Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

Hasil Pencarian

Ditemukan 187854 dokumen yang sesuai dengan query
cover
Dedy Priambodo
"PLTN HTGR berdaya kecil mempunyai efisiesi 25%, sehingga perlu dilakukan usaha untuk meningkatkannya. Tujuan dari penelitian adalah untuk mendapatkan sistem kogenerasi HTGR-siklus refrijerasi dengan performa teknis dan ekonomis yang baik. Pemodelan HTGR dengan Cycletempo dan perhitungan energi, eksergi dan ekonomi terhadap sistem kogenerasi telah dilakukan. Hasil perhitungan eksergi menunjukan reaktor adalah komponen paling tidak efisien, akibat ireversibilitas transfer energi dari reaksi pembelahan ke pendingin helium dan beda temperature di reaktor. Disisi refrijerasi, ireversibilitas tertinggi terjadi pada generator dan evaporator, karena ireversibilitas transfer panas dan perbedaan temperatur. Analisis energi-eksergi mendapatkan rasio tekanan berbanding terbalik terhadap COP disebabkan meningkatnya irevesibilitas total siklus. Sementara temperatur generator, konsentrasi ammonia dan temperature evaporator berbanding lurus terhadap COP. Sedangkan pemanfaatan kogenerasi hanya mampu meningkatkan efisiensi siklus 0.7%. Untuk dapat memenuhi BPP PLN, HTGR harus mempunyai biaya sesaat 5,500 $/kWh? 6,500 $/kWh, faktor kapasitas diatas 75% dan discount rate 5%. Biaya pembangkitan sistem kogenerasi 1.5% lebih tinggi dibanding pada HTGR. Karena biaya panas lebih dominan dalam biaya pendinginan maka sistem dengan COP tinggi mempunyai biaya pendinginan yang murah. Biaya pendinginan sistem kogenerasi masih lebih murah dibandingkan dengan sistem konvensional. Selisih biaya pendinginan kogenerasi dengan sistem konvensional berkisar 6.86 - 11.24 ¢/kWh merupakan keuntungan langsung dari sistem kogenerasi yang dapat dijadikan subsidi bagi biaya pembangkitan.

HTGR Rankine Steam Cycle has a low efficiency, around 25%, therefore need to concern for improve the efficiency. The purpose of study was to obtain HTGR refrigeration cogeneration with the best technical and economic performance. Cycletempo modeling, energy exergi and economy analysis have done. Exergi calculation shows the nuclear reactor is the most inefficient, due to the irreversibility of the transfer of energy from fission to coolant helium and temperature difference. While the refrigeration side, the most inefficient located at generator and evaporator, due to heat transfer and temperature difference. Energy-exergy analysis shows pressure ratio affects to the COP inversely due to increased total irreversibility of cycle. While the generator temperature, ammonia concentration and evaporator temperature is proportional to the COP. Application of cogeneration will increase efficiency about 0.7% from single purpose HTGR. To fulfill BPP PLN, HTGR should have overnight cost $ 5.500 - $ 6.500 / kWh, capacity factors above 75% and 5% discount rate. Generation cost of cogeneration would be 1.5% more than HTGR single purpose. Heat cost have biggest share on cooling cost, so that system with high COP is cheaper than other. Cooling cost of cogeneration systems is cheaper than fossil-fired system. Difference in cooling cost between fossil and cogeneration system about 6.86 - 11.24 ¢/kWh is a revenue of the cogeneration that can be use as subsidize for generation cost.
"
Depok: Fakultas Teknik Universitas Indonesia, 2015
T43818
UI - Tesis Membership  Universitas Indonesia Library
cover
Farisy Yogatama Sulistyo
"High Temperature Gas-Cooled Reactor (HTGR) merupakan reaktor generasi keempat yang mempunyai sistem keselamatan pasif. Salah satu komponen penting dari reaktor ini adalah Hot Gas Duct (HGD). HGD merupakan komponen yang menghubungkan teras reaktor dengan steam generator secara langsung. Didalam HGD terdapat dua fluida helium yang berbeda arah dan temperatur. Salah satu masalah yang timbul dari perbedaan dua aliran ini adalah homogenitas temperatur yang akan menjadi input dari teras reaktor dan steam generator sehingga dimungkinkan akan terjadi gangguan pada operasi reaktor. Penelitian mengenai dua aliran ini penting dilakukan untuk memahami mengenai sifat aliran fluida di dalam HGD. Penelitian ini bertujuan untuk mempelajari perpindahan panas pada fluida dan material insulasi melalui simulasi Computational Fluids Dynamics (CFD) dengan mengambil subjek pada Hot Gas Duct Reaktor Daya Eksperimental serta melakukan optimasi desain. Hasil perilaku fluida CFD divalidasi dengan kondisi eksperimen yang dilakukan. Perbandingan antara hasil eksperimen Hot Gas Duct experimental apparatus dengan model CFD memberikan hasil yang cukup dekat dengan nilai perbedaan deviasi maksimal -21,6% dan rata-rata deviasi sebesar -5,9% dengan ketidakpastian sebesar ±3.36%. Desain optimasi ketebalan insulasi pada HGD didapatkan dengan nilai D1 sebesar 267mm dan D2 sebesar 590mm. Dengan ketebatan insulasi optimal ini akan didapatkan temperatur rata-rata outlet gas panas 690,76 C dan temperatur rata-rata outlet gas dingin sebesar 239,34 C sedangkan beda tekanan sebesar -0,000521 MPa pada jalur gas panas dan 0,0000203 MPa pada jalur gas dingin

Hot Gas Duct (HGD) is a component that connects the reactor core with the steam generator directly. Inside the HGD there are two helium fluids with different directions and temperatures. One of the problems is the homogeneity of the temperature that will be the input from and to the reactor core and steam generator so it is possible that there will be disturbances in the operation of the reactor due to this homogeneity. This research aims to study heat transfer in fluids and insulation materials through Computational Fluids Dynamics simulation by taking the subject of Experimental Power Reactor Hot Gas Duct and performing optimization on the existing design. The results of CFD behavior were validated under the experimental conditions named Hot Gas Duct experimental apparatus (HGDea). The temperature comparison are quite close, the maximum deviation value is -21.6% and the average deviation is -5.9% with an uncertainty of ±3.36%. The optimization design of the insulation thickness on HGD was obtained with a value of D1 of 267mm and D2 of 590mm. With this optimal insulation thickness, the average hot gas outlet temperature is 690.76 C and the cold gas outlet average temperature is 239.34 C, while the pressure difference is -0.000521 MPa on the hot gas channel and 0.00000203 MPa on the cold gas cha"
Depok: Fakultas Teknik Universitas Indonesia, 2022
T-pdf
UI - Tesis Membership  Universitas Indonesia Library
cover
Syahrurrachman
"Proses perbandingan antara sistem chiller absorpsi nap efek tunggal pembakaran tak langsung dengan chiller sentrifugalgal satu tingkat berpendingin air bertujuan untuk mengetahui kelebihan dan kekurangaxmya masing-masing, baik itu dari faktor teknologi, faktor kinerja sistem, faktor ekonomi, serta faktor lainnya baik itu dari segi kehandalan, kenyamanan, dan operasionalnya.
