itu node bagian ujung (node-8) juga ditampilkan sebagai pembanding. Hasil analisis menunjukkan bahwa kurva fraksi void, pada laju aliran 0,153 kg/detik tampak adanya osilasi karena terjadi peristiwa quenching ketika air mulai menyentuh permukaan rod (Gambar 7), pola kurva osilasi juga terjadi pada temperatur kanal (Gambar 8). Sekitar 140 detik peristiwa quenching berlangsung sampai permukaan rod terendam air secara sempurna. Sebagaimana pula yang ditampilkan pada Gambar 7 tersebut, gerakan kurva fraksi void ini secara simultan terjadi juga gerakan kurva tekanan. Sebagai pembanding, bahwa osilasi fraksi void pada node-8 hanya terjadi di akhir quenching, hal ini karena node-8 terletak pada rod ujung bagian uji.

6 202 ISSN Sukmanto Dibyo Gambar 7. Kurva Fraksi Void Dan Tekanan Kanal Pada Laju Aliran 0,153 kg/detik. Gambar 8. Kurva Temperatur Kanal Pada Laju Aliran 0,153 kg/detik. Pada kondisi laju aliran re-flooding 0,310 kg/detik, maka tampak gerakan osilasi terjadi lebih tinggi akan tetapi durasi quenching berlangsung lebih singkat yaitu sekitar 55 detik, hal ini berarti bahwa proses perendaman rod oleh air berlangsung lebih cepat (Gambar 8). Sementara itu, karakteristika fraksi void yang terlihat pada laju aliran 0,310 kg/detik pada node-8 adalah terjadi sedikit fluktuasi yang tidak signifikan. Hal ini dapat difahami karena penurunan temperatur permukaan rod pada node-8 berlangsung dalam waktu yang singkat. Selanjutnya, temperatur permukaan rod mengalami degradasi tanpa osilasi selama sekitar 105 detik. Hal ini karena dampak osilasi fraksi void tidak cukup memberikan respon yang berarti terhadap penurunan temperatur rod sebagaimana ditunjukkan pada Gambar 10. Kemudian pada Gambar 11, ditampilkan pola karakteristika koefisien transfer kalor dengan menggunakan laju aliran re-flooding yang berbeda. Koefisien transfer kalor untuk laju aliran 0,310 kg/detik ini menunjukkan kurva tidak stabil sesaat ketika terjadi kondisi dua fasa. Akan tetapi setelah volume kanal terisi air, maka koefisien transfer kalor stabil pada 2600 W/m 2.K sedangkan untuk laju aliran 0,153 kg/detik maka koefisien transfer kalornya lebih rendah yakni 1750 W/m 2 K.

7 Sukmanto Dibyo ISSN Gambar 9. Kurva Fraksi Void Dan Tekanan Kanal Pada Laju Aliran 0,310 kg/detik. Gambar 10. Kurva Temperatur Rod Pada Laju Aliran 0,153 kg/detik. Gambar 11. Kurva Koefisien Transfer Kalor Pada Node-5.

8 204 ISSN Sukmanto Dibyo KESIMPULAN Dengan menggunakan model yang telah divalidasi, telah diperoleh karakteristika pola kurva fraksi void dan koefisien transfer kalor pada proses re-flooding. Parameter kuantitatif untuk temperatur kanal maupun fraksi void yang diperoleh cukup realistis. Untuk laju aliran re-flooding 0,310 kg/detik dalam penelitian ini, tampak quenching berlangsung lebih singkat yang berarti perendaman rod oleh air lebih cepat. Keberadaan void ini secara simultan menyebabkan terjadinya osilasi tekanan dan temperatur kanal yang juga berpengaruh pada karakteristika neutronik. Pada PWR, laju aliran reflooding yang berlangsung dari bagian bawah teras reaktor sangat tergantung pada pengoperasian pompa darurat. DAFTAR PUSTAKA 1. KEICHI HORI et.all, Void Fraction in a Single Channel Simulating One Sub-channel of PWR Fuel Assembly, Two phase flow modeling and expr, GP Celata Edizioni ets, SUKMANTO D, Pemodelan Bagian-uji Queen- II Pada Untai Beta Menggunakan RELAP5, Laporan Program BG, Desember Y.ABE dkk, Experimental Study of Upper core Quench in PWR Reflood Phase, Journal of Nuclear Science and Technology, 20-7-July MULYA J, et al., Experiment Study Of Quenching Proses During Bottom Re-flooding Using Queen Test Section, Atom Indonesia Vol. 31, No. 1, RELAP5 Code Development Team, RELAP5/ MOD3. Code Manual, User Guide and Input Requirements, NUREG/CR-5535-V2. Idaho National Engineering Laboratory, Washington DC TANYA JAWAB Darsono Apakah program RELAP5 dapat dipakai untuk analisis pendinginan pada alat Lateks? Sukmanto Dibyo Apabila data dimensi dan parameter operasi cukup maka RELAP dapat memberikan kontribusi perhitungan pendinginan pada LATEK, baik pada kondisi normal maupun transien. Tukiran Data eksperimen apa saja diperoleh? Sukmanto Dibyo Data eksperimennya : temperatur rod laju aliran reflooding. Fenomena reflooding diperoleh secara visualisasi.

