Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

Hasil Pencarian

Ditemukan 6 dokumen yang sesuai dengan query
cover
Tanggerang: Pusat Teknologi Bahan Nuklir , 2014
621.48 TEK
Buku Teks  Universitas Indonesia Library
cover
Abstrak :
Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir URANIA adalah wahana informasi tentang daur bahan bakar nuklir yang berisi hasil penelitian, pengembangan dan tulisan ilmiah terkait. terbitan pertama kali pada tahun 1995 dengan frekuensi terbit sebanyak empat kali dalam setahun yakni pada bulan Januari, April, Juli dan Oktober. Sementara itu, mulai tahun 2011 Jurnal Daur Bahan Bakar Nuklir URANIA akan terbit tiga kali dalam setahun, yaitu Februari, Juni dan Oktober.
Serpong: Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN), Batan, 1995
621 URANIA
Majalah, Jurnal, Buletin  Universitas Indonesia Library
cover
Abstrak :
Majalah Ilmiah Pengelolaan Instalasi Nuklir "PIN" yang diterbitkan oleh Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN) - BATAN, menerima dan mempublikasikan naskah berupa hasil penelitian, kajian dan tinjauan ilmiah yang berhubungan dengan kegiatan pengelolaan instalasi nuklir
Serpong: PTBBN Batan, {s.a.}
621 PIN
Majalah, Jurnal, Buletin  Universitas Indonesia Library
cover
Yanlinastuti
Abstrak :
Paduan AIMg2 sebagai bahan struktur cladding berfungsi untuk mengungkung bahan bakar nuklir. Telah dilakukan penentuan laju korosi paduan AIMg2 dalam medium air demineralisasi pendingin primer reaktor serba guna GA Siwabessy (RSG-GAS) dengan parameter uji varian suhu dan waktu prmanasan dalam air demineralisasi berasal dari reaktor serba guna BATAN Serpong Trangerang Selatan menggunakan Autoclave. Percobaan ini dilakukan pada suhu 100 dan 150 derajat celcius yang dipanaskan secara terus menerus masing-masing selama 10, 15, 20 dan 30 hari. Tujuan percobaan ini untuk mengetahui laju korosi paduan AIMg2 dengan variasi suhu dan waktu pemanasan pada medium air demineralisasi pendingin primer reaktor. Data hasil pengukuran dilakukan dengan cara penimbangan. Dari hasil penelitian menunjukkan bahwa paduan AIMg2 segar tanpa perlakuan nol (fresh) pada suhu pemanasan 100 derajat celcius selama 10, 15, 20 dan 30 hari dihasilkan korosi berturut-turut 0,9298; 1,2917; 1,7982; 2,7937 mpy dan pada suhu 150 derajat celcius dengan laju korosi adalah 0,9155; 1,3480; 1,7808; 2,7442 mpy sedangkan untuk AIMg2 rol yang dipanaskan pada suhu 100 deraja celcius selama 10, 15, 20 dan 30 hari dengan laju korosi masing-masing 0,4054; 0,5052; 0,7049 dan 1,1498 mpy serta untuk AIMg2 rol pada suhu pemanasan 150 derajat celcius menghasilkan laju korosi berturut-turut yaitu 0,2966; 0,5126; 0,6857; 1,0966 mpy, dengan AIMg2 fresh pada pemanasan 100 maupun 150 derajat celcius. Laju korosi yang dihasilkan dari bahan AIMg2 dengan kategori ringan yaitu mempunyai laju korosi dibawah 20 mpy, sehingga paduan AIMg2 relatif lebih tahan sebagai kelongsong bahan bakar nukir di lingkungan air reaktor.
