Kata kunci: analisis transient aliran, SSSR, aliran sirkulasi alam, loop primer, kondisi normal.
|
|
- Yenny Susanti Irawan
- 6 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal ISSN X ANALISIS TRANSIEN ALIRAN PENDINGIN SMALL SIMPLE AND SAFE REACTOR TANPA POSTULASI KECELAKAAN Enjang Ruhiat, Andang Widi Harto, Alexander Agung Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada Jl. Grafika 2, Yogyakarta ABSTRAK Telah dilakukan analisis transient aliran pendingin pada sistem primer Small Simple And Safe Reactor (SSSSR) tanpa postulasi kecelakaan. Dalam penelitian ini digunakan program simulasi Simulink. Reaktor ini menggunakan konsep integral di mana teras dan alat penukar kalor berada dalam satu bejana. Analisis dilakukan dengan pendekatan kuasistatik yang mengkopling persamaan kinetika reaktor titik dan termal hidrolik untuk mengevaluasi masih dapat terjadinya aliran pendingin secara alami ketika perubahan daya terjadi yang dilakukan melalui penyisipan dan penarikan batang kendali. Hasil analisis menunjukkan bahwa sirkualsi pendingin secara alami pada SSSR masih dapat terjadi ketika daya mengalami perubahan pada rentang antara 74% sampai dengan 125% daya nominal, di mana laju alir mengalami perubahan pada rentang antara 840 kg/s sampai dengan 908 kg/s. Ketika transient aliran pendingin terjadi, proses pengambilan panas dari teras masih dapat berlangsung secara efektif serta batasan termal tidak terlampaui. Kata kunci: analisis transient aliran, SSSR, aliran sirkulasi alam, loop primer, kondisi normal. ABSTRACT A coolant flow transient analysis of Small Simple and Safe Reactor (SSSR) primary coolant loop without any postulated accidents has been performed. The simulation was performed by using Simulink. The reactor uses the integral concept where core and heat exchanger are located in a vessel. Analysis was conducted by quasi-static approximation of coupled point kinetics and thermal hydraulics to evaluate the natural circulation ability when the power change occurs due to control rod insertion and withdrawal. The result indicates that natural circulation cooling on SSSR still can be achieved when the reactor power change in the range between 74% and 125% of nominal power, where coolant flowrate change in the range between 840 kg/s and 908 kg/s. When the coolant flow transient occur heat removal proces still can be achieved efectively and thermal design margin is not exceeded. Keywords: flow transient analysis, SSSR, natural circulation flow, primary loop, normal condition. PENDAHULUAN Masalah pemenuhan kebutuhan energi di negara kita salah satunya ditandai dengan masih rendahnya rasio elektrifikasi yaitu sekitar 60% [1]. Hampir 40% penduduk yang belum dapat memanfaatkan energi listrik tersebut berada di wilayah-wilayah terpencil. Pada wilayah tersebut, umumnya belum terdapat jaringan listrik terpusat sehingga reaktor nuklir berdaya kecil merupakan solusi tepat untuk wilayah terpencil Indonesia [2]. Small Simple and Safe Reactor (SSSR) merupakan reaktor nuklir tipe LWR berdaya rendah (50 MWth). Simplifikasi desain SSSR meliputi penggunaan sirkulasi alam (natural circulation) untuk fluida primer pendingin reaktor. Peningkatan keselamatan dilakukan dengan meningkatkan margin keselamatan, yaitu menurunkan densitas daya menjadi kurang dari separuh dari densitas daya PWR sekarang yaitu sekitar 21 kw/l serta menurunkan tekanan operasi menjadi sekitar 4,6163 MPa. 126