PEMODELAN TERMOHIDROLIKA SUB-KANAL ELEMEN BAKAR AP-1000 MENGGUNAKAN RELAP5

PEMODELAN TERMOHIDROLIKA SUB-KANAL ELEMEN BAKAR AP-1000 MENGGUNAKAN RELAP5 Urania Vol. 16 No. 4, Oktober 2010 : 145-205 PEMODELAN TERMOHIDROLIKA SUB-KANAL ELEMEN BAKAR AP-1000 MENGGUNAKAN RELAP5 ABSTRAK Suroso (1) dan Sukmanto Dibyo (1) Pusat Teknologi Rekayasa dan Keselamatan

Lebih terperinci

ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR

ANALISIS 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 terperinci

ANALISIS VISUAL PENDINGINAN ALIRAN DUA FASA MENGGUNAKAN KAMERA KECEPATAN TINGGI ABSTRAK ABSTRACT

ANALISIS 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 terperinci

ANALISIS PERBANDINGAN KINERJA PERANGKAT BAHAN BAKAR PLTN TIPE PWR AP 1000 DAN PWR 1000 MWe TIPIKAL DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM KOMPUTER

ANALISIS PERBANDINGAN KINERJA PERANGKAT BAHAN BAKAR PLTN TIPE PWR AP 1000 DAN PWR 1000 MWe TIPIKAL DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM KOMPUTER ANALISIS PERBANDINGAN KINERJA PERANGKAT BAHAN BAKAR PLTN TIPE PWR AP 1000 DAN PWR 1000 MWe TIPIKAL DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM KOMPUTER Arif Nurmawan 1), Suroso 2) dan Harto Tanujaya 1) 1) Program Studi

Lebih terperinci

EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR PADA KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP UTAMA

EVALUASI 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 terperinci

PENENTUAN PREDIKSI WAKTU EKSPERIMEN PERPINDAHAN KALOR PENDIDIHAN MENGGUNAKAN BUNDEL UJI QUEEN-1

PENENTUAN 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 terperinci

SIMULASI PEMODELAN TERMOHIDROLIKA SISTEM PENDINGIN KOLAM RSG-GAS. Sukmanto Dibyo *

SIMULASI PEMODELAN TERMOHIDROLIKA SISTEM PENDINGIN KOLAM RSG-GAS. Sukmanto Dibyo * Simulasi Pemodelan Termohidrolika Sistem Pendingin Kolam RSG-GAS (Sukmanto Dibyo) SIMULASI PEMODELAN TERMOHIDROLIKA SISTEM PENDINGIN KOLAM RSG-GAS Sukmanto Dibyo * ABSTRAK SIMULASI DAN PEMODELAN TERMOHIDROLIKA

Lebih terperinci

ANALISIS PEMISAHAN UAP KERING PADA SEPARATOR PEMBANGKIT UAP AP1000

ANALISIS PEMISAHAN UAP KERING PADA SEPARATOR PEMBANGKIT UAP AP1000 J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 14 No.3 Oktober 2012, Hal. 170-177 ISSN 1411 240X ANALISIS PEMISAHAN UAP KERING PADA SEPARATOR PEMBANGKIT UAP AP1000 Sukmanto Dibyo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir

Lebih terperinci

APLIKASI PROGRAM RELAP5/MOD3.2 UNTUK SIMULASI BEAM TUBE RUPTURE RSG-GAS Andi Sofrany Ekariansyah, Susyadi, Sukmanto Dibyo *)

APLIKASI PROGRAM RELAP5/MOD3.2 UNTUK SIMULASI BEAM TUBE RUPTURE RSG-GAS Andi Sofrany Ekariansyah, Susyadi, Sukmanto Dibyo *) JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR-TRI DASA MEGA, Vol. 8, No. 3, Oktober, 2006 : Hal 114-125 ABSTRAK APLIKASI PROGRAM RELAP5/MOD3.2 UNTUK SIMULASI BEAM TUBE RUPTURE RSG-GAS Andi Sofrany Ekariansyah, Susyadi,

