Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

"Hasil beberapa penelitian menunjukan bahwa nanofluida memiliki karakteristik termal yang lebih baik dibandingkan dengan fluida konvensional (air). Berkaitan dengan hal tersebut, saat ini sedang berkembang pemikiran untuk menggunakan nanofluida sebagai fluida perpindahan panas alternatif pada sistem pedingin reaktor. Sementara itu, konveksi alamiah di dalam pipa anulus vertikal merupakan salah satu mekanisme perpindahan panas yang penting dan banyak ditemukan pada reaktor riset TRIGA, reaktor daya generasi baru dan alat konversi energi lainnya. Namun disisi lain karakteristik perpindahan panas nanofluida di dalam pipa anulus vertikal belum banyak diketahui. Oleh karena itu penting dilakukan secara berkesinambungan penelitian-penelitian untuk menganalisis perpindahan panas nanofluida di dalam pipa anulus vertikal. Pada penelitian telah dilakukan analisis numerik menggunakan program computer CFD (computational of fluids dynamic) terhadap karakteristik perpindahan panas konveksi alamiah aliran nanofluida Al2O3-air konsentrasi 2% volume di dalam pipa anulus vertikal. Hasil kajian ini menunjukkan terjadi peningkatan kinerja perpindahan panas (bilangan Nuselt- NU) sebesar 20,5% - 35%. Pada moda konveksi alamiah dengan bilangan 2,4708e+09 £ Ra £ 1,9554e+13 diperoleh korelasi empirik untuk air adalah dan korelasi empirik untuk nanofluida Al2O3-air adalah"

"Seiring dengan perkembangan teknologi, cairan pendingin konvensional menjadi kurang efektif untuk teknologi baru terutama dalam hal pendinginan saluran mikro. Oleh karena itu, para ilmuwan mencoba memanfaatkan nanofluida yang merupakan campuran nanopartikel dan cairan dasar. Ada begitu banyak penelitian terhadap konduktivitas termal nanofluida tetapi madih sedikit studi eksperimen untuk menyelidiki perpindahan panas konvektif dari fluida baru ini. Dengan demikian, simulasi numerik aliran nanofluida sangat penting dan tujuan dari penelitian ini adalah untuk menguji apa yang terjadi pada koefisien perpindahan panas konveksi dan bilangan Nusselt di bawah kondisi batas yang berbeda dengan bantuan pendekatan CFD. Untuk memahami sepenuhnya fenomena ini, simulasi CFD dilakukan untuk aliran satu fase dan aliran dua fase. studi menunjukkan bahwa koefisien perpindahan panas konvektif Al2O3/Air selalu lebih tinggi daripada air murni dan nilai ini menjadi lebih tinggi dengan meningkatnya konsentrasi Al2O3 terutama dalam kasus aliran dua fase yang memberikan koefisien konveksi tertinggi. Penelitian ini juga menemukan bahwa bilangan Nusselt nanofluida aliran dua fase lebih rendah daripada air dan celah ini menjadi lebih besar karena konsentrasi Al2O3 menjadi lebih tinggi, menunjukkan bahwa peningkatan konduktivitas lebih tinggi daripada konveksi.

---

The technology is advancing day by day and conventional fluids are becoming less effective for the new technologies especially in the case of microchannel cooling. Due to this issue scientists have come up with the idea of nanofluids which is a mixture of nanoparticles and a base fluid. There are so many attentions toward the thermal conductivity of nanofluids but there is lack of experiment to investigate the convective heat transfer of these new fluids. Thus, Numerical simulation of nanofluid flows is of great importance and the aim of this study is to examine that what happens to the convective heat transfer coefficient and Nusselt number under different boundary condition by the help of CFD approaches. In order to fully understand this phenomenon, the CFD simulations are carried out for both Single – phase flow and two – phase flow. the study shows that the convective heat transfer coefficient of Al2O3/ Water is always higher than pure water and this value becomes higher as the concentration of Al2O3 increases especially in the case of two – phase flow which gives the highest convection coefficient. This study also found that the Nusselt number of two – phase flow nanofluids is lower than water and this gap becomes larger as the concentration of Al2O3 becomes higher, indicating that the enhancement in conductivity is higher than convection."

