STUDY ON BOILING PHENOMENA DURING HEAT TRANSFER IN BOTTOM REFLOODING SIMULATION EXPERIMENT

STUDI FENOMENA PENDIDIHAN SELAMA PERPINDAHAN PANAS PADAEKSPERIMEN SIMULASI BOOTOM REFLOODING. Studi untuk memahami fenomenapendidihan yang terjadi selama pembasahan ulang dari bawah pada permukaan panasmerupakan langkah penting dalam menganalisis perpindahan panas pendidihan yang terjadiselama proses flooding dalam peristiwa Post-LOCA. Peralatan eksperimen yang diberi namabagian uji QUEEN-II telah didesain, dikonstruksi dan diuji untuk penelitian quenching padaperpindahan panas pendidihan selama bottom reflooding. Eksperimen dilakukan denganmemanaskan batang panas SS316 hingga mencapai temperatur awal 850oC, kemudiandidinginkan oleh air dengan temperatur 90oC yang mengalir dari arah bawah. Hasil eksperimenmenunjukkan bahwa rejim pendidihan agak berbeda dibandingkan dengan hasil eksperimenterdahulu. Tiga perbedaan nilai fluks kalor kritis (FKK) yang diperoleh berdasarkan kurva didihsecara berturut-turut adalah 53.51 kW/m2, 58.45 kW/m2 and 67.31 kW/m2 yangmengindikasikan tiga perbedaan laju aliran massa air 0.015 kg/detik, 0.060 kg/detik dan0.140 kg/detik. Efek kenaikan laju aliran massa air sebesar 57% hanya menaikkan FKKsebesar 21%

Study On Boiling Phenomena During Heat Transfer In Bottom Reflooding Simulation Experiment

STUDI FENOMENA PENDIDIHAN SELAMA PERPINDAHAN PANAS PADAEKSPERIMEN SIMULASI BOOTOM REFLOODING. Studi untuk memahami fenomenapendidihan yang terjadi selama pembasahan ulang dari bawah pada permukaan panasmerupakan langkah penting dalam menganalisis perpindahan panas pendidihan yang terjadiselama proses flooding dalam peristiwa Post-LOCA. Peralatan eksperimen yang diberi namabagian uji QUEEN-II telah didesain, dikonstruksi dan diuji untuk penelitian quenching padaperpindahan panas pendidihan selama bottom reflooding. Eksperimen dilakukan denganmemanaskan batang panas SS316 hingga mencapai temperatur awal 850oC, kemudiandidinginkan oleh air dengan temperatur 90oC yang mengalir dari arah bawah. Hasil eksperimenmenunjukkan bahwa rejim pendidihan agak berbeda dibandingkan dengan hasil eksperimenterdahulu. Tiga perbedaan nilai fluks kalor kritis (FKK) yang diperoleh berdasarkan kurva didihsecara berturut-turut adalah 53.51 kW/m2, 58.45 kW/m2 and 67.31 kW/m2 yangmengindikasikan tiga perbedaan laju aliran massa air 0.015 kg/detik, 0.060 kg/detik dan0.140 kg/detik. Efek kenaikan laju aliran massa air sebesar 57% hanya menaikkan FKKsebesar 21%

Analysis of Critical Heat Flux on Boiling Curve in Vertical Rectangular Narrow Channel

Experiment about analysis of CHF in narrow channel was conducted by someresearchers because it has important role to design an equipment in high heat flux. Therefor, thisresearch was conducted to get the CHF based on position the thermocouple (upper, midle, andlower part of the plate). It is designed by using two vertical plate with initial temperature about600oC. It has main and cover plates stainless steel with 8 mm and 3 mm thickness, 1100 mmlength, 50 mm width. Narrow gaps of the main and cover plates was set about 1.0 mm. Debit andtemperature of cooling water are 0,09 lt/s and saturated temperature. As the results showed thatthe higher the initial temperature of plate, the higher the CHF and the higher the effect ofenvironment properties, the smaller the CHF and also the highest CHF at the midle part of plate

STUDI EKSPERIMENTAL DISTRIBUSI TEMPERATUR TRANSIEN PADA SEMI SPHERE SAAT PENDINGINAN

Eksperimen tentang distribusi temperatur transient selama pros-es pendinginan telah dilakukan sebagai langkah awal dan upaya dari peningkatan kualitas produksi baja (stainlees steel) yang memiliki geometri semi sphere. Penelitian dilakukan selama pendinginan transien sejak dibukanya keramik pemanas di mana bejana uji dibiarkan dingin secara alamiah. Perla-kuan pendinginan dilakukan secara radiasi dengan variasi temperatur awal saat dipanaskan antara 200 °C hingga 800 °C sampai didinginkan hingga mencapai keadaan saturasi ± 90 °C. Perlakuan pendinginan secara radiasi menunjukan distribusi temperatur yang dapat dianggap homogen dan menurun terhadap waktu. Hal itu disebabkan oleh arah aliran konduksi panas pada bejana uji yang bergerak dari bawah ke atas. Dapat disimpulkan bahwa variasi temperatur awal tidak berpengaruh pada arah aliran panas tetapi berpengaruh pada laju aliran panas