Lebih terperinci

ANALISIS PERPINDAHAN PANAS PENDIDIHAN PADA EKSPERIMEN REFLOODING MENGGUNAKAN BAGIAN UJI QUEEN

ANALISIS 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 terperinci

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK

RISET 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 terperinci

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB 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 terperinci

PENELITIAN 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 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 terperinci

STUDI 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 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 terperinci

BAB I. PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB 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 terperinci

Analisis Karakteristik Rewetting Dalam Celah Sempit Vertikal Untuk Kasus Bilateral Heating Berdasarkan Perubahan Temperatur Awal Plat

Analisis 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 terperinci

Observasi Pola Aliran Dua Fase Air-udara Berlawanan Arah pada Pipa Kompleks ABSTRAK

Observasi 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 terperinci

MODEL AUTOMATA PENGOPERASIAN DAN PERSIAPAN UNTAI UJI TERMOHIDRAULIKA BETA

MODEL 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 terperinci

STUDI 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 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 terperinci

EVALUASI PARAMETER DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SUB KANAL PLTN AP1000 PADA KONDISI TUNAK

EVALUASI PARAMETER DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SUB KANAL PLTN AP1000 PADA KONDISI TUNAK EVALUASI PARAMETER DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SUB KANAL PLTN AP1000 PADA KONDISI TUNAK Muh. Darwis Isnaini, Sukmanto Dibyo, Suroso, Geni Rina S, Endiah P. Hastuti, Muh. Subekti Email : darwis@batan.go.id

Lebih terperinci

PENGARUH 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 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 terperinci

Efek Kebocoran Beamtube dan Pipa Primer Penukar Panas Pada Suatu Model Reaktor Riset 1 MW Berbahan Bakar Tipe Silinder (Reinaldy Nazar)

Efek Kebocoran Beamtube dan Pipa Primer Penukar Panas Pada Suatu Model Reaktor Riset 1 MW Berbahan Bakar Tipe Silinder (Reinaldy Nazar) EFEK KEBOCORAN BEAMTUBE DAN PIPA PRIMER PENUKAR PANAS PADA SUATU MODEL REAKTOR RISET 1 MW BERBAHAN BAKAR TIPE SILINDER THE LEAKAGE EFFECT OF BEAMTUBE AND PRIMARY PIPE OF HEAT EXCHANGER ON A 1 MW RESEARCH

Lebih terperinci

ANALISIS POMPA PENDINGIN REAKTOR TRIP PADA REAKTOR TRIGA-2000 MENGGUNAKAN RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4. A. R. Antariksawan *)

ANALISIS 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 terperinci

ANALISIS TRANSIEN AKIBAT KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PADA TERAS SILISIDA RSG-GAS MENGGUNAKAN KODE EUREKA-2/RR

ANALISIS TRANSIEN AKIBAT KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PADA TERAS SILISIDA RSG-GAS MENGGUNAKAN KODE EUREKA-2/RR ANALISIS TRANSIEN AKIBAT KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PADA TERAS SILISIDA RSG-GAS MENGGUNAKAN KODE EUREKA-2/RR Oleh Muh. Darwis Isnaini Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN ABSTRAK ANALISIS

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

BAB 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 terperinci

Kata kunci: analisis transient aliran, SSSR, aliran sirkulasi alam, loop primer, kondisi normal.

Kata 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 terperinci

JURNAL TEKNIK POMITS Vol. 3, No. 2, (2014) ISSN: ( Print) B-192

JURNAL TEKNIK POMITS Vol. 3, No. 2, (2014) ISSN: ( Print) B-192 JURNAL TEKNIK POMITS Vol. 3, No. 2, (2014) ISSN: 2337-3539 (2301-9271 Print) B-192 Studi Numerik Pengaruh Baffle Inclination pada Alat Penukar Kalor Tipe Shell and Tube terhadap Aliran Fluida dan Perpindahan

Lebih terperinci

PENINGKATAN UNJUK KERJA KETEL TRADISIONAL MELALUI HEAT EXCHANGER

PENINGKATAN UNJUK KERJA KETEL TRADISIONAL MELALUI HEAT EXCHANGER PENINGKATAN UNJUK KERJA KETEL TRADISIONAL MELALUI HEAT EXCHANGER Rianto, W. Program Studi Teknik Mesin Universitas Muria Kudus Gondangmanis PO.Box 53-Bae, Kudus, telp 0291 4438229-443844, fax 0291 437198

Lebih terperinci

PEMODELAN SISTEM PENDINGINAN SUNGKUP SECARA PASIF MENGGUNAKAN RELAP5.