2 ISSN X Analisis Transien Aliran Pendingin... (Enjang Ruhiat) Peningkatan keselamatan dilakukan dengan penggunaan desain integral, yaitu teras reaktor dan alat penukar kalor diletakkan dalam satu bejana. Hal ini dimaksudkan untuk mengurangi peluang terjadinya Loss of Coolant Accident (LOCA) [3] berskala besar. Penggunaan sirkulasi pendingin secara alami di samping sebagai penyederhanaan juga dimaksudkan untuk meningkatkan keselamatan, yaitu dengan mereduksi peluang Loss of Flow Accident (LOFA) yang disebabkan oleh kegagalan pompa sirkulasi. Dalam penelitian ini dianalisis unjuk kerja sistem primer reaktor pada kondisi normal, yaitu mengamati pengaruh perubahan daya terhadap kestabilan aliran sirkulasi alam dan pengaruhnya terhadap suhu pendingin, kelongsong, dan bahan bakar. Metode yang digunakan adalah aplikasi Matlab-Simulink untuk memodelkan sistem yang dianlisis. Persamaan kinetika reaktor titik dan termal hidrolik dengan pendekatan kuasistatik dikopel dan dipecahkan secara serempak. METODE PERHITUNGAN 1. Skematik SSSR ditunjukkan dalam Gambar 1 dan data teras ditunjukkan dalam Tabel Gambar 1. Diagram skematik SSSR 127
3 J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal ISSN X 1. Teras reaktor 2. Reflektor 3. Penyangga atas 4. Penyangga bawah 5. Perisai radiasi 6. Downcomer 7. Pengarah aliran bawah 8. Pengarah batang kendali 9. Chimney 10. Alat penukar kalor utama Keterangan : 11. Alat penukar kalor reaktor padam 12. Selubung teras dan pemisah aliran 13. Pemanas listrik 14. Ruang uap 15. Bejana reaktor 16. Tangki air bertekanan 17. Penyangga reaktor atas 18. Isolator gas 19. Perisai beton 20. MPWPS (Multi Purpose Water Pool System) 21. Kondenser pasif 22. Katup isolasi gas 23. Pengungkung (Containtment) 24. Saluran air bawah 25. Katup masukan pendingin darurat 26. Katup keluaran pendingin darurat 27. Penyangga reaktor bagian tengah dan penyekat ruang isolator gas 128 Daya termal Tabel 1. Data teras SSSR Parameter Dimensi 50 MWth Mass flowrate 900 kg/s Faktor pemuncakkan aliran pendingin 1,2 Tekanan operasi 46,16 bar Faktor pemuncakkan daya radial 1,2 Faktor pemuncakkan daya aksial 1,57 Jumlah assembly 121 Jumlah batang bahan bakar per assembly 54 Tebal reflektor aksial Tebal reflektor radial Tebal reflektor ekstrpolasi Tinggi teras aktif (L C ) Tinggi teras ekstrapolasi (L' C ) 20 cm 20 cm 22, cm 140 cm 144, cm Jari-jari teras (R C ) 72,5 Jari-jari teras ekstrapolasi (R' C ) Diameter pin Jarak pitch (S) Wetted Perimeter (P) 74, cm 12 mm 13 mm 20,42 mm Tampang lintang saluran (A c ) 16,63 mm 2 Diameter ekuivalen (D e ) Panjang ekstrpolasi 3,25 mm 2, cm
4 ISSN X Analisis Transien Aliran Pendingin... (Enjang Ruhiat) Luas total bahan bakar 7389,77990 cm 2 Luas aliran teras 9123,21648 cm 2 Jari-jari pelet (R F ) 5,5 mm Tebal gap (δ G ) 0,1 mm Tebal kelongsong (δ C ) 0,4 mm Suhu masukan C Suhu keluaran (T keluaran /T saturasi ) C Entalpi cair saturasi (hl) 1129,86468 kj/kg Entalpi uap saturasi (hg) 2797,19204 kj/kg Entalpi penguapan (hfg) 1667,32735 kj/kg Densitas UO 2 (ρ F ) kg/m 3 Konduktivitas termal pelet (k F ) 6,0585 W/mK Massa total pelet (M F ) 9, kg Koefisien perpindahan panas gap (U G ) 5678 W/m 2 K Konduktivitas termal kelongsong 17,31 W/mK Dalam penelitian ini digunakan aplikasi Matlab-Simulink untuk memodelkan sistem yang dianlisis. Persamaan kinetika reaktor titik dan termal hidrolik dengan pendekatan kuasistatik dikopel dan dipecahkan secara serempak. Dalam hal ini nilai parameter termal hidrolik yang diperhitungkan adalah nilai reratanya, sesuai dengan pendekatan kinetika reaktor titik. Tabel 2 menunjukkan dimensi komponen sistem primer dan Gambar 2 menunjukkan diagram model perhitungan teras SSSR. Tabel 2. Dimensi komponen sistem primer Komponen Tinggi (m) Diameter ekuivalen (m) Reflektor atas 0,2 0,00326 Penyangga teras atas 0,2 0,00326 Chimney 5,836 0,12776 Struktur atas HE 0,5440 0,54401 Struktur bawah HE 0,5440 0,54401 Downcomer 1,7481 0,12 Penyangga atas perisai termal 0,2 0,09 Perisai termal 1,8 0,09 Penyangga bawah perisai termal 0,2 0,09 Penyangga teras bawah 0,2 0,0032 Reflektor bawah 0,200 0,0032 Heat exchanger 3,000 0,