Data-data yang dibutuhkan diambil dari studi kasus instalasi tata udara pada sebuah pusat perheianjaan yang menggunakan chiller absorpsi uap sebagai Air HancL'ing Tbzit (AI-IU)-nya. Analisa ini dilakukan dengan mclakukan perhitungan-perhitungan termodinamika untuk mengukur Iaju aliran massa fluida kerja dan laju perpindahan energi kalor di dalam sistem unmk mengukur koefisien prestasi sistem secara keseluruhan. Perhilungan ulang dengan tahap yang sama dilakukan untuk menganalisa sistem chiller sentrifugal dengan rnengideaiisasikan beberapa data yang diperoleh dari spesiiikasi pada chiller absorpsi uap.
Dari pengolahan data tersebut diperoleh hasil bahwa pada kondisi beban reiiigrasi operasional rata-rata yang sama laju perpindahan kalor yang terjadi di evaporator dan kondensor chillcr sentrifiigai lebih efekiif dan koeisien prestasi sistem yang lebih tinggi jika dibandingkan dengan chiller absorpsi nap, namun dengan selisih perbedaan yang tidak terlalu mencolok. Kemudian perhitungan dilanjutkan untuk membandingkan biaya konsumsi energi dan biaya oparasional tahunan kedua sistem. Untuk chiller absorpsi dilakukan perhitungan terhadap biaya konsumsi energi listrilc, biaya konsumsi bahan bakar, dan biaya pemakaian air. Sedangkan untuk chiller sentrifugal dilakukan perhitungan terhadap biaya konsumsi energi iistrik, biaya pemakaian air, dan biaya perawatan sistem pelumasan. Hasil yang diperoleh adalah chiiler absorpsi uap memerlukan biaya pemakaian air yang lebih tinggi daripada chiller sentriiiigal, sedangkan chiiler sentrifirgal memerlukan biaya konsumsi energi listrik yang lebih tinggi daripada chiller absorpsi uap. Secara keseluruhan jika ditotal dengan biaya-biaya Iainnya, biaya operasional tahunan chiller absorpsi nap jauh Iebih murah jika dibandingkan dengan biaya operasional chiller sentrifugal.

The comparison process between indirect-fired single effect steam operated abso;pticn chiller with water-cooled single stage cenrifugal Chiller is to know the surplus and the laclc of each systems, either rain technologicalbv, perforvnance capability, economically. and some other factors such as reliability, connortability, and operationalhi.
The required datas taken from a case study of shopping center air conditioner installation using absorption chillerfor its Air Handling (bait MHKD. The anabisis conducted by theimoaynamic calculations to measure the massjlow of work fluid and the heat transfer in the .system in order to jind the value of .gistein Coefficient of Performance (COP). Re-calculating process with the some steps fo analyze centryitgal chiller .9/stem conahtcted by idealize some datas from absorption chiller specification.
The analysis results are, in the same average operational cooling load the heat transfer in the evaporator and condenser of the centrifugal chiller are more ejective and higher system COP, when compared with absorption chiller, however with small differences. Then the calculations continued to compare the cost of energy consumption and annualbw operational both systems. For absorption chiller conducted by calculating the cost of electricity consumption, water usage, and_)9tel consumption, and for centrifugal chiller by calculating the cost of electricity consumption, water usage and lubrication system maintenance. The results are, absorption chiller needs water usage higher than centrifugal chiller, and ceutrintgai chiller needs electricity consumption higher than absorption chiller. Generally, the total annualbt operational cost of absorption chiller is lower than centriyitgal chiiler.
"
Depok: Fakultas Teknik Universitas Indonesia, 2004
S37458
UI - Skripsi Membership  Universitas Indonesia Library
cover
Sitinjak, Ricardo M.T.
"Studi degradasi fotokatalitik paraquat diklorida menggunakan fotokatalis magnetik Fe3O4/TiO2 dan Fe3O4/SiO2/TiO2 menjadi perhatian dalam masalah pencemaran lingkungan, misalnya kontaminasi air tanah oleh herbisida. Herbisida jenis paraquat ini sangat berbahaya dalam lingkungan khususnya daerah perkebunan kelapa sawit dimana senyawa ini dapat mencemari air tanah. Fototakalis magnetik Fe3O4/TiO2 dan Fe3O4/SiO2/TiO2 dipreparasi dengan menggunakan metode heteroaglomerasi. Komposit Fe3O4/TiO2 dipreparasi dengan rasio berat 1:1 dan Fe3O4/SiO2/TiO2 dengan rasio berat 2:1:3. Keunggulan dari komposit Fe3O4/TiO2 dan Fe3O4/SiO2/TiO2 yaitu memiliki sifat fotoaktif yang cukup baik dan mudah untuk dipisahkan dari air yang diolah. Karakterisasi komposit dilakukan dengan instrumentasi SEM-EDX, FT-IR, UV-VIS DRS, danVSM. Pengujian fotokatalis magnetik Fe3O4/TiO2 dan Fe3O4/SiO2/TiO2 untuk degradasi senyawa paraquat diklorida telah berhasil dilakukan. Hasil uji degradasi paraquat diklorida menggunakan komposit Fe3O4/TiO2 dan Fe3O4/SiO2/TiO2 pada reaktor batch dengan dosis katalis 1 g/L menghasilkan penurunan paraquat diklorida masing-masing sebesar 41% dan 85% dalam rentang waktu sampai 240 menit pada kondisi pH=6. Sedangkan pada reaktor alir kecil dengan dosis katalis 1 g/L dan masing-masing memiliki %degradasi sebesar 32% dan 71% dan pada reaktor alir besar dengan dosis 0,2 g/L masing-masing sebesar 7% dan 14% dalam retang waktu sampai 6 jam. Studi kinetika dari proses degradasi paraquat diklorida (sistem heterogen) mengikuti orde-satu pseudo, nilai konstanta kecepatan yang dihasilkan pada proses degradasi paraquat diklorida menggunakan komposit Fe3O4/TiO2 dan Fe3O4/SiO2/TiO2 adalah sebesar 0,153 Jam-1 dan 0,54 Jam-1 dengan waktu paruh yang paling cepat masing-masing sebesar 4,53 jam dan 1,286 jam. Sedangkan menggunakan reaktor alir kecil memiliki nilai konstanta kecepatan masing-masing komposit adalah 0,057 Jam-1 dan 0,207 Jam-1 dengan waktu paruh masing-masing 12,16 jam dan 3,348 jam dan untuk reaktor alir besar nilai konstanta kecepatan masing-masing komposit adalah 0,007 Jam-1 dan 0,0132 Jam-1 dengan waktu paruh masing-masing 99,021 jam dan 52,51 jam.