Tangerang: Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN), 2017
621 PIN :18 (2017)
Artikel Jurnal  Universitas Indonesia Library
cover
Pungky Ayu Artiani
Abstrak :
[ABSTRAK
Limbah Bahan Bakar Nuklir Bekas (BBNB) merupakan salah satu limbah yang dihasilkan dalam pengoperasian reaktor nuklir. Limbah ini masih menghasilkan produk fisi dan panas hasil reaksi yang masih tinggi sehingga perlu dikelola dengan baik agar efek radiasi yang ditimbulkan tidak keluar di lingkungan. Penelitian ini akan dilakukan pemodelan panas peluruhan pada penyimpanan kering BBNB bentuk pebble dengan tipe storage tank yang telah digunakan pada reaktor HTR 10 menggunakan software ORIGEN-ARP. Dengan computational fluid dynamics (CFD) menggunakan Comsol Multiphysics maka pengaruh kecepatan udara pendingin dan ketebalan lapisan pengungkung terhadap profil suhu di setiap segmen storage dapat diketahui sehingga keselamatan penyimpanan BBNB pada aspek suhu dapat dianalisis. Dari hasil perhitungan dapat diketahui bahwa panas peluruhan yang dihasilkan oleh BBNB setelah keluar dari reaktor sebesar 620,2260 watt. Panas peluruhan tersebut semakin menurun seiring dengan lamanya waktu penyimpanan. Ketebalan beton tidak terlalu berpengaruh terhadap penurunan suhu di storage tank. Hal ini disebabkan oleh konduktivitas panas beton yang rendah sehingga laju perpindahan panas di setiap variasi ketebalan tidak berbeda secara signifikan. Ketebalan stainless steel berpengaruh terhadap gradien perubahan suhu pada storage tank. Semakin tipis stainless steel maka semakin banyak laju panas yang dialirkan dari grafit ke beton, sehingga suhu pada beton semakin besar. Semua hasil simulasi pada berbagai kondisi memenuhi syarat parameter suhu maksimum keselamatan.
ABSTRACT Nuclear Fuel Waste is one of waste generated in operation of nuclear reactors. This waste is still producing fission products and heat of reaction that need to be managed properly so the effects of radiation emitted do not expose to environment. This research will be carried out modeling the decay heat in dry storage of pebble nuclear spent fuel with the type of storage tanks that have been used in the reactor HTR 10 using ORIGEN-ARP software. The effects of cooling air velocity and confinement layer thickness on temperature profile in every segment of storage can be determined with computational fluid dynamics (CFD) using Comsol Multiphysics so the safety of nuclear spent fuel storage on temperature aspects can be analyzed. Based on the calculation results can be seen that the decay heat generated by nuclear spent fuel after coming out from the reactor is 620.2260 watts. The decay heat decreases as the length of storage time. Concrete thickness does not significantly affect the declining temperature gradient in the storage tank. This is caused by the low thermal conductivity of concrete so the heat transfer rate in each variation of thickness is not different significantly. Stainless steel thickness affects the declining temperature gradient. Thinner the thickness of the stainless steel is used, greater the reduction of temperature gradient so equilibrium temperature of storage tank can be quickly achieved. All simulation results under various conditions compliy with the maximum temperature parameters of safety.;Nuclear Fuel Waste is one of waste generated in operation of nuclear reactors. This waste is still producing fission products and heat of reaction that need to be managed properly so the effects of radiation emitted do not expose to environment. This research will be carried out modeling the decay heat in dry storage of pebble nuclear spent fuel with the type of storage tanks that have been used in the reactor HTR 10 using ORIGEN-ARP software. The effects of cooling air velocity and confinement layer thickness on temperature profile in every segment of storage can be determined with computational fluid dynamics (CFD) using Comsol Multiphysics so the safety of nuclear spent fuel storage on temperature aspects can be analyzed. Based on the calculation results can be seen that the decay heat generated by nuclear spent fuel after coming out from the reactor is 620.2260 watts. The decay heat decreases as the length of storage time. Concrete thickness does not significantly affect the declining temperature gradient in the storage tank. This is caused by the low thermal conductivity of concrete so the heat transfer rate in each variation of thickness is not different significantly. Stainless steel thickness affects the declining temperature gradient. Thinner the thickness of the stainless steel is used, greater the reduction of temperature gradient so equilibrium temperature of storage tank can be quickly achieved. All simulation results under various conditions compliy with the maximum temperature parameters of safety., Nuclear Fuel Waste is one of waste generated in operation of nuclear reactors. This waste is still producing fission products and heat of reaction that need to be managed properly so the effects of radiation emitted do not expose to environment. This research will be carried out modeling the decay heat in dry storage of pebble nuclear spent fuel with the type of storage tanks that have been used in the reactor HTR 10 using ORIGEN-ARP software. The effects of cooling air velocity and confinement layer thickness on temperature profile in every segment of storage can be determined with computational fluid dynamics (CFD) using Comsol Multiphysics so the safety of nuclear spent fuel storage on temperature aspects can be analyzed. Based on the calculation results can be seen that the decay heat generated by nuclear spent fuel after coming out from the reactor is 620.2260 watts. The decay heat decreases as the length of storage time. Concrete thickness does not significantly affect the declining temperature gradient in the storage tank. This is caused by the low thermal conductivity of concrete so the heat transfer rate in each variation of thickness is not different significantly. Stainless steel thickness affects the declining temperature gradient. Thinner the thickness of the stainless steel is used, greater the reduction of temperature gradient so equilibrium temperature of storage tank can be quickly achieved. All simulation results under various conditions compliy with the maximum temperature parameters of safety.]