5 J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal ISSN X Gambar 2. Model sistem dalam simulasi HASIL DAN PEMBAHASAN Simulasi Penyisipan Batang Kendali Pada simulasi penyisipan batang kendali diasumsikan pada keadaan awal, reaktor berada pada kondisi kritis dengan parameter seperti ditunjukkan dalam Tabel 3. Tabel 3. Kondisi awal pada simulasi penyisipan batang kendali Parameter Besaran Daya nominal (full power) yaitu (MWt) 50 Laju alir pendingin (kg/s) 900 Suhu rerata pendingin (K) 530,49 Suhu rerata kelongsong bagian luar (K) 539,38 Suhu rerata kelongsong bagian dalam (K) 542,85 Suhu rerata pelet bahan bahan bakar (K) 606,54 Suhu rerata maksimum (pusat) bahan bakar (K) 642,4 Posisi batang kendali dari bagian atas teras (cm) 0 Pada t = 0 batang kendali disispkan ke dalam teras reaktor sejauh 25 cm dari atas teras. Penyisipan batang kendali dilakukan dengan kecepatan berbeda yaitu 0,5, 1, 2,5, dan 5 mm/s. Simulasi dilakukan untuk kondisi transien selama 900 s. Hasil yang diperoleh dapat dilihat pada Gambar 3, 4, dan
6 ISSN X Analisis Transien Aliran Pendingin... (Enjang Ruhiat) Gambar 3. Perubahan daya dan reaktivitas pada simulasi penyisipan batang kendali Gambar 4. Perubahan suhu rerata teras pada simulasi penyisipan batang kendali 131
7 J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal ISSN X Gambar 5. Perubahan MDNBR, kualitas uap keluaran teras, pressure drop, laju alir pendingin pada simulasi penyisipan batang kendali. Penyisipan batang kendali sejauh 25 cm menghasilkan perubahan reaktivitas sebesar k/k dan penurunan daya menjadi 37,2 MWt dalam waktu 900 s. Umpan balik reaktivitas positif memberikan pengurangan reaktivitas negatif batang kendali, sehingga reaktivitas total menjadi nol dan daya reaktor berada pada kondisi kesetimbangan yang baru. Pada kondisi transien perlu diestimasi juga fluks kalor DNB dan nilai MDNBR. Nilai fluks kalor DNB diestimasi dengan korelasi Levitan-Lantsman [4]. Pada saat daya mengalami penurunan, nilai MDNBR mengalami kenaikan. Hal ini dapat dilihat pada Gambar 5. Kenaikan nilai MDNBR ini menunjukkan fluks kalor semakin jauh dari fluks kalor DNB. Ketika daya turun hingga 37,2 MWt kualitas uap keluaran teras turun hingga 1,28%. Penurunan kualitas uap ini berakibat pada penurunan beda densitas pendingin antara komponen zona dua fase dan satu fase, akibatnya driving force aliran sirkulasi alam mengalami penurunan dan laju alir pendingin mengalami penurunan sebagaimana dapat dilihat pada Gambar 5. Laju alir pendingin turun hingga 840 kg/s. Profil penurunan laju alir sesuai dengan penurunan daya reaktor. Sirkulasi alam masih dapat terjadi ketika daya turun hingga sekitar 37 MWt atau sekitar 74% dari daya nominal dengan laju alir sekitar 840 kg/s atau 93% laju alir pada daya nominal. Simulasi Penarikan Batang Kendali Pada simulasi penarikan batang kendali diasumsikan pada keadaan awal reaktor berada pada kondisi kritis dengan parameter seperti pada Tabel
