Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

"Pada PLTN, panas sisa hasil peluruhan terus dibangkitkan meskipun reaktor telah dihentikan operasinya. Panas ini harus dibuang ke lingkungan baik dalam kondisi normal maupun kecelakaan. Kegagalan membuang panas peluruhan bisa berakibat fatal seperti pada kecelakaan PLTN Fukhusima Dai-Chi. PLTN generasi III dan IV telah menambahkan sistem keselamatan pasif (PRHRs) untuk membuang panas sisa tersebut. Meskipun demikian PRHRs ini masih didesain untuk basis kerja secara pasif hanya 72 jam. Ada beberapa penelitian yang mengusulkan tambahan sub-sistem pasif pada PRHR yang ada agar PRHR ini mampu bekerja lebih lama dari 72 jam. Namun, dalam hal termohidrolik, keuntungan dari penggunaan pipa kalor tanpa sumbu kapiler dengan air sebagai fluida kerja belum dimanfaatkan sepenuhnya dalam sistem PRHR yang sudah ada, terutama dalam operasional dengan temperatur di atas 100 oC. Karena itu, telah dilakukan penelitian tentang penggunaan pipa kalor tanpa sumbu kapiler (termosifon dua fase) yang ditempatkan dalam lingkungan uap bertekanan yang mewakili kondisi tekanan pada jalur uap PRHR. Tujuan dari penelitian ini adalah mempelajari sifat termal dari termosifon dua fase saat mengkondensasi uap pada tekanan tinggi. Hasil penelitian ini digunakan sebagai dasar untuk mengembangkan desain konseptual awal PRHR yang menggunakan termosifon dua fase yang terhubung secara langsung ke jalur uap pada sistem passive residual heat removal yang sudah ada, untuk membuang panas peluruhan dalam jangka panjang. Metode yang digunakan dalam penelitian ini meliputi studi teknis terhadap desain PLTN tipe LWR yang tersedia secara publik, eksperimen termosifon dua fase dalam lingkungan uap, dan simulasi fasilitas uji menggunakan perangkat lunak sistem termohidrolik RELAP5. Hasil eksperimen dan simulasi tersebut kemudian digunakan sebagai dasar untuk merancang PRHRs yang memiliki kemampuan jangka panjang yang optimal, yang dapat diimplementasikan pada PLTN pertama di Indonesia. Hasil penelitian mencakup pengembangan basis data yang komprehensif mengenai hambatan termal termosifon dua fase, validasi model RELAP5 untuk desain sistem PRHR, dan penyusunan parameter desain konseptual untuk sistem pengambilan panas peluruhan jangka panjang secara pasif. Berdasarkan hasil penelitian, desain PRHR konseptual awal menunjukkan bahwa sekitar 480 termosifon diperlukan untuk memindahkan panas peluruhan jangka panjang pada reaktor nuklir kelas 300 MWth

---

In nuclear power plants (NPP), residual heat from decay continues to be generated even when the reactor has been shut down. This heat needs to be removed to the environment under normal and accident conditions. Failure to remove residual heat can have fatal consequences, as seen in the Fukushima Daiichi nuclear accident. Generation III and IV nuclear power plants have implemented passive safety systems (Passive Residual Heat Removal System, PRHRs) to remove this residual heat. However, these PRHRs are currently designed to passively operate for only 72 hours. Several studies have proposed additional passive subsystems to extend the PRHRs’ operation beyond 72 hours. However, in terms of thermohydraulics, the advantages of using wickless heat pipes with water as the working fluid have not been fully utilized in existing PRHR systems, particularly for operations at temperatures above 100 oC. Consequently, research has been conducted on the use of wickless heat pipes (two-phase thermosyphons) placed in a pressurized steam environment representing the pressure conditions in the PRHR steam path. The aim of this research is to study the thermal characteristics of the two-phase thermosyphon during high-pressure steam condensation. The findings of this research serve as a basis for developing an initial conceptual design of PRHRs that utilize directly connected two-phase thermosyphons in the existing passive residual heat removal system to eectively remove decay heat in the long term. The research methodology includes technical studies on publicly available LWR-type nuclear power plant designs, two-phase thermosyphon experiments in a steam environment, and simulation the experiment using thermal-hydraulic software RELAP5. The experimental and simulation results are then used as a basis for designing PRHRs with optimal long-term capabilities that can be implemented in the first nuclear power plant in Indonesia. The research results include the development of a comprehensive database on the thermal resistance of two-phase thermosyphons, the validation of the RELAP5 model for PRHR system design, and the establishment of conceptual design parameters for a passive long-term decay heat removal system. Based on the research results, the initial PRHR conceptual design shows that around 480 thermosiphons are required to transfer long-term decay heat to a 300 MWth class nuclear reactor."

"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."