Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

"Reaktor nuklir menghasilkan Bahan Bakar Nuklir Bekas (BBNB) yang umumnya disimpan di suatu kolam Instalasi Penyimpanan Sementara BBNB (IPSB3) dengan level air yang cukup untuk mendinginkan panas peluruhan dan meminimalkan paparan radiasi. Insiden Fukushima Daiichi unit 4 dimana tidak berfungsinya sistem pendingin menyebabkan akumulasi panas peluruhan yang menaikkan suhu dan laju penguapan air di luar kendali, memberikan pelajaran bahwa kolam-kolam ini termasuk IPSB3 dari Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) memerlukan analisis kinerja termal yang memadai. Pemodelan dinamik IPSB3 diperlukan, dan penelitian ini bertujuan untuk mengetahui perilaku dinamik dan kapabilitas IPSB3 pada kondisi saat ini dan prediksi masa mendatang maupun station blackout (SBO). Pemodelan mengadopsi pendekatan campuran homogen dan memperhitungkan proses perpindahan panas di dalam badan air, udara ruangan, sistem ventilasi, udara ambien serta lingkungan tanah, menggunakan software Stella. Untuk prediksi di masa depan, diasumsikan 120 BBNB ditambahkan akhir tahun 2021 (Kasus 1) dan akumulasi BBNB dari 60 tahun operasi RSG-GAS (Kasus 2). Model dinamik ini divalidasi terhadap data eksperimen yang dilakukan di IPSB3 RSG-GAS. Prediksi model dinamik Stella memiliki kesesuaian dengan data eksperimen. Validasi pada kondisi operasi normal menunjukkan nilai mean relative deviation (MRD) dan mean squared error (MSE) secara berturutan yaitu 0,042% dan 0,0047 untuk prediksi temperatur, sementara untuk prediksi level secara berturutan adalah 0,01% dan 0,0008. Validasi pada kondisi SBO menunjukkan nilai MRD dan MSE sebesar 0,0254% dan 0,00178 untuk prediksi temperatur, sedangkan prediksi level air berturut-turut 0,00853% dan 0,0006. Pada kondisi operasi normal dengan mode operasi sistem VAC 8 jam dan HE sistem pendingin 6 jam setiap jam kerja, simulasi penambahan 120 BBNB menunjukkan bahwa temperatur air relatif dapat dipertahankan pada hari kerja, namun pada simulasi 60 tahun operasi akan terjadi kenaikan temperatur yang signifikan. Penambahan waktu operasi pendingin harus dilakukan untuk mencegah peningkatan suhu air secara terus-menerus. Jika terjadi SBO, air kolam dapat bertahan tanpa intervensi manusia secara berturut selama 142 hari pada inventori saat ini, 104,4 hari pada penambahan 120 BBNB, dan 45,8 hari pada inventori 60 tahun operasi RSG-GAS. Laju penguapan tertinggi terjadi ketika kondisi 300 jam SBO pada inventori 60 tahun operasi RSG-GAS, yaitu sebesar 0,12 kg/m2.jam, menunjukkan nilai dimana sistem produksi air bebas mineral masih mampu mengkompensasi kehilangan air akibat penguapan.

---

Nuclear reactors generate spent nuclear fuel (SNF) which is generally stored in an interim storage pool for spent fuel (ISSF/SFSP) with a sufficient water level to cool the decay heat and minimize the radiation exposure. The Fukushima Daiichi unit 4 incident in which the cooling system malfunctioned caused the accumulation of decay heat and raised the temperature and evaporation rate of water out of control, providing a lesson that these ponds include SFSP from the G.A. Siwabessy Multipurpose Reactor. (GAS-MPR) requires an adequate thermal performance analysis. SFSP dynamic modeling is required, and this study aims to determine the dynamic behavior and capabilities of SFSP in current conditions and future predictions as well as station blackout (SBO). The modeling adopts a well-mixture approach and takes into account the heat transfer process in water bodies, room air, ventilation systems, ambient air and ground environment, using Stella software. For future predictions, it is assumed that 120 SNF will be added by the end of 2021 (Case 1) and the accumulated SNF from 60 years of GAS-MPR operation (Case 2). This dynamic model was validated against experimental data conducted in the GAS-MPR SFSP. The predictions of the Stella dynamic model are in a good agreement with the experimental data. Validation under normal operating conditions shows the mean relative deviation (MRD) and mean squared error (MSE) values of 0.042% and 0.0047, respectively for temperature prediction, while the prediction levels are 0.01% and 0.0008, respectively. Validation on the SBO condition shows the MRD and MSE values ​​of 0.0254% and 0.00178 for temperature prediction, while the prediction of water levels is 0.00853% and 0.0006, respectively. In normal operating conditions with the VAC system operating mode 8 hours and HE cooling system 6 hours per working hour, the simulation of the addition of 120 SNF shows that the water temperature can be relatively maintained on working days, but in the 60-year simulation of operation there will be a significant increase in temperature. Increasing the cooling operating time must be done to prevent the continuous increasing in the water temperature. In case SBO occurs, pool water can survive without human intervention consecutively for 142 days in the current inventory, 104.4 days in the addition of 120 SNF, and 45.8 days in the 60-year inventory of GAS-MPR operation. The highest evaporation rate occurs when the condition of 300 hours SBO in the 60-year inventory of GAS-MPR operation, which is 0.12 kg/m2-hour, shows the value at which the demineralized water production system is still able to compensate for water loss due to evaporation."