8 ISSN X Analisis Transien Aliran Pendingin... (Enjang Ruhiat) Tabel 4. Kondisi awal pada simulasi penarikan batang kendali Parameter Besaran Daya nominal (full power) yaitu (MWth) 50 Laju alir pendingin (kg/s) 900 Suhu rerata pendingin (K) 530,49 Suhu rerata kelongsong bagian luar (K) 539,38 Suhu rerata kelongsong bagian dalam (K) 542,85 Suhu rerata pelet bahan bahan bakar adalah (K) 606,54 Suhu rerata maksimum (pusat) bahan bakar (K) 642,4 Posisi batang kendali dari bagian atas teras (cm) 5 Pada t = 0 batang kendali ditarik dari posisi 25 cm dari atas teras, hingga keluar teras. Penarikan batang kendali juga dilakukan dengan kecepatan berbeda sebagaimana pada simulasi penyisipan batang kendali. Berdasarkan Gambar 6, penarikan batang kendali menghasilkan perubahan reaktivitas sebesar 4, k/k selama 900 s mengakibatkan daya naik menjadi sekitar 62,6 MWt. Pengaruh kenaikan daya terhadap kenaikan suhu rerata pendingin, kelongsong, dan bahan bakar dapat dilihat pada Gambar 7. Ketika daya mengalami kenaikan terbesar hingga 62,6 MWt atau sekitar 125% daya nominal, suhu rerata pendingin hanya mengalami kenaikan 0,18 K. Suhu rerata kelongsong bagian luar dan dalam mengalami kenaikan masing-masing 1,8 K dan 2,3 K. Gambar 6. Perubahan daya dan reaktivitas pada simulasi penarikan batang kendali 133
9 J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal ISSN X Gambar 7. Perubahan suhu rerata teras pada simulasi penarikan batang kendali Ketika daya reaktor mengalami kenaikan hingga 125% daya nominal, nilai MDNBR masih sekitar 16,6 sehingga reaktor masih selamat. Pada Gambar 8 dapat dilihat bahwa laju alir pendingin mengalami kenaikan sekitar 7,8 kg/s dari nilai nominal pada selang waktu antara 0 sampai dengan sekitar 200 s. Selanjutnya setelah selang waktu tersebut hingga sekitar 500 s laju alir pendingin mengalami penurunan. Setelah selang waktu tersebut nilai laju alir pendingin mulai stabil pada nilai sekitar 902 kg/s. Gambar 8. Perubahan MDNBR, kualitas uap keluaran teras, pressure drop, laju alir pendingin pada simulasi penarikan batang kendali 134
10 ISSN X Analisis Transien Aliran Pendingin... (Enjang Ruhiat) Sedangkan untuk pressure drop terjadi sedikit fluktuasi pada selang waktu antara 0 sampai dengan sekitar 80 s. Setelah selang waktu tersebut nilai pressure drop total stabil pada nilai sekitar 0 Pa sebagaimana dapat dilihat pada Gambar 8. Dengan demikian berdasarkan hasil simulasi di atas sirkulasi alam masih dapat terjadi ketika daya mengalami kenaikan sampai dengan 125% daya nominal dan proses pengambilan panas oleh pendingin masih dapat berlangsung secara efektif dan batasan termal tidak terlampaui. KESIMPULAN DAN SARAN Kesimpulan dari penelitian ini adalah sirkulasi pendingin secara alami pada SSSR dapat diperoleh ketika daya mengalami perubahan pada rentang antara 74% sampai dengan 125% daya nominal, dan proses pengambilan panas dari teras masih dapat berlangsung secara efektif serta batasan termal tidak terlampaui. DAFTAR PUSTAKA 1. PERDANAHARI, E., Peran dan Prospek PLTN dalam Kebijakan Energi Nasional, Prosiding Seminar Nasional ke-12 Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir, Yogyakarta, HARTO, A.W., Desain Neutronik Teras Reaktor Tipe Small Simple Safe Reactor (SSSR), Prosiding Seminar Nasional ke-12 Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir, Yogyakarta, EL-WAKIL, M.M., Nuclear Heat Transport, American Nuclear Society, La Grange Park, USA, ANGLART, HENRYK, Thermal-Hydraulic Analysis of Two-Phase Flows in Heated Channel, Lecture No. 8, Lectures on Applied Reactor Technology and Nuclear Power Safety, Nuclear Reactor Technology Division Department of Energy Technology Kungle Tekniska Högskolan, Sweden, Spring
DESAIN KONSEP TANGKI PENAMPUNG BAHAN BAKAR PASSIVE COMPACT MOLTEN SALT REACTOR
ISSN 1411 40X DESAIN KONSEP TANGKI PENAMPUNG BAHAN BAKAR PASSIVE COMPACT MOLTEN SALT REACTOR A.Hadiwinata, A.Widiharto, Sihana Program Studi Teknik Nuklir, Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik Universitas
