Karakterisasi Temperatur Komponen Pendingin Untai FASSIP-01 Mod.1
DOI:
https://doi.org/10.32832/almikanika.v4i3.7836Keywords:
Keselamatan PLTN, Untai FASSIP-01.Mod.1, Penyerapan panas, Tekanan.Abstract
Nuklir dapat berperan sebagai sumber energi alternatif yang dapat menunjang pasokan energi listrik nasional, maka oleh karna itu pemerintah peerlu mempertimbangkan agar dapat segera dibangunkan Pembangkit Listerik Tenaga Nuklir (PLTN). Akan tetapi adapun peristiwa kecelakaan yang terbaru di Fukushima Daiichi Jepang, yang disebabkan dari bencana alam berupa gempa bumi dan tsunami mengakibatkan sistem pendinginan reaktor yang tidak aktif, dikarnakan kegagalan pompa dan terbenamnya genset atau pendingin darurat tersebut Tidak berfungsi. Sistem untai FASSIP (FAsilitas Simulasi SIstem Pasif) adalah salah satu konsep keselamatan dalam reactor nuklir yang memanfaatkan proses sirkulasi alam dalam membuang panas yang dihasilkan oleh teras reactor untuk mendinginkan teras dan melindungi bejana reactor. Berdasarkan hasil yang didapat maka bisa diambil kesimpulan bahwa tekanan pada RCS dapat mempengaruhi temperature yang dihasilkan, performa terbaik RCS dalam penyerapan panas pada tekan 1,5 Bar dengan capaian penyerapan ∆T cooler yang mencapai -3,38 oC. sedangkan pada tekanan 3 Bar dengan penyerapan panas ∆T cooler yang mencapai -3,06 oC sedangkan temperature tertinggi mencapai -2,94 oC dengan tekanan pada RCS 1,8 Bar.
Kata kunci : Keselamatan PLTN; Untai FASSIP-01.Mod.1; Penyerapan panas; Tekanan.
References
Galih Gumelar, Konsumsi Listrik Nasional Masih Seperempat Negara Maju, CNN Indonesia | Senin, 16/01/2017 10:55 WIB
Fukushima Nuclear Accident, diambil dari https://www.iaea.org/newscenter/focus/fukushima, diakses pada 24/02/2018 pukul 23.13 WIB
M. Juarsa, J.H. Purba, H.M. Kusuma, T. Setiadipura and S. Widodo. Preliminary Study on Mass Flow Ratein Passive Cooling Experimental Simulation During Transient Using NC-Queen Apparatus, Atom Indonesia Vol. 40 No. 3 (2014) 141-147
Mingjun Wang, Hao Zhao, Yapei Zhang, Guanghui Su, Wenxi Tian, Suizheng Qiu. Research on the designed emergency passive residual heat removal system during the station blackout scenario for CPR1000, Annals of Nuclear Energy 45 (2012) 86–93.
M. Misale, P. Garibaldi, J.C. Passos, G. Ghisi de Bitencourt. Experiments in a single-phase natural circulation mini-loop, Experimental Thermal and Fluid Science 31 (2007) 1111–1120.
Yunus A. Cengel, John M. Cimbala, Hand book, Fluid Mechanics Fundamentals and Applications, Second Edition. 2010
T. Sajith Mathews, A. John Arul, U. Parthasarathy, C. Senthil Kumar, K.V. Subbaiah, P. Mohanakrishnan. Passive system reliability analysis using Response Conditioning Method with an application to failure frequency estimation of Decay Heat Removal of PFBR, Nuclear Engineering and Design 241 (2011) 2257–2270.s
D. Lioce, M. Asztalos, A. Alemberti, L. Barucca, M. Frogheri, G. Saiu. AP1000 passive core cooling system pre-operational tests procedure definition and simulation by means of Relap5 Mod. 3.3 computer code, Nuclear Engineering and Design 250 (2012) 538– 547.
Mingjun Wang, Suizheng Qiu, Wenxi Tian, Guanghui Su, Yapei Zhang. The comparison of designed water-cooled and air-cooled passive residual heat removal system for 300 MW nuclear power plant during the feed-water line break scenario, Annals of Nuclear Energy 57 (2013) 164–172
Mingjun Wang, Hao Zhao, Yapei Zhang, Guanghui Su, Wenxi Tian, Suizheng Qiu. Research on the designed emergency passive residual heat removal system during the station blackout scenario for CPR1000, Annals of Nuclear Energy 45 (2012) 86–93
J. Lim, S.W. Choi, J. Yang, D.Y. Lee, S. Rassame, T. Hibiki, M. Ishii. Assessment ofpassive safety system performance undermain steam line break accident, Annals of Nuclear Ene rgy 64 (2014) 287–294.
Yogi Sirodz Gaos, Mulya Juarsa, Edi Marzuki, Januar Akbar. Efek perubahan sudut kemiringan terhadap perpindahan kalor dan laju aliran air pada untai sirkulasi alamiah, Teknik Mesin, Fakultas Teknik Universitas Ibn Khaldun Bogor (2011).
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/237/225
A. Manera, U. Rohde, H.-M. Prasser, T.H.J.J. van der Hagen. Modeling of flashing-induced instabilities in the start-up phase of natural-circulation BWRs using the two-phase flow code FLOCAL, Nuclear Engineering and Design 235 (2005) 1517–1535
J. Lim, S.W. Choi, J. Yang, D.Y. Lee, S. Rassame, T. Hibiki, M. Ishii. Assessment ofpassive safety system performance undermain steam linebreak accident, Annals of Nuclear Energy 64 (2014) 287–294
Anhar R, Antariksawan, Surip Widodo, Mulya Juarsa, Giarno, M. Hadi
Kusuma, and Nandy Putra. Preliminary Investigation of Natural Circulation Stability in FASSIP-01 Experimental Facility using RELAP5 Code, Annals of Nuclear Energy 64 (2014) 287–294
Yapei Zhang, Suizheng Qiu, Guanghui Su, Wenxi Tian. Design and transient analyses of emergency passive residual heat removal system of CPR1000. Part â… : Air cooling condition, Progress in Nuclear Energy 53 (2011) 471-479
