KARAKTERISASI LAJU ALIRAN MASSA PADA PIPA BAGIAN HEATER BERDASARKAN PERUBAHAN DAYA DI UNTAI (FASSIP-01) MOD.1

Ahmad Fauzi, Mulya Juarsa, Giarno Giarno, Gregorius Bambang Heru, Dedy Haryanto, Ignatius Djoko Irianto

Abstract


Kecelakaan reaktor nuklir di Fukushima Daiichi Jepang pada 11 Maret 2011, menyebabkan dilakukannya penelitian ini di berbagai negara termasuk Indonesia yang sedang mengembangkan sistem keselamatan pasif dengan alat Untai FASSIP-01 Mod.1 di PTKRN-BATAN Serpong. Ada beberapa komponen pada Untai FASSIP-01 Mod.1 yaitu komponen pemanas yang dinamakan Blanket Ceramic Heater (BCH-02), komponen pendingin dengan sistem refrigerant cooling system (RCS), dan tabung ekspansi. Sistem pasif menerapkan hukum alami untuk mengamati kondisi yang tidak stabil pada reaktor. Perlu dilakukannya eksperimen untuk mengetahui karakterisasi distribusi temperatur pada pemanas BCH-02 di Untai FASSIP-01 Mod.1 dengan memvariasikan daya dan tegangan 20 volt 160 volt. Pengujian dilakukan selama 120 menit dan tegangan dinaikkan sebesar 20 volt selama 15 menit, eksperimen pada BCH-02 dilakukan dengan posisi vertikal dan horizontal. Hasil eksperimen pada BCH-02, semakin besar daya yang diberikan maka temperaturnya semakin tinggi. Temperatur yang berada di permukaan ceramic-brick lebih tinggi dibandingkan dengan temperatur di dalam pipa section, hal ini disebabkan karena terjadi heat loss pada celah celah ruang di dalam BCH-02 sebelum mencapai pipa section.


Full Text:

PDF

References


BATAN. (2018). Pengenalan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir. Retrieved from www.batan.go.id/index.php/id/infonuklir/pltn-infonuklir/generasi-pltn/924-pengenalan-pembangkit-listrik-tenaga-nuklir website: http://www.batan.go.id.

Chung, Y. J., Kim, S. H., Bae, K. H. (2016). Natural circulation heat transfer model development over vertical tube bundle in the condensate heat exchanger. Annals of Nuclear Energy, 94, 759-766. doi: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2016.04.037.

Fauzi, A. (2018). Karakteristik distribusi temperatur pemanas BCH-02 di Untai FASSIP-01 Laporan kerja praktek.

Juarsa, M. (2016). Passive System Simulation Facility (FASSIP) Loop for Natural Circulation Study. Paper presented at the Proceeding of Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir (SENTEN. 2016. Batam, 4-5 Agustus 2016.

Juarsa, M., Antariksawan, A. R. (2007). Boiling heat transfer phenomenon research on Three Mile Island Unit 2 nuclear reactor accident event. Sigma Epsilon, 11(2), 1-11.

Naveen, K., Iyer, K. N., Doshi, J. B., Vijayan, P. K. (2014). Investigations on single-phase natural circulation loop dynamics part 1: Model for simulating start-up from rest. Progress in Nuclear Energy, 76, 148-159. doi: https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2014.05.017.

Pal, E., Kumar, M., Nayak, A. K., Joshi, J. B. (2016). Experimental and CFD simulations of fluid flow and temperature distribution in a natural circulation driven Passive Moderator Cooling System of an advanced nuclear reactor. Chemical Engineering Science, 155(C), 45-64. doi: 10.1016/j.ces.2016.07.037.

Syam, N. S., Septilarso, A. (2011). Aplikasi sistem keselamatan pasif pada reaktor nuklir. Prosiding Pertemuan Ilmiah XXV HFI.

Tung, Y.-H., Johnson, R. W., Ferng, Y.-M., Chieng, C.-C. (2014). Modeling strategies to compute natural circulation using CFD in a VHTR after a LOFA. Nuclear Engineering and Design, 275, 80-90. doi: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2014.04.012.

Wang, C., Li, X., Wang, H., Gao, P. (2014). Experimental study on single-phase heat transfer of natural circulation in circular pipe under rolling motion condition. Nuclear Engineering and Design, 273, 497-504. doi: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2014.03.045.

Wu, L., Liu, Y., Jia, H.-j., Wang, J. (2017). Innovative flow-resistance performance in the single-phase natural circulation loop and relevant experiment verification. International Journal of Heat and Mass Transfer, 107, 66-73. doi: https://doi.org/10.1016/j.ijheatmasstransfer.2016.11.043.

Yu, X.-G., Choi, K.-Y. (2016). Systematic and exact scaling analysis of the single-phase natural circulation flow: The hydraulic similarity. Progress in Nuclear Energy, 89, 78-87. doi: https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2016.02.001.




DOI: http://dx.doi.org/10.32832/ame.v5i1.2331

Article Metrics

Abstract view : 156 times
PDF - 110 times

Refbacks

  • There are currently no refbacks.


Copyright (c) 2019 Ahmad Fauzi, Mulya Juarsa, Giarno Giarno, Gregorius Bambang Heru, Dedy Haryanto, Ignatius Djoko Irianto

Creative Commons License

This work is licensed under a Creative Commons Attribution-ShareAlike 4.0 International License.

All rights reserved. AME, ISSN: 2460-3988, e-ISSN: 2581-0979

Lihat Statistik AMEView MyStat