ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5
|
|
- Siska Susman
- 7 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 Sukmanto Dibyo ISSN ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5 Sukmanto Dibyo PTRKN- BATAN, sukdibyo@batan.go.id 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
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 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 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 terperinciPEMODELAN MULTI-KANAL TUBE-SIDE PADA PEMBANGKIT UAP PLTN 1000 MW
Sukmanto Dibyo ISSN 0216-3128 51 PEMODELAN MULTI-KANAL TUBE-SIDE PADA PEMBANGKIT UAP PLTN 1000 MW Sukmanto Dibyo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Gedung 80 kawasan Puspiptek Serpong
Lebih terperinciANALISIS 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 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 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 terperinciANALISIS 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 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 terperinciSIMULASI 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 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 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 terperinciSTUDI 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 terperinciAPLIKASI 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 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 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 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 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 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 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 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 terperinciSTUDI KARAKTERISTIK ALIRAN PADA TUJUH SILINDER VERTIKAL DENGAN SUSUNAN HEKSAGONAL DALAM REAKTOR NUKLIR MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM FLUENT
Studi Karakteristik Aliran pada Tujuh Silinder Vertika dengan Susunan Heksagonal (A. Septilarso, et al) STUDI KARAKTERISTIK ALIRAN PADA TUJUH SILINDER VERTIKAL DENGAN SUSUNAN HEKSAGONAL DALAM REAKTOR NUKLIR
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 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 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 terperinciEVALUASI 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 terperinciEfek 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 terperinciANALISIS 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 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 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 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 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 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 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 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 terperinciANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K ABSTRAK ABSTRACT
ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K Sri Sudadiyo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K.
Lebih terperinciJURNAL 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 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 terperinciKARAKTERISTIK TERMOHIDROLIK REAKTOR TRIGA 2000 UNTUK KONDISI 110 PERSEN DAYA NORMAL
KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIK REAKTOR TRIGA 2000 UNTUK KONDISI 110 PERSEN DAYA NORMAL Rosalina Fiantini dan Efrizon Umar Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri, BATAN, Jl. Tamansari No.71, Bandung 40132
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 terperinciPENINGKATAN 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 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 terperinciKARAKTERISTIKA PERPINDAHAN PANAS TABUNG COOLER PADA FASILITAS SIMULASI SISTEM PASIF MENGGUNAKAN ANSYS
KARAKTERISTIKA PERPINDAHAN PANAS TABUNG COOLER PADA FASILITAS SIMULASI SISTEM PASIF MENGGUNAKAN ANSYS Erlanda Kurnia 1, Giarno 2, G.B. Heru K 2, Joko Prasetio 2, Mulya Juarsa 2 1 Jurusan Teknik Mesin Fakultas
Lebih terperinciPEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL TERMOHIDROLIK SUBKANAL PENDINGIN REAKTOR LWR
PEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL TERMOHIDROLIK SUBKANAL PENDINGIN REAKTOR LWR Muhammad Khoiri 1, Tri Wulan Tjiptono 2, Adhi Prihastomo 3 1.Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-Badan Tenaga Nuklir
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 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 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 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 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 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 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 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 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 terperinciRANCANG BANGUN TEMPORARY AIR CONDITIONER BERBASIS PENYIMPANAN ENERGI TERMAL ES
ISSN : 2355-9365 e-proceeding of Engineering : Vol.4, No.3 Desember 2017 Page 3837 RANCANG BANGUN TEMPORARY AIR CONDITIONER BERBASIS PENYIMPANAN ENERGI TERMAL ES DESIGN AND CONSTRUCTION OF TEMPORARY AIR
Lebih terperinciANALISIS 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 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 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 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 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 terperinciVERIFIKASI 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 terperinciAnalisis 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 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 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 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 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 terperinciPEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM ABSTRAK
PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM Ign. Djoko Irianto Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) BATAN ABSTRAK PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI
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 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 terperinciPERPINDAHAN PANAS PIPA KALOR SUDUT KEMIRINGAN
PERPINDAHAN PANAS PIPA KALOR SUDUT KEMIRINGAN 0 o, 30 o, 45 o, 60 o, 90 o I Wayan Sugita Jurusan Teknik Mesin, Fakultas Teknik, Universitas Negeri Jakarta e-mail : wayan_su@yahoo.com ABSTRAK Pipa kalor
Lebih terperinciBADAN 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 terperinciEVALUASI 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 terperinciOPTIMASI 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 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 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 terperinciAnalisis Perpindahan Panas Pada Cooler Tank FASSIP - 01
Jurnal METTEK Volume 3 No 1 (2017) pp 11 20 ISSN 2502-3829 ojs.unud.ac.id/index.php/mettek Analisis Perpindahan Panas Pada Cooler Tank FASSIP - 01 Aprianto Tangkesalu 1)*, I.G.B Wijaya Kusuma 2) dan I
Lebih terperinciMENGGUNAKAN 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 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 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 terperinciKarakteristik 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 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 terperinciPERHITUNGAN 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 terperinciPEMETAAN 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 terperinciSIMULASI 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 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 terperinciPENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati
PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2 Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati ABSTRAK PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Elemen bakar merupakan salah
Lebih terperinciEndiah 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 terperinciEVALUASI 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 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 terperinciAPLIKASI PROGRAM CHEMCAD UNTUK DESAIN PEMBANGKIT UAP PWR. Sukmanto Dibyo
APLIKASI PROGRAM CHEMCAD.6.1.4 UNTUK DESAIN PEMBANGKIT UAP PWR Sukmanto Dibyo ABSTRAK APLIKASI PROGRAM CHEMCAD.6.1.4 UNTUK DESAIN PEMBANGKIT UAP PWR. Pada komponen sistem pendingin PWR (Pressurized Water
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 terperinciHASIL PERHITUNGAN DAN ANALISIS
Bab 5 HASIL PERHITUNGAN DAN ANALISIS 5.1 Data Spesi kasi GCFR No Parameter Spesi kasi 1 Power 600 MW th 2 Power density teras reaktor 100 MW=m 3 3 Power density rata-rata 55 MW=m 3 4 Tekanan pendingin
Lebih terperinciBAB 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 terperinciANALISIS KINERJA PRECOOLER PADA SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK PROSES DESALINASI
ANALISIS KINERJA PRECOOLER PADA SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK PROSES DESALINASI Ign. Djoko Irianto Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang
Lebih terperinciEFEKTIFITAS 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 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 terperinciPEMROGRAMAN 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 terperinciSTUDI 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 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 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 terperinci