Study on the degradation of paraquat dichloride by using photocatalytic magnetic Fe3O4/TiO2 and Fe3O4/SiO2/TiO2 attracted attention in environmental pollution problems, including on the contamination of ground water by herbicide. Paraquat, one type of herbicide, which is being used in the palm oil plantation area may lead to a ground water contamination. Photocatalytic magnetic Fe3O4/TiO2 and Fe3O4/SiO2/TiO2 were prepared by using the heteroaglomeration method. Whre, the Fe3O4/TiO2 composite were prepared by the mass ratio of 1:1 and Fe3O4/SiO2/TiO2 with mass ratio of 2:1:3. Advantages of the composite Fe3O4/TiO2 and Fe3O4/SiO2/TiO2 are having the nature of quite good fotoactive and easy to recollect from the treated water, due to its magnetic properties. Composite characterizations were conducted by SEM-EDX, FT-IR, UV-VIS DRS, and VSM. Photocatalytic activity examination of the magnetic photocatalytic Fe3O4/TiO2 and Fe3O4/SiO2/TiO2, were carried out toward water containing paraquat dichloride. The results of the degradation experiments by using Fe3O4/TiO2 and Fe3O4/SiO2/TiO2 in the batch reactor with 1 g/L of catalyst dose, for the 240 minutes, at pH=6, showed that of paraquat dichloride can be eliminated as much as 41% and 85% , respectiveley. While in the small flow reactor with a dose of 1g/L catalyst paraquat can be eliminated as much as 32% and 71% respectively. While for the big flow reactor with a dose of 0,2 g/L paraquat dichloride can be eliminated only 7% and 14%, respectivelye. Kinetic study of the (heterogeneous) batch process indicated the pseudo-1st-order, with the apparent rate constant of the degradation of paraquat dichloride using composite Fe3O4/TiO2 and Fe3O4/SiO2/TiO2 were 0,153 h-1 and 0,54 h-1 and fastest half-life 4,53 h and 1,286 h, respectivelye. While when using a small flow reactor the value of the apparent rate constant of each composite was 0,057 h-1 and 0,207 h-1 with a half-life of each 12,16 h and 51,286 h respectivelye. For the big flow reactor the value of the apparent rate constant of each composite was 0,007 h-1 and 00132 h-1 with a half-life of each 99,021h and 52,51h respectivelye.
"
Depok: Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Indonesia, 2014
S55964
UI - Skripsi Membership  Universitas Indonesia Library
cover
Aulia Pradipta Luthani
"Pada era informasi ini, komputer yang lebih baik dirancang untuk mengimbangi perkembangan teknologi. Seiring dengan komputer yang lebih baik dirancang, Central Processing Unit (CPU) dengan kekuatan lebih baik juga dibutuhkan. CPU mengeluarkan panas sesuai dengan kekuatan komputasinya, yang membutuhkan solusi pendingin yang lebih baik agar CPU berjalan pada suhu yang aman. Selain itu, trend pendingin berbasis air sebagai metode baru untuk mendingin CPU dikenalkan yang mempunyai kapabilitas yang lebih baik dibanding pendingin berbasis angin.
Penelitian ini juga memfokuskan kepada perkembangan pendingin berbasis air dengan cara menambahkan heat pipe. Penelitian ini menyelidiki pendingin berbasis air yang ditambahkan dengan heat pipe dalam hal thermal disipasinya. Kombinasi dari Pendingin berbasis air dan heat pipe menghasilkan hasil yang terburuk dibandingkan dengan pendingin komersil yang sudah dijual dipasaran. Kombinasi dengan heat pipe yang lebih pendek membuahkan hasil yang lebih baik, akan tetapi performanya yang dihasilkan tidak sebagus dengan pendingin komersil, baik yang berbasis angin dan air.

On this era of information, a better computer is built to cope with the rising of development of technology. As better computer is built, higher power of central processing unit is required. While better Central Processing Unit (CPU) produces higher heat, a better cooling solution is developed to cope with the higher generation of heat to keep components operates on the permissible temperature. The trend of liquid cooling as a new method is introduced for better cooling capability compared to air cooling counterpart. Furthermore, Personal Computer with liquid cooling has a tendency to produce less noise than personal computer with air cooling counterpart.
This study focuses on the development of addition of heat pipes with heat spreader on both ends to the liquid cooling unit which is a room for future development to the liquid cooling unit as a whole. This study compares the performance of liquid cooling with the addition unit in terms of thermal dissipation to the liquid cooling without one. The combination of water-cooling and long heat pipe is proven to be worst compared to the existing commercial cooling design, the combination of water-cooling and shorter heat pipe is proven to be second worst in terms of performance.