"Reaktor Riset Nuklir dengan air ringan sebagai zat pendingin memiliki sistem pendingin yang dilengkapi dengan komponen kamar tunda. Fungsi ruang tunda adalah untuk menunda aliran agar gas hasil reaksi fisi khususnya Nitrogen-16 (N-16) dapat meluruh pada ambang batas yang diizinkan. Gas tersebut akan menumpuk pada bagian atas kamar tunda yang diduga sebagai sebab terjadinya shutdown operasi reaktor karena sinyal Loss Of Coolant Accident (LOCA). Tujuan dari penelitian ini adalah mengetahui performa dari kamar tunda. Performa yang ingin di kaji meliputi lama waktu aliran didalam kamar tunda, serta perubahan hilang tekan terhadap penumpukan gas didalamnya. Computations fluid dynamics (CFD) menggunakan metode particle tracking pada model skala kamar tunda dilakukan untuk mengetahui lama waktu tinggal aliran. Metode pengujian eksperimen dengan membuat model skala uji digunakan untuk melihat fenomena variasi rasio udara terjebak terhadap perubahan hilang tekan pada kamar tunda. Hasil simulasi model skala menunjukkan waktu tinggal aliran selama 15,6 detik dan divalidasi dengan persamaan skala yang dilakukan dan didapatkan error sebesar 10,09%. Meningkatnya rasio udara terjebak didalam kamar tunda sebanding dengan kenaikan hilang tekan didalamnya. Kenaikan hilang tekan kamar tunda mulai mempengaruhi sistem pada rasio udara terjebak sebesar 12%, dimana terlihat pembentukan buble dan laapisan udara di bawah sekat 1 serta adanya void yang terbentuk pada outlet.

---

The Nuclear Research Reaktor with light water as a coolant has a cooling system equipped with a delay chamber component. The function of the delay chamber is to delay the flow so that the fission gas can decay at the permissible threshold, especially Nitrogen-16 (N-16). The gas will accumulate at the top of the delay chamber that suspects to activate the Loss Of Coolant Accident (LOCA) signal and shut down the reaktor. The purpose of this study was to determine the performance of the decay chamber. Performances of the delay chamber are the residence time of the flow inside the delay chamber and the change of pressure drop due to gas accumulation inside. The delay chamber scaled model simulation has been carried out. Computations fluid dynamics (CFD) using the particle tracking method carried out to determine the residence time of the flow. The experimental test scale model is used to see the relationship between trapped air and pressure drop inside the delay chamber. The CFD scale model simulation results that the residence time of the flow is 15.6 seconds. the result is validated by the scale equation and an error of 10.09% is obtained. An increase in the ratio of trapped air causes an increase in pressure drop between the inlet and outlet. The increase in pressure loss inside the delay chamber began to affect the system at a 12% trapped air ratio. The experiment has shown the formation of bubbles and air layers inside the delay chamber and the presence of voids formed at the outlet."

"Sistem kendali level air di pressurizer sangat dibutuhkan bagi keselamatan pengoperasian PWR dengan menyelaraskan perubahan volume sekaligus mempertahankan tekanan yang ada di kalang primer pada set point tertentu. Beberapa riset telah mengusulkan sistem cerdas baik neural network maupun fuzzy logic untuk meningkatkan kemampuan sistem kendali konvensional level yang umum dipakai di PWR yaitu Proportional-Integral (PI) atau Proportional-Integral-Derivative (PID). Namun sangat disayangkan penelitian-penelitian ini kurang mengkaji secara komprehensif potensi kendali konvensional ini. Padahal jika parameternya ditentukan dengan lebih seksama akan memberikan hasil yang setara bahkan lebih baik. Penelitian ini bertujuan untuk menjawab tantangan ini dengan meneliti lebih seksama sekaligus menguji parameter-parameter kendali ini agar diperoleh konfigurasi terbaik untuk sistem kendali level air pressurizer. Dibanding dengan dengan hasil simulasi sistem cerdas jaringan saraf tiruan yang pernah dibuat sebelumnya, ternyata kendali PI hasil penelitian ini memberikan peningkatan waktu naik yang lebih baik sekitar 280 kali, peningkatan waktu penetapan sekitar 293 kali, penurunan lewatan maksimum sekitar 1,1 kali, dan penurunan puncak sekitar 0,2 %. Hasil validasi dari konfigurasi ini juga terbukti stabil, mampu mengatasi gangguan selama 10 detik dengan puncak maksimum level 0,005%, dan mampu mengikuti perubahan set point dengan baik."