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 terperinciDESAIN 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 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 terperinciRISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK
RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK RINGKASAN Apabila ada sistem perpipaan reaktor pecah, sehingga pendingin reaktor mengalir keluar, maka kondisi ini disebut kecelakaan
Lebih terperinciANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5
Sukmanto Dibyo ISSN 0216-3128 197 ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5 Sukmanto Dibyo PTRKN- BATAN, E-mail : sukdibyo@batan.go.id ABSTRAK ANALISIS KARAKTERISTIKA
Lebih 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 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 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 terperinciPengaruh Densitas Arus Listrik Terhadap Kinerja Sistem Elektrolisis Air Suhu Tinggi Menggunakan Molten Salt Nuclear Reactor (MSR)
Pengaruh Densitas Arus Listrik Terhadap Kinerja Sistem Elektrolisis Air Suhu Tinggi Menggunakan Molten Salt Nuclear Reactor (MSR) Andang Widi Harto 1), Arnoldus Lambertus Dipu 2), Alexander Agung 3) 1)
Lebih terperinciANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA. Mohammad Taufik *
ANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA Mohammad Taufik * ABSTRAK ANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA. Telah dilakukan simulasi untuk melakukan analisa keselamatan
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 terperinciKRITERIA 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 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN I.1.
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Penggunaan energi surya dalam berbagai bidang telah lama dikembangkan di dunia. Berbagai teknologi terkait pemanfaatan energi surya mulai diterapkan pada berbagai
Lebih terperinciREAKTOR PEMBIAK CEPAT
REAKTOR PEMBIAK CEPAT RINGKASAN Elemen bakar yang telah digunakan pada reaktor termal masih dapat digunakan lagi di reaktor pembiak cepat, dan oleh karenanya reaktor ini dikembangkan untuk menaikkan rasio
Lebih 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 terperinciCONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI. Kejadian Awal Terpostulasi. No. Kelompok Kejadian Kejadian Awal
LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA CONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI Kejadian Awal Terpostulasi No. Kelompok
Lebih terperinciLAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA
LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA - 2 - CONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI Kejadian Awal Terpostulasi No. Kelompok
Lebih terperinciOPTIMASI UKURAN TERAS DAN DAYA TERMAL TERHADAP TINGKAT SIRKULASI ALAMIAH BAHAN PENDINGIN Pb-Bi PADA REAKTOR CEPAT
OPTIMASI UKURAN TERAS DAN DAYA TERMAL TERHADAP TINGKAT SIRKULASI ALAMIAH BAHAN PENDINGIN Pb-Bi PADA REAKTOR CEPAT Sri Oktamuliani dan Dian itriyani Jurusan isika Universitas Andalas Kampus Limau Manis
Lebih terperinciREAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR)
REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR) RINGKASAN Reaktor Grafit Berpendingin Gas (Gas Cooled Reactor, GCR) adalah reaktor berbahan bakar uranium alam dengan moderator grafit dan berpendingin
Lebih terperinciANALISIS 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 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 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 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 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 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 terperinciPENGARUH VARIASI BAHAN PENDINGIN JENIS LOGAM CAIR TERHADAP KINERJA TERMALHIDROLIK PADA REAKTOR CEPAT