"
Depok: Fakultas Teknik Universitas Indonesia, 2019
S-pdf
UI - Skripsi Membership  Universitas Indonesia Library
cover
Fadillah Nurrani
"Proses regasifikasi LNG umumnya terjadi pada terminal penerimaan LNG dimana gas alam yang telah dicairkan hingga temperatur cryogenic akan diubah kembali dalam wujud gas. Salah satu terminal penerimaan LNG berbasis laut (offshore) di Indonesia adalah FSRU yang dikelola oleh PT. PGN Lampung, dimana masih belum di-utilisasi dengan baik. Perancangan sistem pembangkit energi cryogenic yang memanfaatkan cold energy dari proses regasifikasi LNG dapat menjadi salah satu pilihan. Metode yang digunakan adalah direct expansion dengan Organic Rankine Cycle (ORC) sebagai sistem pembangkitnya. Sistem ORC akan menggunakan dua working fluid yakni Propane (R-290) dan Propylene (R-1270) serta komponen sistem meliputi pompa, CFOH (Closed Feed Organic Heater), mixer, evaporator, expander, heater LNG, dan kondensor yang terintegrasi dengan LNG Vaporizer. Kapasitas regasifikasi LNG di FSRU PGN Lampung sebesar 240 MMSCFD (juta kubik kaki per hari) dan work power output dari expander fluida kerja sebesar 3 MW. Hasil penelitian menunjukan sistem regasifikasi LNG yang terintegrasi dengan sistem ORC menggunakan fluida Propane mampu menghasilkan total energi sebesar 14 MW, sedangkan fluida Propylene menghasilkan total energi sebesar 10 MW. Sistem ORC dengan fluida Propane menghasilkan efisiensi thermal sebesar 14.48% dan fluida Propylene sebesar 15.71%

The LNG regasification process generally occurs at the LNG receiving terminal where natural gas that has been liquefied to a cryogenic temperature will be converted back into gas form. One of the offshore LNG receiving terminals in Indonesia is the FSRU which is managed by PT. PGN Lampung, which is still not properly utilized. The design of a cryogenic energy generation system that utilizes cold energy from the LNG regasification process can be an option. The method used is direct expansion with Organic Rankine Cycle (ORC) as the generating system. The ORC system will use two working fluids, namely Propane (R-290) and Propylene (R-1270) and system components include a pump, CFOH (Closed Feed Organic Heater), mixer, evaporator, expander, LNG heater, and a condenser integrated with LNG. Vaporizers. The LNG regasification capacity at the PGN Lampung FSRU is 240 MMSCFD (million cubic feet per day) and the work power output from the working fluid expander is 3 MW. The results showed that the LNG regasification system integrated with the ORC system using Propane fluid was able to produce a total energy of 14 MW, while the Propylene fluid produced a total energy of 10 MW. The ORC system with Propane fluid produces a thermal efficiency of 14.48% and Propylene fluid of 15.71%."
Depok: Fakultas Teknik Universitas Indonesia, 2022
S-pdf
UI - Skripsi Membership  Universitas Indonesia Library
cover
Kresnandar
"[ABSTRAK
Penelitian ini membahas tentang model konfigurasi HRSG (Heat Recovery
Steam Generation) pada PLTGU (Pembangkit Listrik Tenaga Gas Uap). Dari model
konfigurasi HRSG, diperoleh perbandingan nilai efisiensi termal, kapasitas daya,
LCOE (Levelized Cost of Electricity) dan nilai keekonomian dengan pendekatan
NPV (Net Present Value), IRR (Internal Rate of Return), PBP (Pay Back Period)
dan sensitivitas keekonomian dari setiap model konfigurasi HRSG. Pengaruh
tingkat tekanan HRSG 1P (one pressure), 2P (two pressure), dan 3P (three pressure)
terhadap temperatur keluar turbin gas, analisi ekonomi dari perbandingan HRSG 2P,
3P, dan 3PHR (three pressure with reheater), dan analisis irrevesibel untuk tiga
tekanan HRSG dengan pemanasan kembali dan pendinginan udara turbin gas pada
PLTGU sudah diteliti. Pada penelitian ini, model konfigurasi HRSG yang
dibandingkan antara lain; model konfigurasi HRSG, 1PRH, 2PRH, dan 3PRH.
Model konfigurasi HRSG pada PLTGU disimulasikan dengan GateCycle Ver
6.0.0.2 dengan menggunakan turbin gas siemen V94.2. Hasil penelitian yang
diperoleh antara lain; model konfigurasi HRSG 3PRH memiliki nilai efisiensi
termal 5,59% lebih besar daripada model konfigurasi HRSG 1PRH dan 0,66% lebih
besar daripada model konfigurasi HRSG 2PRH, model konfigurasi HRSG
mempengaruhi nilai NPV, semakin besar nilai efisiensi termal dan kapasitas daya
pembangkit listrik maka nilai NPV akan semakin besar, model konfigurasi HRSG
1PRH dengan interest rate 8.4% mempunyai PBP selama 8 tahun, sedangkan model
konfigurasi HRSG 2PRH dan 3PRH mempunyai PBP selama 7 tahun, dan nilai tukar
mata uang dan harga bahan bakar memiliki nilai sensitivitas yang tinggi terhadap
nilai keekonomian apabila dibandingkan dengan nilai suku bunga bank dan biaya
investasi.

ABSTRACT
This paper presents HRSG (heat recovery steam generation) configuration models on
CCGT (Combined Cycle Power Generation). In order to get the comparison of thermal
efficiency, power capacity, LCOE (Levelized Cost of Electricity) and the economic
value with approach NPV (Net Present Value), IRR (Internal Rate of Return), PBP
(Pay Back Period), and economic sensitivity of each HRSG configuration models.