2016
T45267
UI - Tesis Membership  Universitas Indonesia Library
cover
Muhammad Yunus
Abstrak :
Pada teknologi penyimpanan basah, bahan bakar nuklir bekas disimpan di rak penyimpanan yang ditempatkan di dalam kolam air. Untuk mempertahankan temperatur air kolam agar berada pada batas kondisi operasi normal, panas yang dihasilkan akibat sisa peluruhan bahan bakar akan didinginkan oleh sistem pendingin. Pada penelitian ini akan dilakukan upaya penghematan energi pada sistem pendingin kolam bahan bakar bekas khususnya pada sistem chiller. Tujuan dari penelitian ini adalah mengembangkan desain Heat pipe Heat Exchanger (HPHE) pada sistem refrigerasi yang digunakan pada sistem pendingin loop sekunder. Dengan menggunakan sistem refrigerasi yang dilengkapi HPHE ini diharapkan dapat meningkatkan efektifitas dan penghematan penggunaan energi. Prototipe HPHE yang dikembangkan terdiri 5 buah heat pipe yang disusun sejajar dan dipasang diantara evaporator dan kompresor. Untuk melihat pengaruh HPHE terhadap performa sistem, maka dilakukan pengujian sistem refrigerasi dengan dan tanpa HPHE dan variasi beban kalor pada evaporator dengan variasi temperatur awal air 35 °C, 40 °C, 45 °C, 50 °C, dan 55 °C. Proses pengujian dilakukan selama 30 menit dengan daya penuh. Dari hasil pengujian diperoleh bahwa seiring dengan peningkatan variasi temperatur air, sistem refrigerasi mengalami penurunan kerja kompresor, peningkatan efek pendinginan, serta kenaikan coefficient of performance (COP). Penggunaan HPHE pada sistem refrigerasi terbukti mampu meningkatkan performa sistem dengan kerja kompresor yang semakin menurun, serta efek pendingin dan nilai COP yang semakin meningkat. Hasil optimal diperoleh pada variasi temperatur awal 55 °C dengan nilai kerja kompresor 48,1 kJ/kg, efek pendinginan 282,03 kJ/kg, dan COP 5,9. Resistansi termal HPHE semakin menurun seiring dengan kenaikan variasi temperatur air dengan nilai resitansi terbaik yaitu 0,37 °C/W. Dengan demikian, HPHE sangat potensial untuk diterapkan di sistem refrigerasi termasuk pada sistem pendingin kolam bahan bakar nuklir bekas demi meningkatkan efisiensi pendinginan dan menurunkan konsumsi listrik. ......In wet storage technology, spent fuel is stored on storage racks placed within a water pool. To maintain the water pool temperature within the limits of normal operating conditions, the heat generated due to the residual decay of the spent fuel will be cooled by the cooling system. This study aims to implement energy-saving in the chiller system of the spent fuel pool cooling system, particularly focusing on the chiller system. The objective of this research is to develop a Heat Pipe Heat Exchanger (HPHE) design for the refrigeration system used in the secondary loop of the cooling system. By incorporating the HPHE in the refrigeration system, it is expected to enhance efficiency and energy conservation. The developed prototype of the HPHE consists of five parallelly arranged heat pipes installed between the evaporator and the compressor. To assess the impact of the HPHE on the system's performance, refrigeration system testing is conducted with and without the HPHE, considering variations in heat load on the evaporator with variation of initial water temperatures of 35 °C, 40 °C, 45 °C, 50 °C, and 55 °C. The testing process is carried out over 30 minutes at full power. Results from the testing indicate that with an increase in water temperature variations, The refrigeration system undergoes a reduction in compressor work, an enhancement in cooling efficiency, and an increase in the coefficient of performance (COP). The utilization of HPHE in the refrigeration system proves more effective in enhancing system performance, with a decreasing compressor work, an increasing cooling effect, and an elevated COP. The optimal results were obtained at an initial temperature variation of 55 °C, yielding a compressor work value of 48.1 kJ/kg, a cooling effect of 282.03 kJ/kg, and a COP of 5.9. The thermal resistance of the HPHE decreases with an increase in water temperature variation, with the best resistance value being 0.37 °C/W. Therefore, HPHE demonstrates significant potential for application in refrigeration systems, including those used in the cooling of spent fuel pools, to improve cooling efficiency and reduce electrical consumption.
Depok: Fakultas Teknik Universitas Indonesia, 2024
T-pdf
UI - Tesis Membership  Universitas Indonesia Library