PEMODELAN 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 terperinci

G bifenomena PERPINDAHAN PANAS PENDIDIHAN BERDASARKAN PERISTIWA LOCA DAN KECELAKAAN PARAH

G 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 terperinci

REACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION

REACTOR 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 terperinci

KARAKTERISTIK REWETTING DALAM CELAH SEMPIT VERTIKAL UNTUK KASUS BILATERAL HEATING

KARAKTERISTIK 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 terperinci

Website : jurnal.ftumj.ac.id/index.php/semnastek

Website : 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 terperinci

STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O

STUDI 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 terperinci

PERHITUNGAN 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 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 terperinci

Fakultas Teknik Universitas Ibn Khaldun Bogor Jl. KH. Soleh Iskandar KM.2 Bogor 16162

Fakultas 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 terperinci

ANALISIS PERPINDAHAN PANAS PADA COOLER TANK FASSIP - 01

ANALISIS 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 terperinci

ANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI

ANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI Analisis Laju Alir Pendingin di Teras Reaktor Kartini ISSN : 0854-2910 Budi Rohman, BAPETEN ANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan

Lebih terperinci

STUDI 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 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 terperinci

Diterima editor 12 Maret 2012 Disetujui untuk publikasi 02 Mei 2012

Diterima 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 terperinci

Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 )

Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 ) Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 ) Riska*, Dian Fitriyani, Feriska Handayani Irka Jurusan Fisika Universitas Andalas *riska_fya@yahoo.com

Lebih terperinci

Simulasi 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 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 terperinci

STUDI 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 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 terperinci

REAKTOR AIR DIDIH (BOILING WATER REACTOR, BWR)

REAKTOR 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 terperinci

OPTIMASI KINERJA IHX UNTUK SISTEM KOGENERASI RGTT200K

OPTIMASI KINERJA IHX UNTUK SISTEM KOGENERASI RGTT200K Prosiding Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir 2014 Pontianak, 19 Juni 2014 OPTIMASI KINERJA IHX UNTUK SISTEM KOGENERASI RGTT200K Ign. Djoko Irianto, Sri Sudadiyo, Sukmanto Dibyo Pusat Teknologi dan

Lebih terperinci

EFEK VARIASI TEMPERATUR PELAT PADA CELAH SEMPIT REKTANGULAR TERHADAP BILANGAN REYNOLDS

EFEK 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 terperinci

PENGARUH 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 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 terperinci

PERHITUNGAN 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 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 terperinci

PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL. Mochamad Imron, Ariyawan Sunardi

PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL. Mochamad Imron, Ariyawan Sunardi Prosiding Seminar Nasional Teknologi dan Aplikasi Reaktor Nuklir PRSG Tahun 2012 ISBN 978-979-17109-7-8 PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL Mochamad Imron,

Lebih terperinci

MODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN

MODUL 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 terperinci

EVALUASI DESAIN TERMAL KONDENSOR PLTN TIPE PWR MENGGUNAKAN PROGRAM SHELL AND TUBE HEAT EXCHANGER DESIGN

EVALUASI DESAIN TERMAL KONDENSOR PLTN TIPE PWR MENGGUNAKAN PROGRAM SHELL AND TUBE HEAT EXCHANGER DESIGN EVALUASI DESAIN TERMAL KONDENSOR PLTN TIPE PWR MENGGUNAKAN PROGRAM SHELL AND TUBE HEAT EXCHANGER DESIGN Saut Mangihut Tua Naibaho 1), Steven Darmawan 1) dan Suroso 2) 1) Program Studi Teknik Mesin Universitas

Lebih terperinci

VERIFIKASI PERHITUNGAN TEMPERATUR ELEMEN BAKAR REAKTOR KARTINI

VERIFIKASI PERHITUNGAN TEMPERATUR ELEMEN BAKAR REAKTOR KARTINI VERIFIKASI PERHITUNGAN TEMPERATUR ELEMEN BAKAR REAKTOR KARTINI Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) ABSTRAK Verifikasi

Lebih terperinci

Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR)

Analisis 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 terperinci

Analisis Eksperimental Fluks Kalor pada Celah Sempit Anulus Berdasarkan Variasi Suhu Air Pendingin Menggunakan Bagian Uji HeaTiNG-01

Analisis 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 terperinci

Simposium Nasional Teknologi Terapan (SNTT) ISSN X STUDI LITERATUR PENGEMBANGAN NANOFLUIDA UNTUK APLIKASI PADA BIDANG TEKNIK DI INDONESIA

Simposium 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 terperinci

BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL 2012

BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL 2012 BATAN B.41 ANALISIS KECELAKAAN PARAH REAKTOR DAYA PRESSURIZED WATER REACTOR MAJU BELAJAR DARI KEJADIAN FUKUSHIMA MENGGUNAKAN RELAP/SCDAPSIM 1. Ir. Surip Widodo, M.IT 2. Dipl.Ing. (FH) Andi Sofrany Ekariansyah