The influence of the HRSG 1P (one pressure), 2P (two pressure) and 3P (three
pressure) with the exit turbine gas temperature, the economic analysis of the
comparison HRSG 2P, 3P, and 3PHR (three pressure with reheater), and irrevesibel
analysis of the three-pressure HRSG with reheating and cooling air to the gas
turbine on CCGT have been investigated. In this paper, HRSG configuration models
which is compared such as; configuration of HRSG 1PRH, 2PRH, and 3PRH. HRSG
configuration models on CCGT simulated GateCycle Ver 6.0.0.2 with gas turbine
siemen V94.2. The results of this paper obtained, such as; the configuration of
HRSG 3PRH has thermal efficiency 5.59% greater than HRSG 1PRH and 0.66%
greater than the HRSG 2PRH, HRSG configuration models have influence NPV,
high thermal efficiency dan high power capacity shall have NPV higher than low
thermal efficiency dan low power capacity, the configuration of HRSG 1PRH with
interest rate of 8,4% has PBP for 8 years, while the HRSG 2PRH and 3PRH has
PBP for 7 years, and the sensitivity factor for currency exchange rates and fuel
prices have a high sensitivity to the economic value when compared with the interest
rate and the investment cost.;This paper presents HRSG (heat recovery steam generation) configuration models on
CCGT (Combined Cycle Power Generation). In order to get the comparison of thermal
efficiency, power capacity, LCOE (Levelized Cost of Electricity) and the economic
value with approach NPV (Net Present Value), IRR (Internal Rate of Return), PBP
(Pay Back Period), and economic sensitivity of each HRSG configuration models.
The influence of the HRSG 1P (one pressure), 2P (two pressure) and 3P (three
pressure) with the exit turbine gas temperature, the economic analysis of the
comparison HRSG 2P, 3P, and 3PHR (three pressure with reheater), and irrevesibel
analysis of the three-pressure HRSG with reheating and cooling air to the gas
turbine on CCGT have been investigated. In this paper, HRSG configuration models
which is compared such as; configuration of HRSG 1PRH, 2PRH, and 3PRH. HRSG
configuration models on CCGT simulated GateCycle Ver 6.0.0.2 with gas turbine
siemen V94.2. The results of this paper obtained, such as; the configuration of
HRSG 3PRH has thermal efficiency 5.59% greater than HRSG 1PRH and 0.66%
greater than the HRSG 2PRH, HRSG configuration models have influence NPV,
high thermal efficiency dan high power capacity shall have NPV higher than low
thermal efficiency dan low power capacity, the configuration of HRSG 1PRH with
interest rate of 8,4% has PBP for 8 years, while the HRSG 2PRH and 3PRH has
PBP for 7 years, and the sensitivity factor for currency exchange rates and fuel
prices have a high sensitivity to the economic value when compared with the interest
rate and the investment cost.;This paper presents HRSG (heat recovery steam generation) configuration models on
CCGT (Combined Cycle Power Generation). In order to get the comparison of thermal
efficiency, power capacity, LCOE (Levelized Cost of Electricity) and the economic
value with approach NPV (Net Present Value), IRR (Internal Rate of Return), PBP
(Pay Back Period), and economic sensitivity of each HRSG configuration models.
The influence of the HRSG 1P (one pressure), 2P (two pressure) and 3P (three
pressure) with the exit turbine gas temperature, the economic analysis of the
comparison HRSG 2P, 3P, and 3PHR (three pressure with reheater), and irrevesibel
analysis of the three-pressure HRSG with reheating and cooling air to the gas
turbine on CCGT have been investigated. In this paper, HRSG configuration models
which is compared such as; configuration of HRSG 1PRH, 2PRH, and 3PRH. HRSG
configuration models on CCGT simulated GateCycle Ver 6.0.0.2 with gas turbine
siemen V94.2. The results of this paper obtained, such as; the configuration of
HRSG 3PRH has thermal efficiency 5.59% greater than HRSG 1PRH and 0.66%
greater than the HRSG 2PRH, HRSG configuration models have influence NPV,
high thermal efficiency dan high power capacity shall have NPV higher than low
thermal efficiency dan low power capacity, the configuration of HRSG 1PRH with
interest rate of 8,4% has PBP for 8 years, while the HRSG 2PRH and 3PRH has
PBP for 7 years, and the sensitivity factor for currency exchange rates and fuel
prices have a high sensitivity to the economic value when compared with the interest
rate and the investment cost.;This paper presents HRSG (heat recovery steam generation) configuration models on
CCGT (Combined Cycle Power Generation). In order to get the comparison of thermal
efficiency, power capacity, LCOE (Levelized Cost of Electricity) and the economic
value with approach NPV (Net Present Value), IRR (Internal Rate of Return), PBP
(Pay Back Period), and economic sensitivity of each HRSG configuration models.
The influence of the HRSG 1P (one pressure), 2P (two pressure) and 3P (three
pressure) with the exit turbine gas temperature, the economic analysis of the
comparison HRSG 2P, 3P, and 3PHR (three pressure with reheater), and irrevesibel
analysis of the three-pressure HRSG with reheating and cooling air to the gas
turbine on CCGT have been investigated. In this paper, HRSG configuration models
which is compared such as; configuration of HRSG 1PRH, 2PRH, and 3PRH. HRSG
configuration models on CCGT simulated GateCycle Ver 6.0.0.2 with gas turbine
siemen V94.2. The results of this paper obtained, such as; the configuration of
HRSG 3PRH has thermal efficiency 5.59% greater than HRSG 1PRH and 0.66%
greater than the HRSG 2PRH, HRSG configuration models have influence NPV,
high thermal efficiency dan high power capacity shall have NPV higher than low
thermal efficiency dan low power capacity, the configuration of HRSG 1PRH with
interest rate of 8,4% has PBP for 8 years, while the HRSG 2PRH and 3PRH has
PBP for 7 years, and the sensitivity factor for currency exchange rates and fuel
prices have a high sensitivity to the economic value when compared with the interest
rate and the investment cost., This paper presents HRSG (heat recovery steam generation) configuration models on
CCGT (Combined Cycle Power Generation). In order to get the comparison of thermal
efficiency, power capacity, LCOE (Levelized Cost of Electricity) and the economic
value with approach NPV (Net Present Value), IRR (Internal Rate of Return), PBP
(Pay Back Period), and economic sensitivity of each HRSG configuration models.