"Salah satu usaha untuk menaikkan efektivitas pendinginan suatu sistem adalah dengan mencoba mengganti fluida kerjanya, yaitu dengan menggunakan fluida nano. Fluida nano ini merupakan campuran antara air dengan partikel nano yang berukuran 10-7-10-9 m. Karena fluida nano ini merupakan campuran air dan partikel nano, maka diharapkan campuran tersebut dapat homogen menjadi larutan yang serba sama sifatnya. Dalam keadaan yang homogen dan serba sama tersebut seharusnya fluida nano yang digunakan sebagai fluida pendingin dapat memindahkan energi dalam bentuk panas yang lebih besar. Dalam penelitian ini digunakan fluida nano yang dibuat dari campuran air dengan partikel nano ZrO2 dengan konsentrasi 1 gram/liter. Penelitian dimulai dengan membuat suatu sistem peralatan eksperimen yang terdiri dari pemanas berbentuk datar sebagai sumber panas dengan fluida nano sebagai pendingin dialirkan ke permukaan pemanas. Karena adanya perbedaan temperatur antara pemanas dan fluida pendingin tersebut, terjadilah proses perpindahan energi dalam bentuk panas. Efektivitas proses perpindahan energi ini akan dipengaruhi oleh bahan dan sifat termohidrolika fluida pendinginnya. Data yang diperoleh dari hasil eksperimen ini dipergunakan untuk menghitung koefisien perpindahan panas konveksi (h). Dari hasil perhitungan diperoleh koefisien perpindahan panas fluida nano lebih besar 1.08 kali dibandingkan dengan koefisien perpindahan panas air, hal ini menunjukkan bahwa fluida nano lebih efektif dipergunakan sebagai fluida pendingin dibandingkan air."

"Panas gamma merupakan faktor yang sangat diperlukan untuk analisis keselamatan pada setiap fasilitas eksperimen yang akan dilakukan di teras reaktor nuklir. Panas gamma merupakan sumber panas internal yang harus dihitung dengan tepat, karena berkaitan dengan masalah keselamatan. Nilai panas gamma sangat bergantung pada karakteristik teras reaktor secara keseluruhan, sehingga setiap desain teras baru harus dilengkapi dengan penentuan nilai distribusi panas gammanya. Reaktor Riset Inovatif (RRI) merupakan reaktor riset desain baru yang harus dilengkapi dengan data keselamatannya, termasuk dalam hal ini nilai dan distribusi panas gammanya. Untuk keperluan tersebut, telah dilakukan perhitungan dan analisis distribusi panas gamma teras dan fasilitas iradiasi refletortor RRI dengan menggunakan program Gamset yang telah dimodifikasi dan divalidasi untuk model teras RRI. Diperoleh hasil bahwa di pusat teras reaktor memiliki nilai panas gamma yang cukup tinggi (11,75 W/g), jauh lebih besar dari reaktor RSG-GAS Akan tetapi penempatan semua fasilitas iradiasi di reflektor menunjukkan bahwa desain RRI jauh lebih aman untuk iradiasi dibanding dengan di RSG-GAS, karena memiliki panas gamma di reflektor yang sangat rendah. Disimpulkan bahwa berdasarkan nilai panas gamma di reflektor yang sangat rendah, desain teras reaktor RRI lebih aman untuk penggunaan berbagai jenis iradiasi."

"Rencana pembangunan Reaktor Daya Eksperimental (RDE) berpotensi melepaskan radionuklida 137Cs. Radionuklida seperti 137Cs merupakan hasil reaksi fisi dari reaktor nuklir. Sumber pelepasan 137Cs berasal dari Reaktor Serba Guna (RSG) GA Serpong, Reaktor Kartini Yogyakarta, dan Reaktor Trigamark di Bandung. RSG beroperasi selama 142 hari dalam setahun dan berpotensi melepaskan radioaktif 137Cs sebanyak 2,91 x 10-6 Ci per tahun. Pelepasan 137Cs ke atmosfer akan mengalami proses global fallout, terserap di dalam tanah dan selanjutnya akan terakumulasi di perairan Teluk Jakarta. Untuk mengidentifikasi banyaknya 137Cs yang terakumulasi di perairan Teluk Jakarta, dapat digunakan rajungan (Portunus pelagicus) sebagai bioindikator. Pada penelitian ini dilakukan simulasi studi bioakumulasi 137Cs oleh Portunus pelagicus dari perairan Teluk Jakarta dengan memvariasikan perlakuan suhu (28oC, 31 oC, 34 oC, 37 oC) dan salinitas (26o/oo, 29o/oo, 32 o/oo, 35 o/oo) air laut. Hasil penelitian menunjukkan nilai BCF untuk variasi suhu 28oC, 31 oC, 34 oC, 37 oC secara berturut-turut adalah 2,81 mL.g-1; 3,90 mL.g-1; 3,28 mL.g-1; dan 4,31 mL.g-1 sedangkan nilai BCF untuk variasi salinitas 26o/oo, 29o/oo, 32 o/oo, dan 35o/oo berturut-turut adalah 3,25 mL.g-1; 7,24 mL.g-1; 8,40 mL.g-1; dan 25,49 mL.g-1. Nilai BCF yang diperoleh, diinput ke dalam software Erica Tool untuk mengkaji dosis rata-rata 137Cs yang terdapat pada organisme hidup pada perairan Teluk Jakarta.