Lebih terperinci

REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)

REAKTOR 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 terperinci

PEMETAAN DISTRIBUSI SUHU DAN DNBR PADA PERANGKAT BAHAN BAKAR AP1000-EU. Muh. Darwis Isnaini Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN

PEMETAAN DISTRIBUSI SUHU DAN DNBR PADA PERANGKAT BAHAN BAKAR AP1000-EU. Muh. Darwis Isnaini Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN PEMETAAN DISTRIBUSI SUHU DAN DNBR PADA PERANGKAT BAHAN BAKAR AP1000EU Muh. Darwis Isnaini Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Diterima editor 12 April 2010 Disetujui untuk dipublikasi

Lebih terperinci

EFEK PERUBAHAN KETINGGIAN COOLER TERHADAP KECEPATAN ALIRAN AIR PADA SIMULASI SISTEM PASIF

EFEK 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 terperinci

Diterima editor 12 Mei 2012 Disetujui untuk publikasi 04 Juni 2012

Diterima 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 terperinci

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR

RISET 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 terperinci

Karakteristik Perpindahan Panas pada Double Pipe Heat Exchanger, perbandingan aliran parallel dan counter flow

Karakteristik Perpindahan Panas pada Double Pipe Heat Exchanger, perbandingan aliran parallel dan counter flow Jurnal Teknik Elektro dan Komputer, Vol.I, No.2, Oktober 2013, 161-168 161 Karakteristik Perpindahan Panas pada Double Pipe Heat Exchanger, perbandingan aliran parallel dan counter flow Mustaza Ma a Program

Lebih terperinci

SIMULASI EKSPERIMENTAL KECELAKAAN PARAH PADA PEMAHAMAN ASPEK MANAJEMEN KECELAKAAN

SIMULASI EKSPERIMENTAL KECELAKAAN PARAH PADA PEMAHAMAN ASPEK MANAJEMEN KECELAKAAN Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565 Volume 10 Nomor 1 Juli 2007 (Volume 10, Number 1, July, 2007) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive

Lebih terperinci

STUDI EKSPERIMENTAL PENGARUH TEMPERATUR TERHADAP PERPINDAHAN PANAS DI CELAH ANULUS VERTIKAL

STUDI 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 terperinci

STUDI KARAKTERISTIK PRESSURIZER PADA PWR

STUDI KARAKTERISTIK PRESSURIZER PADA PWR Sukmanto Dibyo ISSN 0216-3128 179 STUDI KARAKTERISTIK PRESSURIZER PADA PWR Sukmanto Dibyo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK STUDI KARAKTERISTIK PRESSURIZER PADA PWR. PLTN jenis PWR

Lebih terperinci

TEKNIK PERBAIKAN SAMBUNGAN TERMOKOPEL TEMPERATUR TINGGI PADA HEATING-01

TEKNIK 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 terperinci

ANALISIS SUB-BULUH PADA MODEL REAKTOR SUSUNAN BAHAN BAKAR BUJURSANGKAR ATAU HEKSAGONAL

ANALISIS SUB-BULUH PADA MODEL REAKTOR SUSUNAN BAHAN BAKAR BUJURSANGKAR ATAU HEKSAGONAL ANALISIS SUB-BULUH PADA MODEL REAKTOR SUSUNAN BAHAN BAKAR BUJURSANGKAR ATAU HEKSAGONAL ABSTRAK Analisis sub-buluh merupakan salah satu metode untuk menganalisis aspek termohidrolik pada reaktor atau penukar

Lebih terperinci

SIMULASI KARAKTERISTIK ALIRAN DAN SUHU FLUIDA PENDINGIN (H 2 O) PADA TERAS REAKTOR NUKLIR SMR (SMALL MODULAR REACTOR)

SIMULASI 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 terperinci

EVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN.

EVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN. EVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN Rizki Budi Rahayu 1, Riyatun 1, Azizul Khakim 2 1 Prodi Fisika, FMIPA, Universitas Sebelas Maret, Surakarta

Lebih terperinci

MENGGUNAKAN PERANGKAT LUNAK LABVIEW. Kussigit Santosa, Sudarno, Dedy Haryanto

MENGGUNAKAN PERANGKAT LUNAK LABVIEW. Kussigit Santosa, Sudarno, Dedy Haryanto RANCANG BANGUN SISTEM OTOMATISASI KATUP PADA UNTAI UJI BETA MENGGUNAKAN PERANGKAT LUNAK LABVIEW Kussigit Santosa, Sudarno, Dedy Haryanto Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN ABSTRAK