The influence of the HRSG 1P (one pressure), 2P (two pressure) and 3P (three
pressure) with the exit turbine gas temperature, the economic analysis of the
comparison HRSG 2P, 3P, and 3PHR (three pressure with reheater), and irrevesibel
analysis of the three-pressure HRSG with reheating and cooling air to the gas
turbine on CCGT have been investigated. In this paper, HRSG configuration models
which is compared such as; configuration of HRSG 1PRH, 2PRH, and 3PRH. HRSG
configuration models on CCGT simulated GateCycle Ver 6.0.0.2 with gas turbine
siemen V94.2. The results of this paper obtained, such as; the configuration of
HRSG 3PRH has thermal efficiency 5.59% greater than HRSG 1PRH and 0.66%
greater than the HRSG 2PRH, HRSG configuration models have influence NPV,
high thermal efficiency dan high power capacity shall have NPV higher than low
thermal efficiency dan low power capacity, the configuration of HRSG 1PRH with
interest rate of 8,4% has PBP for 8 years, while the HRSG 2PRH and 3PRH has
PBP for 7 years, and the sensitivity factor for currency exchange rates and fuel
prices have a high sensitivity to the economic value when compared with the interest
rate and the investment cost.]"
2015
T45321
UI - Tesis Membership  Universitas Indonesia Library
cover
Tukiran S
"Research of UMo fuel for research reactor has been developing right now. The fuel of research reactor used is uranium low enrichment with high density. For supporting the development of fuel, an assessment of mini fuel in the RSG-GAS core was performed. The mini fuel are U7Mo-Al and U6Zr-Al with densitis of 7.0gU/cc and 5.2 gU/cc, respectively. The size of both fuel are the same namely 630x70.75x1.30 mm were inserted to the 3 plates of dummy fuel. Before being irradiated in the core, a calculation for safety analysis from neutronics and thermohydrolics aspects were required. However, in this paper will discuss safety analysis of the U7Mo-Al and U6Zr-Al mini fuels from neutronic point of view. The calculation was done using WIMSD-5B and Batan-3DIFF code. The result showed that both of the mini fuels could be irradiated in the RSG-GAS core with burn up less than 70 % within 12 cycles of operation without over limiting the safety margin. Power density of U7Mo-Al mini fuel bigger than U6Zr-Al fuel."
620 JTRN 18:1 (2016)
Artikel Jurnal  Universitas Indonesia Library
cover
Gabriel Garcia Genta
"Absorption chiller adalah sistem pendingin alternatif yang dapat dijalankan dengan sumber panas dan menggunakan fluida kerja yang ramah lingkungan, seperti ammonia-water atau water-LiBr. Sistem pendingin absorption chiller memiliki potensi untuk dikembangkan di Indonesia karena Indonesia mempunyai potensi energi matahari yang tinggi. Penggunaan energi panas matahari untuk menjalankan sistem absorption chiller sudah terbukti baik melalui simulasi maupun eksperimen. Namun, aplikasi sistem absorption chiller yang ditenagai energi matahari dengan kapasitas kecil untuk rumah masih sangat terbatas. Penelitian ini bertujuan untuk mendesain suatu prototipe sistem solar-assisted ammonia-water absorption chiller berkapasitas 5 kW yang dikhususkan untuk aplikasi rumahan. Pendinginan sistem akan dilakukan oleh udara (air-cooled) agar ruang yang dibutuhkan lebih kecil daripada pendinginan oleh air (water-cooled). Penelitian akan membahas mengenai komponen-komponen dalam sistem, konsiderasi dimensi dan spesifikasi komponen, dan analisis efek ketidakpastian alat ukur terhadap hasil penelitian. Hasil dari penelitian akan berupa dimensi dan spesifikasi komponen yang tepat untuk sistem, serta ketidakpastian hasil penelitian.

Absorption chiller is an alternative cooling system which is powered by heat source. The system also use an environment friendly working fluid pairs, such as ammonia-water or water-LiBr. The system can also be powered by solar heat, which make it suitable to be used in Indonesia since Indonesia has high solar irradiation. Despite much research about the application of solar heat to power absorption chillers, its application is still limited. This research’s purpose is to design a prototype of solar-assisted ammonia-water absorption chiller with a 5 kW capacity, aimed for residential house usage. The cooling for the system will be done by air-cooled heat exchangers, so the dimension needed is smaller than systems with water-cooled heat exchangers. The research will discuss about the system’s components, mainly about the component’s dimension and specification consideration. This research will also discuss the effect of the sensors’ uncertainty and its effect on the future experiment result."
Depok: Fakultas Teknik Universitas Indonesia, 2022
S-pdf
UI - Skripsi Membership  Universitas Indonesia Library
cover
Werdi Putra Daeng Beta
"Energi nuklir telah dimanfaatkan di Indonesia untuk berbagai kegiatan. Pemanfaatan energi nuklir harus memperhatikan keamanan dan keselamatan masyarakat dan lingkungan. Dampak lingkungan dari operasi reaktor adalah risiko meningkatnya gross radioaktivitas lingkungan, risiko terlepasnya radionuklida ke lingkungan, risiko pemajanan radiasi pada para pekerja dan pada masyarakat sekitar. Semua risiko tersebut harus dikendalikan pada kondisi yang tidak membahayakan pekerja, masyarakat sekitar dan lingkungan. Oleh karena itu, untuk mengendalikan risiko-risiko tersebut diperlukan sistem peringatan dini.
Tujuan umum penelitian ini adalah untuk mengetahui sistem peringatan dini reaktor nuklir dalam menjamin keamanan dan keselamatan masyarakat dan lingkungan. Selain itu ada 3 tujuan khusus, yaitu: (1) Untuk mengetahui pengaruh parameter daya reaktor terhadap kemungkinan kejadian kedaruratan nuklir; (2) Untuk mengetahui pengaruh parameter pendingin primer terhadap kemungkinan kejadian kedaruratan nuklir; dan (3) Untuk mengetahui apakah sistem peringatan dini dapat mencegah pencemaran lingkungan disebabkan oleh kecelakaan nuklir.
Adapun hipotesis claim penelitian ini adalah:
a) Terdapat hubungan yang positif antara parameter daya reaktor dengan kemungkinan terjadinya kedaruratan nuklir.
b) Terdapat hubungan yang positif antara parameter pendingin primer reaktor dengan kemungkinan terjadinya kedaruratan nuklir
c) Sistem peringatan dini reaktor nuklir bekerja secara efisien dan efektif.
d) Sistem peringatan dini reaktor dapat mencegah pencemaran lingkungan yang disebabkan oleh kecelakaan nuklir.