---

Experimental Power Reactor development plan releasing potentially radionuclide 137Cs. Radionuclides such as 137Cs is a fission product from nuclear reactors. 137Cs source release comes from Reactor Serba Guna (RSG) GA Serpong, Yogyakarta Reactor and Reactor Trigamark in Bandung. These reactors operates for 142 days a year and has the potential to release radioactive 137Cs as much as 2.91 x 10-6 Ci per year. 137Cs release into the atmosphere will undergo a process of global fallout, absorbed in the soil and will accumulate in the waters of Jakarta Bay. To identify the amount of 137Cs that accumulates in the waters of Jakarta Bay, can be used blue swimmer crab (Portunus pelagicus) as bio-indicators.

In this study conducted a simulation study of bioaccumulation of 137Cs by Portunus pelagicus of the waters of Jakarta Bay by varying the treatment temperature (25oC, 28oC, 31oC, 34oC) and salinity (26o/oo, 29 o/oo, 32 o/oo, 35 o/oo) seawater. The results showed bioconcentration factor (BCF) values for variations in temperature 25oC, 28oC, 31oC, 34oC in a row is 2.81 mL.g-1; 3.90 mL.g-1; 3.28 mL.g-1; and 4.31 mL.g-1 while the value of BCF for variations in salinity 26o/oo, 29 o/oo, 32 o/oo, 35 o/oo are respectively 3.25 mL.g-1; 7,24 mL.g-1; 8,40 mL.g-1; and 25.49 mL.g-1. Bioconcentration factor value obtained, inputted into the software Erica Tool to assess the average dose of 137Cs contained in living organisms in the waters of Jakarta Bay"

"Dalam skripsi ini dilakukan pemodelan dan simulasi reaktor unggun tetap non-isotemal, non-adibalik untuk reaksi reformasi uap air dengan model heterogen dua dimensi (arah aksial dan radial) dengan mempertimbangkan faktor-faktor hidrodinamika yang ada pada reaktor juga perpindahan massa dan energi antar fasa (fasa ruah dan fasa partikel katalis), serta reaksi pennukaan. Mekanisme reaksi mengacu pada korelasi kinetika yang dikemukakan oleh Akers dan Camp. Model yang telah dikembangkan dibagi dalam dua sistem, yaitu skala reaktor dan skala pelet katalis. Penyelesaian persamaan skala partikel katalis dilakukan dengan metode kolokasi ortogonal enam titik. Sedangkan persamaan-persamaan diferensial parsial orde dua skala reaktor diselesalkan dcngan menggunakan metode beda hingga (finite difference) dengan formula central finite difference unluk penyelesaian arah radial, dan backward finite difference untuk arah aksial. Dari hasil simulasi diperoleh bahwa unluk reaksi reformasi uap air, kenaikan temperatur Fluida masuk reaktor dari 673 K menjadi 823 K akan menaikkan harga konversi 10,8 % dari harga awal. Sebaliknya kenaikan tekanan fluida masuk reaktor dari 26 bar menjadi 32 bar akan menurunkan konversi sebesar 4,2 %. Jika dihubungkan dengan dimensi reaklor, maka pada harga konversi yang kecil, kenaikan harga yield yang besar hanya membutuhkan pertambahan volume reaktor yang kecil. Sebaliknya pada harga konversi yang besar, maka kenaikan harga konvcrsi yang kecil akan membutuhkan pcrtambahan volume reaktor yang besar. Dengan mengubah mol CH4 umpan maka pertambahan jumlah rasio umpan H2OCH4 dari 2 hingga 4 akan mengubah konvcrsi CH4 dari 0,634 menjadi 0,713. Perubahan ukuran diameter kalalis dari 0,002 m menjadi 0,02 m akan menurunkan konversi total sebesar 57,3 % dari konversi mula-mula."