PENGARUH VARIASI BAHAN PENDINGIN JENIS LOGAM CAIR TERHADAP KINERJA TERMALHIDROLIK PADA REAKTOR CEPAT Nevi Haryani, Dian Fitriyani Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas e-mail: neviharya31@gmail.com
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 terperinciBAB IV PENGOLAHAN DATA
BAB IV PENGOLAHAN DATA 4.1 Perhitungan Daya Motor 4.1.1 Torsi pada poros (T 1 ) T3 T2 T1 Torsi pada poros dengan beban teh 10 kg Torsi pada poros tanpa beban - Massa poros; IV-1 Momen inersia pada poros;
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 DAN KRITERIA PENERIMAAN
SALINAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2012 TENTANG DESAIN PROTEKSI BAHAYA INTERNAL SELAIN KEBAKARAN DAN
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciLampiran 1. Perhitungan kebutuhan panas
LAMPIRAN 49 Lampiran 1. Perhitungan kebutuhan panas 1. Jumlah Air yang Harus Diuapkan = = = 180 = 72.4 Air yang harus diuapkan (w v ) = 180 72.4 = 107.6 kg Laju penguapan (Ẇ v ) = 107.6 / (32 x 3600) =
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 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 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 terperinciReactor Safety System and Safety Classification BAB I PENDAHULUAN
DAFTAR ISI BAB I PENDAHULUAN... 1 1.1. Tujuan Keselamatan... 3 1.2. Fungsi Keselamatan Dasar... 3 1.3. Konsep Pertahanan Berlapis... 6 BAB II SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA PWR DAN BWR... 1 2.1. Pendahuluan...
Lebih terperinciPEMODELAN 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 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 terperinciTUGAS AKHIR PERCOBAAN KUALITAS ETHYLENE DAN AIR PADA ALAT PERPINDAHAN PANAS DENGAN SIMULASI ALIRAN FLUIDA
PERCOBAAN KUALITAS ETHYLENE DAN AIR PADA ALAT PERPINDAHAN PANAS DENGAN SIMULASI ALIRAN FLUIDA Diajukan Guna Melengkapi Sebagian Syarat Dalam Mencapai Gelar Sarjana Strata Satu (S1) Disusun Oleh : Nama
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 terperinciANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF
Yogyakarta, Rabu, 11 September 013 ANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF Pusat Reaktor Serba Guna BATAN prsg@batan.go.id ABSTRAK ANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF. Power
Lebih terperinciPARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL
LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN... TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA PARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL
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 terperinciDitulis Guna Melengkapi Sebagian Syarat Untuk Mencapai Jenjang Sarjana Strata Satu (S1) Jakarta 2015
UNIVERSITAS GUNADARMA FAKULTAS TEKNOLOGI INDUSTRI ANALISIS SISTEM PENURUNAN TEMPERATUR JUS BUAH DENGAN COIL HEAT EXCHANGER Nama Disusun Oleh : : Alrasyid Muhammad Harun Npm : 20411527 Jurusan : Teknik
Lebih terperinciBADAN 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 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 terperinciEVALUASI KESELAMATAN REAKTOR AIR MENDIDIH (BWR) DALAM PENGAWASAN REAKTOR DAYA
EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR AIR MENDIDIH (BWR) DALAM PENGAWASAN REAKTOR DAYA Oleh: Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir
Lebih terperinciDAFTAR STANDAR KOMPETENSI TENAGA TEKNIK KETENAGALISTRIKAN BIDANG PEMBANGKITAN TENAGA NUKLIR
DAFTAR STANDAR KOMPETENSI TENAGA TEKNIK KETENAGALISTRIKAN BIDANG PEMBANGKITAN TENAGA NUKLIR BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL 2010 DAFTAR ISI SUB BIDANG OPERASI LEVEL 1 Kode Unit : KTL.PO.28.101.01 Judul Unit
Lebih terperinciSYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA
SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA PENDAHULUAN Disamping sebagai senjata nuklir, manusia juga memanfaatkan energi nuklir untuk kesejahteraan umat manusia. Salah satu pemanfaatan energi nuklir secara
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 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 terperinciANALISIS DESAIN ECCS TERHADAP FREKUENSI KERUSAKAN TERAS PADA PWR
ANALISIS DESAIN ECCS TERHADAP FREKUENSI KERUSAKAN TERAS PADA PWR D. T. Sony Tjahyani, Surip Widodo Bidang Pengkajian dan Analisis Keselamatan Reaktor Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN
Lebih terperinciSTUDI DESAIN KONSEPTUAL REAKTOR KECIL 200MWT DAN APLIKASI SIRKULASI ALAMIAH PADA SISTEM PENDINGINNYA. Pribadi Mumpuni Adhi dan Zaki Su ud *
STUDI DESAIN KONSEPTUAL REAKTOR KECIL 200MWT DAN APLIKASI SIRKULASI ALAMIAH PADA SISTEM PENDINGINNYA Pribadi Mumpuni Adhi dan Zaki Su ud * ABSTRAK STUDI DESAIN KONSEPTUAL REAKTOR KECIL 200MWT DAN APLIKASI
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 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 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 terperinciSTUDI PENGEMBANGAN DESAIN TERAS REAKTOR NUKLIR RISET 2 MWTH DENGAN ELEMEN BAKAR PLAT DI INDONESIA
STUDI PENGEMBANGAN DESAIN TERAS REAKTOR NUKLIR RISET 2 MWTH DENGAN ELEMEN BAKAR PLAT DI INDONESIA Anwar Ilmar Ramadhan 1*, Aryadi Suwono 1, Nathanael P. Tandian 1, Efrizon Umar 2 1 Kelompok Keahlian Konversi
Lebih terperinciPerancangan Termal Heat Recovery Steam Generator Sistem Tekanan Dua Tingkat Dengan Variasi Beban Gas Turbin
JURNAL TEKNIK ITS Vol. 6, No. 1, (2017) ISSN: 2337-3539 (2301-9271 Print) B-132 Perancangan Termal Heat Recovery Steam Generator Sistem Tekanan Dua Tingkat Dengan Variasi Beban Gas Turbin Anson Elian dan
Lebih terperinciPERANCANGAN TANGKI PEMANAS AIR TENAGA SURYA KAPASITAS 60 LITER DAN INSULASI TERMALNYA
PERANCANGAN TANGKI PEMANAS AIR TENAGA SURYA KAPASITAS 60 LITER DAN INSULASI TERMALNYA Rasyid Atmodigdo 1, Muhammad Nadjib 2, TitoHadji Agung Santoso 3 Program Studi S-1 Teknik Mesin, Fakultas Teknik, Universitas
Lebih terperinciINVESTIGASI 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 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 terperinciBAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi
BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi 3.1 Konfigurasi Teras Reaktor Spesifikasi utama dari HTTR diberikan pada tabel 3.1 di bawah ini. Reaktor terdiri
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 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 terperinciMETODOLOGI PENELITIAN. Waktu dan Tempat Penelitian. Alat dan Bahan Penelitian. Prosedur Penelitian
METODOLOGI PENELITIAN Waktu dan Tempat Penelitian Penelitian ini telah dilaksanakan dari bulan Januari hingga November 2011, yang bertempat di Laboratorium Sumber Daya Air, Departemen Teknik Sipil dan
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 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 terperinciBAB 3 METODOLOGI PENELITIAN
BAB 3 METODOLOGI PENELITIAN 3.1 Diagram Alir Penelitian Berikut adalah diagram alir penelitian konduksi pada arah radial dari pembangkit energy berbentuk silinder. Gambar 3.1 diagram alir penelitian konduksi
Lebih terperinciBAB 1 PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang
BAB 1 PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kebutuhan manusia akan tenaga listrik terus meningkat. Tenaga listrik digunakan pada berbagai lini kehidupan seperti rumah tangga, perkantoran, industri baik home industry,
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 Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX)