Jenis penelitian ini adalah penelitian eksperimental dengan pendekatan simulasi sistem reaktor nuklir. Metode penelitian dilakukan dengan pengamatan atau observasi data lapangan maupun simulasi di laboratorium dan menjalankan program perhitungan permodelan sebaran radionuklida di lingkungan. Sifat penelitian adalah kuantitatif, deskriptif analitik.
Teknik analisis data dilakukan dengan pengkajian keselamatan deterministik (deterministic safely assessment, atau disingkat DSA) berdasarkan spesifikasi teknis dan sistem dengan pengujian 2 variabel babas yang ditinjau dalam penelitian ini mempunyai nilai detenninistik terbesar yang mengakibatkan terjadi kegagalan sistem; serta dengan menerapkan dua skenario kecelakaan terparah yaitu penyumbatan kanal pendingin elemen bakar (Flow Blockage to Single Cooling Channels) dan pelelehan pelat elemen bakar (Local melting of a Few Fuel Plates) yang terjadi secara berurutan. Kemudian dilakukan perhitungan matematis dan pengkajian kecelakaan yang timbuI serta penanggulangan yang mungkin dapat dilakukan dengan berfokus pada penyelamatan manusia dan lingkungan; penetapan serta pengelolaan zona kedaruratan dan zona pendukungnya dalam rangka proteksi terhadap masyarakat dan lingkungan.
Hasil penelitian ini adalah semakin lama reaktor dioperasikan pada daya tinggi maka akan semakin besar peluang untuk terjadinya kedaruratan atau kecelakaan nuklir. Laju alir pendingin primer tetap konstan selama operasi daya tinggi dengan fluktuasi yang dapat diabaikan atau masih dalam batas aman.
Penelitian ini juga berhasil menghitung nilai dosis efektif kolektif pada simulasi kecelakaan pelelehan 6 elemen bakar reaktor (beyond design basic accident, BDBA) dengan asumsi-asumsi yang ketat diperoleh nilai 0,0288 man Sievert. Hal ini berarti bahwa setiap orang yang berada pada radius 0-5 km dari reaktor pada saat kecelakaan akan menerima dosis rata-rata 0,0288 Sy atau 28,8 mSv atau berarti hampir 6 kali dari dosis tahunan untuk masyarakat umum yaitu 5 mSvlth. Berdasarkan grafik standar efek probabilistik risiko kematian karena kanker pada dosis 28,8 mSv ini diketahui bahwa angka risiko kematian adalah sekitar 2 x 10-3 atau 2 kasus pada setiap 1000 penduduk setiap tahunnya atau 20 kasus per 10.000 penduduk per tahun (Camber, 1992). Artinya jika jumlah penduduk yang terpajan radiasi 176224 orang (sampai dengan radius 5 km) maka ada kebolehjadian sekitar 176 kasus kematian karena kanker setiap tahunnya. Sistem peringatan dini dalam hat ini adalah benteng pertama (first barrier) yang harus diperkuat dalam rangka pengelolaan lingkungan hidup guna mempertahankan kualitas lingkungan menuju pemanfaatan tenaga nuklir yang aman dan selamat.
Menurut rekomendasi IAEA jika skenario terburuk terjadi maka masyarakat disekitar reaktor pada radius 0.5 - 5 km harus diungsikan sementara (selama 2 hari - 1 minggu) untuk menghindari pemajanan radiasi (1AEA, 2003). Pembatasan atau pengendalian bahan makanan (food restriction zone) karena diduga tercemar oleh auen kecelakaan nuklir yang melalui rantai makanan (produk daging temak, produk susu, vegetasi atau sayuran dan buah-buahan) direkomendasikan dilakukan pada radius 5 - 50 km dari lokasi kecelakaan (IAEA, 2003).
Kesimpulan penelitian ini adalah:
1. Sistem Peringatan Dini adalah bagian yang tidak dapat dipisahkan dari Sistem Kesiapsiagaan Nuklir Nasional. Oleh karena itu, Sistem Peringatan Dini reaktor nuklir dapat bekerja menjamin keamanan dan keselamatan masyarakat dan lingkungan jika didukung oleh sarana dan prasarana pendukungnya termasuk manusia (sumberdaya manusia) sebagai pelaksana penanggulangan keadaan darurat.
2. Parameter laju alir pendingin primer konstan selama operasi daya tinggi, sehingga lebih kecil peluangnya bagi kemungkinan kecelakaan nuklir. Pada kondisi kecelakaan, laju alir pendingin primer menurun hingga melampaui batas aman.
3. Daya reaktor lebih peka bagi kemungkinan kecelakaan nuklir. Semakin lama reaktor dioperasikan pada daya tinggi maka semakin besar peluang untuk terjadinya kedaruratan nuklir.
4. Efektivitas dan efisiensi sistem peringatan dini bergantung pada skenario yang ada dan tim-tim penanggulangan kedaruratan dalam mengurangi risiko dampak yang timbul, mencegah eskalasi tingkat kecelakaan yang tidak diinginkan serta mencegah penyebaran dampak pencemaran dan kerusakan lingkungan karena kecelakaan nuklir.
Berdasarkan kendala dan keterbatasan penelitian dan pembahasan maka dapat dikemukakan saran sebagai berikut:
1. Mengingat belum ada data baik dalam laporan keselamatan reaktor maupun dokumen-dokumen lainnya maka sebaiknya kecelakaan BDBA dimasukkan ke dalam dokumen keselamatan agar dapat diantisipasi secara dini penanggulangannya.
2. Efektivitas dan efisiensi sistem peringatan dini sebaiknya diukur lebih hati-hati dan dilaksanakan dengan cara latihan penanggulangan kedaruratan secara rutin dengan melibatkan instansi atau lembaga terkait dan mengevaluasinya dengan seksama.
3. Perlu dilaksanakan studi parameter-parameter lainnya selain parameter yang telah diteliti dalam penelitian ini untuk mengetahui untuk kerja sistem peringatan dini secara menyeluruh.
4. Untuk penelitian selanjutnya, perlu dilakukan validasi atau verifikasi model dan studi evaluasi pada rasio percabangan (branching ratio) pemajanan radioaktif ke lingkungan dan bagaimana kerugian ekonomi jika sistem peringatan dini tidak berfungsi dengan balk.