Lebih terperinci

ANALISIS TEGANGAN PADA SAMBUNGAN NOSEL MASUK DAN KELUAR BEJANA TEKAN REAKTOR DENGAN MEH

ANALISIS TEGANGAN PADA SAMBUNGAN NOSEL MASUK DAN KELUAR BEJANA TEKAN REAKTOR DENGAN MEH Anni Rahmat, dkk. ISSN 0216-3128 179 ANALISIS TEGANGAN PADA SAMBUNGAN NOSEL MASUK DAN KELUAR BEJANA TEKAN REAKTOR DENGAN MEH Anni Rahmat, Roziq Himawan Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, BATAN

Lebih terperinci

BAB IV HASIL ANALISA DAN PEMBAHASAN. 4.1 Pembangkit Listrik Tenaga Panas Bumi Single Flash System

BAB IV HASIL ANALISA DAN PEMBAHASAN. 4.1 Pembangkit Listrik Tenaga Panas Bumi Single Flash System 32 BAB IV HASIL ANALISA DAN PEMBAHASAN 4.1 Pembangkit Listrik Tenaga Panas Bumi Single Flash System PLTP Gunung Salak merupakan PLTP yang berjenis single flash steam system. Oleh karena itu, seperti yang

Lebih terperinci

EFEKTIFITAS PERPINDAHAN PANAS PADA DOUBLE PIPE HEAT EXCHANGER DENGAN GROOVE. Putu Wijaya Sunu*, Daud Simon Anakottapary dan Wayan G.

EFEKTIFITAS PERPINDAHAN PANAS PADA DOUBLE PIPE HEAT EXCHANGER DENGAN GROOVE. Putu Wijaya Sunu*, Daud Simon Anakottapary dan Wayan G. EFEKTIFITAS PERPINDAHAN PANAS PADA DOUBLE PIPE HEAT EXCHANGER DENGAN GROOVE Putu Wijaya Sunu*, Daud Simon Anakottapary dan Wayan G. Santika Department of Mechanical Engineering, Bali State Polytechnic,

Lebih terperinci

Endiah Puji Hastuti dan Sukmanto Dibyo

Endiah Puji Hastuti dan Sukmanto Dibyo VALIDASI PROGRAM PERHITUNGAN SHELL DAN TUBE UNTUK DESAIN PENUKAR KALOR REAKTOR RISET Endiah Puji Hastuti dan Sukmanto Dibyo ABSTRAK VALIDASI PROGRAM PERHITUNGAN SHELL DAN TUBE UNTUK DESAIN PENUKAR KALOR

Lebih terperinci

PEMROGRAMAN SISTEM AKUISISI DATA PENGUKURAN PADA FASILITAS EKSPERIMEN UNTUK SIMULASI PENDINGINAN CONTAINMENT. G. Bambang Heru, Sagino

PEMROGRAMAN SISTEM AKUISISI DATA PENGUKURAN PADA FASILITAS EKSPERIMEN UNTUK SIMULASI PENDINGINAN CONTAINMENT. G. Bambang Heru, Sagino PEMROGRAMAN SISTEM AKUISISI DATA PENGUKURAN PADA FASILITAS EKSPERIMEN UNTUK SIMULASI PENDINGINAN CONTAINMENT G. Bambang Heru, Sagino Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) BATAN ABSTRAK

Lebih terperinci

ANALISIS KINERJA COOLANT PADA RADIATOR

ANALISIS KINERJA COOLANT PADA RADIATOR ANALISIS KINERJA COOLANT PADA RADIATOR Alexander Clifford, Abrar Riza dan Steven Darmawan Program Studi Teknik Mesin, Fakultas Teknik Universitas Tarumanagara e-mail: Alexander.clifford@hotmail.co.id Abstract:

Lebih terperinci

BAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM

BAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM BAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM 3.1. Siklus Bahan Bakar Nuklir Siklus bahan bakar nuklir (nuclear fuel cycle) adalah rangkaian kegiatan yang meliputi pemanfaatan

Lebih terperinci

BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL

BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL PUSAT TEKNOLOGI AKSELERATOR DAN PROSES BAHAN Jl. Babarsari Kotak Pos 6101 Ykbb, Yogyakarta 55281, Tel (62)(0274) 488435 Ringkasan Laporan Pelaksanaan Kegiatan Tahap Pertama

Lebih terperinci

REAKTOR PEMBIAK CEPAT

REAKTOR 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 terperinci

PENGUJIAN KEANDALAN PEMBANGKIT UAP

PENGUJIAN KEANDALAN PEMBANGKIT UAP PENGUJIAN KEANDALAN PEMBANGKIT UAP RINGKASAN Pengujian keandalan pembangkit uap telah dilakukan selama 6 tahun sejak tahun 1975 dan dilanjutkan pada tahun 1993 sampai 1997. Natrium Phosphat yang digunakan