Jurnal Fisika Unand Vol. 5, No. 1, Januari 2016 ISSN 2302-8491 Analisis Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX) Nella Permata Sari 1,*, Dian Fitriyani,
Lebih terperinciBAB II LANDASAN TEORI
BAB II LANDASAN TEORI 2.1 Pengertian Umum Mesin pendingin atau kondensor adalah suatu alat yang digunakan untuk memindahkan panas dari dalam ruangan ke luar ruangan. Adapun sistem mesin pendingin yang
Lebih terperinciBAB II DASAR TEORI 2.1 Pasteurisasi 2.2 Sistem Pasteurisasi HTST dan Pemanfaatan Panas Kondensor
BAB II DASAR TEORI 2.1 Pasteurisasi Pasteurisasi ialah proses pemanasan bahan makanan, biasanya berbentuk cairan dengan temperatur dan waktu tertentu dan kemudian langsung didinginkan secepatnya. Proses
Lebih terperinciKAJIAN PENERAPAN REAKTOR SMART DI INDONESIA
KAJIAN PENERAPAN REAKTOR SMART DI INDONESIA Yohanes Dwi Anggoro ¹, Sahala M. Lumbanraja², Rr. Arum Puni Rijanti S³ (PPEN) BATAN Jl. Kuningan Barat, Mampang Prapatan Jakarta 12710 Telp/Fax : (021)5204243
Lebih 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 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 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 terperinciBAB II TINJAUAN PUSTAKA
BAB II TINJAUAN PUSTAKA Pada bab ini akan dijabarkan mengenai penukar panas (heat exchanger), mekanisme perpindahan panas pada heat exchanger, konfigurasi aliran fluida, shell and tube heat exchanger,
Lebih terperinciPERANCANGAN KOMPRESOR TORAK UNTUK SISTEM PNEUMATIK PADA GUN BURNER
TUGAS SARJANA MESIN FLUIDA PERANCANGAN KOMPRESOR TORAK UNTUK SISTEM PNEUMATIK PADA GUN BURNER OLEH NAMA : ERWIN JUNAISIR NIM : 020401047 DEPARTEMEN TEKNIK MESIN FAKULTAS TEKNIK UNIVERSITAS SUMATERA UTARA
Lebih terperinciBAB 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 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 terperinciUNIVERSITAS DIPONEGORO TUGAS SARJANA. Disusun oleh:
UNIVERSITAS DIPONEGORO PENGUJIAN EFEKTIVITAS PENUKAR KALOR MULTI FLAT PLATE HEAT EXCHANGER ALUMINIUM DENGAN ALIRAN CROSS FLOW TUGAS SARJANA Diajukan sebagai salah satu tugas dan syarat Untuk memperoleh
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 terperinciPemodelan Sistem Sirkulasi Alami pada Reaktor nuklir dengan Variasi Ketinggian Alat yang Berbeda
Pemodelan Sistem Sirkulasi Alami pada Reaktor nuklir dengan Variasi Ketinggian Alat yang Berbeda Geby Saputra 1,a), Habibi Abdillah 2,b), Sidik Permana 2,c) dan Novitrian 2,d) 1 Laboratorium Fisika Nuklir
Lebih terperinciBAB IV PEMILIHAN SISTEM PEMANASAN AIR
27 BAB IV PEMILIHAN SISTEM PEMANASAN AIR 4.1 Pemilihan Sistem Pemanasan Air Terdapat beberapa alternatif sistem pemanasan air yang dapat dilakukan, seperti yang telah dijelaskan dalam subbab 2.2.1 mengenai
Lebih terperinciSatuan Operasi dan Proses TIP FTP UB
Satuan Operasi dan Proses TIP FTP UB Pasteurisasi susu, jus, dan lain sebagainya. Pendinginan buah dan sayuran Pembekuan daging Sterilisasi pada makanan kaleng Evaporasi Destilasi Pengeringan Dan lain
Lebih terperinciPENGUJIAN KOLEKTOR SURYA PLAT DATAR UNTUK PEMANAS AIR LAUT DENGAN MEMBANDINGKAN PERFORMANSI KACA SATU DENGAN KACA BERLAPIS KETEBALAN 5MM SKRIPSI
PENGUJIAN KOLEKTOR SURYA PLAT DATAR UNTUK PEMANAS AIR LAUT DENGAN MEMBANDINGKAN PERFORMANSI KACA SATU DENGAN KACA BERLAPIS KETEBALAN 5MM SKRIPSI Skripsi Yang Diajukan Untuk Melengkapi Syarat Memperoleh
Lebih terperinciREAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU)
REAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU) RINGKASAN Setelah perang dunia kedua berakhir, Kanada mulai mengembangkan PLTN tipe reaktor air berat (air berat: D 2 O, D: deuterium) berbahan bakar uranium alam. Reaktor
Lebih terperinci