"Untuk meningkatkan keselamatan termal pada saat terjadi kecelakaan akibat station blackout, vertical straight wickless-heat pipe pipa kalor lurus tanpa sumbu kapiler yang diletakkan secara vertikal diusulkan sebagai sistem pendingin pasif baru untuk pembuangan panas sisa hasil peluruhan di kolam penyimpanan bahan bakar bekas nuklir. Pipa kalor akan membuang panas peluruhan dari kolam penyimpanan bahan bakar bekas nuklir dan dapat menjaga sistem tetap aman. Tujuan penelitian ini adalah untuk menginvestigasi karakteristik, fenomena perpindahan kalor, dan unjuk kerja termal pipa kalor yang digunakan mencari pengaruh kecepatan pendinginan dengan besarnya kalor yang harus dibuang, menganalisis keserupaan dimensi dari pipa kalor yang digunakan, dan mengetahui teknologi pipa kalor yang dapat digunakan sebagai sistem keselamatan pasif di instalasi nuklir pada kondisi kecelakaan akibat station blackout. Investigasi secara eksperimen dilakukan dengan mempertimbangkan pengaruh tekanan awal pipa kalor, evaporator filling ratio, beban kalor evaporator, dan laju aliran pendingin di water jacket. Air pendingin disirkulasikan dalam water jacket sebagai penyerap kalor di bagian condenser. Simulasi dengan program perhitungan termohidraulika RELAP5/MOD3.2 dilakukan untuk mendukung dan membandingkan dengan hasil eksperimen yang didapatkan. Hasil eksperimen menunjukkan bahwa unjuk kerja termal terbaik pipa kalor didapatkan pada tahanan termal 0,016 C/W. Unjuk kerja termal terbaik didapatkan pada saat pipa kalor diberikan filling ratio 80 , tekanan awal terendah, laju aliran pendingin tertinggi, dan beban kalor evaporator tertinggi. Dari nilai tahanan termal tersebut didapatkan bahwa pipa kalor ini memiliki kemampuan memindahkan kalor 199 kali lebih besar jika dibandingkan dengan batang pejal tembaga dengan geometri yang sama. Model pipa kalor dalam simulasi dengan RELAP5/MOD3.2 dapat digunakan untuk mendukung investigasi secara eksperimen dalam memprediksi fenomena yang berlangung di bagian dalam pipa kalor. Analisis dimensi dan keserupaan pipa kalor yang didapatkan bisa digunakan untuk merancang pipa kalor lain dengan geometri yang berbeda namun tetap menghasilkan unjuk kerja termal yang sama. Kesimpulan investigasi yang dilakukan menunjukkan bahwa pipa kalor ini memiliki unjuk kerja termal yang tinggi dan dapat digunakan sebagai sistem pendingin pasif di kolam penyimpanan bahan bakar bekas nuklir pada saat terjadinya kecelakaan akibat station blackout.

---

To enhance the thermal safety when station blackout accident occurs, a vertical straight wickless heat pipe is proposed as a new passive residual heat removal system in nuclear spent fuel storage pool. The heat pipe will remove the decay heat from nuclear spent fuel pool and keep the system safe. The objective of this research is to investigate the characteristics, heat transfer phenomena, and thermal performance of heat pipe, to analyse the effect of coolant flowrate against heat to be removed, analysing the dimensional similarity of heat pipe, and to know the heat pipe technology that could be used as passive safety system in nuclear installation during to station blackout accident. The experimental investigation was conducted to investigate the heat transfer phenomena and heat pipe thermal performance with considering the influence of heat pipe initial pressure, evaporator filling ratio, evaporator heat load, and coolant volumetric flow rate of water jacket. Cooling water was circulated in water jacket as condenser cooling system. A numerical simulation with nuclear reactor thermal hydraulic code RELAP5 MOD3.2 was performed to support and to compare with the experimental results. The experimental results showed that the best thermal performance was obtained at thermal resistance of 0.016 C W, with filling ratio of 80 , the lower initial pressure, higher coolant volumetric flow rate, and higher heat load of evaporator. From thermal resistance analysis, it is found that the heat pipe has the ability to remove heat 199 times greater than copper rod with the same geometry. The RELAP5 MOD3.2 simulation model can be used to support experimental investigation and to predict the phenomena inside the heat pipe. The dimensional analysis and similitude of the heat pipe can be applied to design the other heat pipe with different geometries with produces the same thermal performance. The conclusion of investigation showed that vertical straight wickless heat pipe has higher thermal performance and can be used as passive residual heat removal system of nuclear spent fuel pool when station blackout occurs."