Lebih terperinci

Diterima editor 14 September 2009 Disetujui untuk dipublikasi 11 Januari 2010

Diterima editor 14 September 2009 Disetujui untuk dipublikasi 11 Januari 2010 I VERIFIKASI MODEL KONDENSASI PADA RELAP5/SCDAPSIM/MOD 3.4 Surip Widodo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - Badan Tenaga Nuklir Nasional Kawasan Puspiptek Serpong, Gedung 80, Tangerang, 15310

Lebih terperinci

Reactor Safety System and Safety Classification BAB I PENDAHULUAN

Reactor 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 terperinci

KRITERIA PENERIMAAN UNTUK KECELAKAAN INSERSI REAKTIVITAS PADA REAKTOR DAYA

KRITERIA PENERIMAAN UNTUK KECELAKAAN INSERSI REAKTIVITAS PADA REAKTOR DAYA Kriteria Penerimaan Untuk Kecelakaan ISSN : 0854-2910 Budi Rohman P2STPIBN-BAPETEN KRITERIA PENERIMAAN UNTUK KECELAKAAN INSERSI REAKTIVITAS PADA REAKTOR DAYA Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi

Lebih terperinci

TINJAUAN SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA TIPE PWR

TINJAUAN 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 terperinci

Pengaruh Penggunaan Baffle pada Shell-and-Tube Heat Exchanger

Pengaruh Penggunaan Baffle pada Shell-and-Tube Heat Exchanger Pengaruh Penggunaan Baffle pada Shell-and-Tube Heat Exchanger (Ekadewi Anggraini Handoyo Pengaruh Penggunaan Baffle pada Shell-and-Tube Heat Exchanger Ekadewi Anggraini Handoyo Dosen Fakultas Teknologi

Lebih terperinci

Sistem Kontrol Temperatur Air pada Proses Pemanasan dan Pendinginan dengan Pompa sebagai Pengoptimal

Sistem Kontrol Temperatur Air pada Proses Pemanasan dan Pendinginan dengan Pompa sebagai Pengoptimal ISSN 2302-8491 Jurnal Fisika Unand Vol. 5, No. 3, Juli 2016 222 Sistem Kontrol Temperatur Air pada Proses Pemanasan dan Pendinginan dengan Pompa sebagai Pengoptimal Heru Sagito Palka *, Meqorry Yusfi Jurusan

Lebih terperinci

ANALISIS COMPUTATIONAL FLUID DYNAMICS (CFD)

ANALISIS COMPUTATIONAL FLUID DYNAMICS (CFD) ANALISIS COMPUTATIONAL FLUID DYNAMICS (CFD) TERHADAP PROFIL TEMPERATUR UNTUK KONDENSASI STEAM ARAH CIRCUMFERENTIAL PADA PIPA KONSENTRIK HORISONTAL DENGAN ALIRAN PENDINGINAN SEARAH DI DALAM RUANG ANULAR

Lebih terperinci

DESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR

DESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR DESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR R. Sigit E.B. Prasetyo, Andang Widi Harto, Alexander Agung Program Studi Teknik Nuklir, Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik UGM ABSTRAK DESAIN

Lebih terperinci

REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)

REAKTOR 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 terperinci

TUGAS AKHIR EKSPERIMEN HEAT TRANSFER PADA DEHUMIDIFIER DENGAN AIR DAN COOLANT UNTUK MENURUNKAN KELEMBABAN UDARA PADA RUANG PENGHANGAT

TUGAS AKHIR EKSPERIMEN HEAT TRANSFER PADA DEHUMIDIFIER DENGAN AIR DAN COOLANT UNTUK MENURUNKAN KELEMBABAN UDARA PADA RUANG PENGHANGAT TUGAS AKHIR EKSPERIMEN HEAT TRANSFER PADA DEHUMIDIFIER DENGAN AIR DAN COOLANT UNTUK MENURUNKAN KELEMBABAN UDARA PADA RUANG PENGHANGAT Diajukan sebagai syarat dalam mencapai gelar Sarjana Strata Satu (S1)

Lebih terperinci

BAB IV PEMODELAN POMPA DAN ANALISIS

BAB IV PEMODELAN POMPA DAN ANALISIS BAB IV PEMODELAN POMPA DAN ANALISIS Berdasarkan pemodelan aliran, telah diketahui bahwa penutupan LCV sebesar 3% mengakibatkan perubahan kondisi aliran. Kondisi yang paling penting untuk dicermati adalah