5. Perlu ada sosialisasi tentang penerapan sistem peringatan dini dan potensi bahaya kecelakaan reaktor nuklir kepada masyarakat agar mereka tetap waspada dan bersiap siaga jika potensi bahaya tersebut berkembang dan benar-benar terjadi. Sosialisasi dapat dilaksanakan dengan penyuluhan masyarakat tentang nuklir serta aspek keselamatan masyarakat dan lingkungan; penyebaran brosur-brosur tentang keselamatan nuklir, kedaruratan nuklir dan menyelenggarakan latihan-latihan kedaruratan nuklir yang melibatkan peranserta masyarakat. Sosialisasi ini harus dilaksanakan oleh BATAN, BAPETEN, PEMDA setempat, Badan Koordinasi Penanggulangan Bencana dan Pengungsi (BAKORNAS PBP), Kepolisian, dan instansi terkait lainnya.

Nuclear energy has been utilized for much kind of activities in Indonesia, included nuclear reactor operation. Environmental impacts of its operation are increasing of gross environmental radioactivity, radionuclide release to the environment, and radiation exposure risks to workers and public. All of those risks should be controlled and monitored properly to ensure security and safety of the public and environment. To control and monitor of that risks, early warning system is needed.
General purpose of this research is to recognize the role of early warning system in ensuring security and safety of the public and environment. There are three specific purposes of research, namely: (1) to recognize power reactor parameter influence to probability of nuclear emergency; (2) to recognize influence of primary cooling system parameter to probability of nuclear emergency; and (3) to recognize whether early warning system is able to prevent environmental pollution caused by nuclear accident.
Hypothesis of the research are:
a) There is a positive relationship between power reactor parameter and probability of nuclear emergency;
b) There is a positive relationship between primary cooling system parameter and probability of nuclear emergency;
c) Early warning system works effectively and efficiently.
d) Early warning system of nuclear reactor can prevent environmental pollution caused by nuclear accident.
The type of the research is experimental research laboratory scale, with nuclear reactor simulation system approach. Research methods are observation field data then laboratory simulation and running computer modeling calculation program of radionuclide distribution and release to the environment. The nature of this research are quantitative and analitical descriptive.
Data analitical technique is deterministic safety assessment based on technical specification of the system by testing two independent variables reviewed have big deterministic values which cause system failed. By applying two scenarios of fatal accidents, namely Flow Blockage to Single Cooling Channels and Local melting of a Few Fuel Plates sequentially. Then, mathematical calculation, accident assessment and its anticipation have to be done by focused on saving people and environment; emergency and supporting zones establishment and management in purpose of public and environmental protection. Research results are the longer reactor operation in high power, the bigger probability of nuclear emergency would be happened. In the history of nuclear accident, namely Chernobyl accident, Uni Sovyet, was caused by graphite moderation failure then fuel temperature increased dramatically to initiate power transient leads to core damaged and fuel elements melt down and then widespread of contamination of radionuclide substances to the environment. In this experiment, flow rate of coolant in primay system was constant during high power operation with slightly fluctuation in safety margin, except when accident happened.
This research was successful to calculate collective effective dose of radiation in accident simulation of six fuel elements meltdown (BDBA) with stringent assumptions. Collective effective dose is 0,0288 man Sievert, meaning, everyone within radius of 0-5 km receives average radiation dose of 0,0288 Sv or 28,8 mSv. This means almost six times of yearly radiation dose of the public (5 mSvlyear). Based on standard graph (Cember, 1992) of probabilistic death of cancer at dose of 28,8 mSv is 2 x 10-3 or 2 cases per 1000 population per year. It means that there are more than 176 cases per 176224 people (within 0-5 km radius of accident) will die every year. Early Warning System is the first barrier that should be strengthened in purpose of environmental management for maintaining quality of environment on safe and secure utilization of nuclear energy.
According to IAEA's (International Atomic Energy Agency) recommendation, if worse scenario of accident happened, people within radius of 0.5 - 5 km of accident location should be temporary sheltered or evacuated ( 2 days - 1 week) to avoid radiation exposure (IAEA, 2003). While food restriction zone should be applied, within radius 5 - 50 km from the location (IAEA, 2003).
Based on research results and discussion, it can be concluded as follows:
1. Early Warning System is an integrated part of National Nuclear Emergency Preparedness System. So that, it would be working to ensure security and safety of the public and environment if and only if it is supported by strong management and infrastructures, manpower included as emergency response teams to relieve the situation.
2. Reactor power is more sensitive toward probability of nuclear emergency. So, the longer reactor operated in high power, the bigger probability of nuclear emergency would be happened.
3. Primary coolant flow rate is constant during high power operation, so it has smaller probability of nuclear emergency than the power parameter itself. While in accident, the primary coolant flow rate is dropped exceeding safety margin.
4. Effectively and efficiency of Early Warning System are depending upon applied emergency scenario and alertness of the team personnel to reduce accident's risk and impact, to prevent escalation of the accident and to prevent propagation of environmental pollution and damage because of nuclear accident.
Based on constraints and limitations of the research and the discussion, it can be given some suggestions as follows:
1. Because there is no BDBA data available in safety analysis report and other documents, it would be a wise step to include BDBA accident analysis in the documents. So that people are more prepared in early anticipating the accident if it actually happens. This is to be discussed by BATAN and BAPETEN.
2. Effectively and efficiency of early warning system should be judged cautiously and to be done by emergency response exercises regularly, and to involve other institutions and to evaluate it carefully.
3. It needs to be done the study of other parameters to recognize total performance early warning system.
4. It needs to be done model verification and study of branching ratio of radioactivity exposure to the environment and economic loss identification if early warning system does not function properly.
5. There should be socializations of early warning system application and potential danger of nuclear accident to the public. This is to ensure that the people alert and prepared of the actual danger. Socialization can be done by public counseling of nuclear and its safety aspects; dissemination of information via nuclear safety and emergency brochures; and to arrange nuclear emergency exercises with public involvement. These activities have to be done by BATAN, BAPETEN, local governments, BAKORNAS PBP, Police Department, and other institutions.
"
Jakarta: Program Pascasarjana Universitas Indonesia, 2005
T15213
UI - Tesis Membership  Universitas Indonesia Library
<<   1 2 3 4 5 6 7 8 9 10   >>