"AP1000 adalah reaktor daya PWR maju dengan daya listrik 1154 MW yang didesain berdasarkan kinerja teruji dari desain PWR lain oleh Westinghouse. Untuk mempersiapkan peran Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir sebagai suatu Technical Support Organization (TSO) dalam hal verifikasi keselamatan, telah dilakukan kegiatan verifikasi keselamatan untuk AP1000 yang dimulai dengan verifikasi kecelakaan kegagalan pendingin sekunder. Kegiatan dimulai dengan pemodelan fitur keselamatan teknis yaitu sistem pendinginan teras pasif yang terdiri dari sistem Passive Residual Heat Removal (PRHR), tangki core makeup tank (CMT), dan tangki In-containment Refueling Water Storage Tank (IRWST). Kecelakaan kegagalan pendingin sekunder yang dipilih adalah hilangnya aliran air umpan ke salah satu pembangkit uap yang disimulasikan menggunakan program perhitungan RELAP5/SCDAP/Mod3.4. Tujuan analisis adalah untuk memperoleh sekuensi perubahan parameter termohidraulika reaktor akibat kecelakaan dimana hasil analisis yang diperoleh divalidasi dan dibandingkan dengan hasil analisis menggunakan program perhitungan LOFTRAN di dalam dokumen desain keselamatan AP1000. Hasil verifikasi menunjukkan bahwa kejadian hilangnya suplai air umpan tidak berdampak pada kerusakan teras, sistem pendingin reaktor, maupun sistem sekunder. Penukar kalor PRHR telah terverifikasi kemampuannya dalam membuang kalor peluruhan teras setelah trip reaktor. Hasil validasi dengan dokumen pembanding menunjukkan kesesuaian pada sebagian besar parameter termohidraulika. Secara umum, model PWR maju yang dilengkapi dengan sistem pendinginan teras ciri pasif yang telah dikembangkan tetap selamat ketika terjadi kecelakaan kehilangan aliran pendingin sekunder."

"Kesinambungan operasi reaktor TRIGA 2000 di antaranya ditentukan oleh suhu bahan bakar dan suhu air pendingin primer. Sebagai contoh pengoperasian reaktor TRIGA 2000 saat ini sulit mencapai daya 2000 kW, karena suhu di pusat elemen bahan bakar di dalam teras reaktor mencapai 675 oC, suhu pendingin primer yang masuk ke teras reaktor mencapai 41,3 oC, suhu pendingin primer yang ke luar dari tangki reaktor mencapai 48,2 oC. Tingginya suhu elemen bahan bakar dan suhu pendingin primer di dalam teras telah meningkatkan pendidihan dan menambah pembentukan gelembung uap di dalam teras reaktor, sehingga menurunkan moderasi neutron oleh pendingin primer di dalam teras dan reaktor tidak mampu mencapai daya 2000 KW. Beberapa kegiatan yang dapat dilakukan untuk menurunkan suhu bahan bakar dan air pendingin primer di dalam teras reaktor TRIGA 2000, di antaranya dengan menempatkan cerobong di atas teras reaktor dan menambah pelat penukar panas. Mengingat studi kasus ini tidak memungkinkan untuk dilakukan secara eksperimen, maka analisis dilakukan melalui kajian teoritik menggunakan program komputer CFD. Berdasarkan hasil kajian yang telah dilakukan diketahui bahwa dengan menambah tinggi cerobong menjadi 2 m, pelat penukar panas menjadi 384 lembar, laju alir pendingin primer 950 gpm, dan laju alir pendingin sekunder menjadi 1200 gpm, mampu menurunkan suhu pendingin primer yang ke luar dari penukar panas atau suhu pendingin primer yang masuk ke teras reaktor menjadi 30,48 oC. Jika kondisi ini digunakan tentunya akan menurunkan suhu maksimum kelongsong bahan bakar, dan suhu pendingin primer di dalam teras, sehingga akan mengurangi pendidihan di dalam teras reaktor, meskipun hal ini akan menaikkan konsentrasi N-16 di permukaan tangki reaktor menjadi 49,41%."