Lebih terperinci

PERHITUNGAN AWAL DESAIN TERMAL PENUKAR PANAS SISTEM PENDINGIN RRI-50

PERHITUNGAN AWAL DESAIN TERMAL PENUKAR PANAS SISTEM PENDINGIN RRI-50 PERHITUNGAN AWAL DESAIN TERMAL PENUKAR PANAS SISTEM PENDINGIN RRI-50 Sukmanto Dibyo, Gregorius Bambang Heru, Pusat Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir sukdibyo@gmail.com ABSTRAK PERHITUNGAN AWAL DESAIN

Lebih terperinci

ANALISIS PERUBAHAN TEKANAN VAKUM KONDENSOR TERHADAP KINERJA KONDENSOR DI PLTU TANJUNG JATI B UNIT 1

ANALISIS PERUBAHAN TEKANAN VAKUM KONDENSOR TERHADAP KINERJA KONDENSOR DI PLTU TANJUNG JATI B UNIT 1 EKSERGI Jurnal Teknik Energi Vol No. 2 Mei 214; 65-71 ANALISIS PERUBAHAN TEKANAN VAKUM KONDENSOR TERHADAP KINERJA KONDENSOR DI PLTU TANJUNG JATI B UNIT 1 Anggun Sukarno 1) Bono 2), Budhi Prasetyo 2) 1)

Lebih terperinci

BAB II TINJAUAN PUSTAKA

BAB II TINJAUAN PUSTAKA BAB II TINJAUAN PUSTAKA 2.1 Pengeringan Pengeringan adalah proses mengurangi kadar air dari suatu bahan [1]. Dasar dari proses pengeringan adalah terjadinya penguapan air ke udara karena perbedaan kandungan

Lebih terperinci

STUDI KARAKTERISTIK PEMBENTUKAN UAP DALAM PEMBANGKIT UAP HELIKAL PADA REAKTOR MODULAR DAYA KECIL

STUDI KARAKTERISTIK PEMBENTUKAN UAP DALAM PEMBANGKIT UAP HELIKAL PADA REAKTOR MODULAR DAYA KECIL ISSN 1411 240X Studi Karakteristik Pembentukan Uap dalam Pembangkit... (Susyadi) STUDI KARAKTERISTIK PEMBENTUKAN UAP DALAM PEMBANGKIT UAP HELIKAL PADA REAKTOR MODULAR DAYA KECIL Susyadi, Hendro Tjahjono,

Lebih terperinci

STUDI EKSPERIMENTAL PENGARUH VARIASI PITCH COILED TUBE TERHADAP NILAI HEAT TRANSFER DAN PRESSURE DROP PADA HELICAL HEAT EXCHANGER ALIRAN SATU FASA

STUDI EKSPERIMENTAL PENGARUH VARIASI PITCH COILED TUBE TERHADAP NILAI HEAT TRANSFER DAN PRESSURE DROP PADA HELICAL HEAT EXCHANGER ALIRAN SATU FASA A.10. Studi Eksperimental Pengaruh Variasi Pitch Coiled Tube... (Rianto Wibowo) STUDI EKSPERIMENTAL PENGARUH VARIASI PITCH COILED TUBE TERHADAP NILAI HEAT TRANSFER DAN PRESSURE DROP PADA HELICAL HEAT EXCHANGER

Lebih terperinci

INVESTIGASI KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIKA TERAS REAKTOR DAYA KECIL DENGAN PENDINGINAN SIRKULASI ALAM MENGGUNAKAN RELAP5

INVESTIGASI KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIKA TERAS REAKTOR DAYA KECIL DENGAN PENDINGINAN SIRKULASI ALAM MENGGUNAKAN RELAP5 ISSN 1411 240X Investigasi Karakteristik Termohidrolika Teras... (Susyadi) INVESTIGASI KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIKA TERAS REAKTOR DAYA KECIL DENGAN PENDINGINAN SIRKULASI ALAM MENGGUNAKAN RELAP5 Susyadi,

Lebih terperinci

ANALISIS DESAIN PROSES SISTEM PENDINGIN PADA REAKTOR RISET INOVATIF 50 MW

ANALISIS DESAIN PROSES SISTEM PENDINGIN PADA REAKTOR RISET INOVATIF 50 MW ISSN 1411 240X Analisis Desain Proses Sistem Pendingin... (Sukmanto Dibyo) ANALISIS DESAIN PROSES SISTEM PENDINGIN PADA REAKTOR RISET INOVATIF 50 MW Sukmanto Dibyo, Endiah P.H, Ign. Djoko Irianto Pusat

Lebih terperinci

L untuk 4 ss o i PROSIDING SEMINAR. kalor dapat. didih. (boiling. diklasifikasikan. saturasi (1) menjadi dua. benda yaitu. diperlihatkan (2) dengan,

L 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 terperinci

ANALISIS DESAIN ECCS TERHADAP FREKUENSI KERUSAKAN TERAS PADA PWR

ANALISIS 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 terperinci