ANALISIS PENYERAPAN KALOR PADA AIR DI WATER COOLING TANK SELAMA KONDISI TUNAK BERDASARKAN VARIASI TEMPERATUR

Kecelakaan PLTN yang terjadi di USA yaitu kecelakaan pada reaktor tipe PWR di Three Mile Island unit-2. Kecelakaan tersebut menyebabkan lelehnya teras reaktor akibat gagalnya sistem pendingin aktif (pompa mati). Sehingga masalah tersebut menjadi perhatian penting pada sistem pendingin pasif dengan memanfaatkan aliran sirkulasi alam untuk meningkatkan kinerja keselamatan PLTN saat kecelakaan menjadi topik yang menarik. PTKRN BATAN memiliki fasilitas Untai Uji FASSIP-02 Mod.1 yang diperuntukkan pada penelitian sistem pendingin pasif. Sehingga tujuan penelitian adalah melakukan analisis pelepasan kalor ke dalam air WCT (water cooling tank) dari heat exchanger tipe-U selama kondisi tunak berdasarkan variasi temperatur di daerah WHT (water heating tank). Sehingga perlu dilakukan kajian pada WCT untuk memperoleh hasil analisis penyerapan kalor pada air WCT selama kondisi tunak berdasarkan variasi temperatur. Metode penelitian yang dilakukan dengan variasi temperatur setting air dalam WHT pada kondisi tunak dari temperatur 60oC, 70oC, 80oC, dan 90oC dengan eksperimen dilakukan selama 6 jam. Hasil analisis penyerapan yang paling besar pada temperatur 900C yaitu 7366,55 W sedangkan hasil yang paling kecil adalah temperatur 600C yaitu 3416,77 W dan kalor yang terbuang dengan hasil yang paling besar pada temperatur 900C yaitu 869,10 W sedangkan hasil yang paling kecil adalah temperatur 600C yaitu 238,13 W. Kata kunci : Pelepasan kalor, WCT, Pendingin pasif, Tunak, Sirkulasi alamABSTRACTThe nuclear power plant accident that occurred in the USA was an accident at the PWR type reactor at Three Mile Island unit-2. The accident caused the reactor core to melt due to the failure of the active cooling system (pump off). So that this problem becomes an important concern in passive cooling systems by utilizing natural circulation flows to improve the safety performance of nuclear power plants when an accident becomes an interesting topic. PTKRN BATAN has the FASSIP-02 Mod.1 Test Strand facility which is intended for passive cooling system research. So the aim of the research is to analyze the heat release into the WCT (water cooling tank) water from the U-type heat exchanger during steady conditions based on temperature variations in the WHT (water heating tank) area. So it is necessary to conduct a study on WCT to obtain the results of the analysis of heat absorption in WCT water during steady conditions based on temperature variations. The research method was carried out by varying the water setting temperature in WHT at steady conditions from temperatures of 60oC, 70oC, 80oC, and 90oC with experiments carried out for 6 hours. The results of the analysis of the largest absorption at a temperature of 900C that is 7366.55 W while the smallest result is a temperature of 600C that is 3416.77 W and the heat wasted with the greatest result at a temperature of 900C that is 869.10 W while the smallest result is 600C temperature is 238.13 W.Key words: Heat release, WCT, Passive cooling, Steady, Natural circulatio

ANALYSIS ON HEAT LOSS IN WATER HEATING TANK BASED ON TEMPERATURE SETTING VARIATION DURING NATURAL CIRCULATION FLOW USING FASSIP-02 TEST LOOP

Based on the nuclear reactor accident in Fukushima due to an earthquake that caused a tsunami that turned off the electrical system for the cooling water pump. So that the reactor core melts due to the failure of the active cooling system, based on this incident, a passive cooling system that does not require external energy for emergency cooling is needed to prevent such an accident. Experimental research on the passive cooling system based on natural circulation flow to improve reactor thermal management performance during an accident has been done using the FASSIP-02 Test. One of the important components of the simulation of heat sources in nuclear power plants is the water heating tank (WHT). This study aimed to obtain the analysis results of heat absorption in water in WHT and the value of heat loss. The research method was carried out by calculating changes in the internal energy of water in WHT and heat loss for variations in water temperature settings from temperatures of 40 oC, 50 oC, and 60 oC in WHT at steady-state conditions for 5 hours experiment. The results showed that the entire surface of the tank resulted in heat losses of 10.85 kW, 9.2 kW, and 8.37 kW, which occurred at temperature settings of 40 oC, 50 oC, and 60 oC as a whole

ANALYSIS ON HEAT LOSS IN WATER HEATING TANK BASED ON TEMPERATURE SETTING VARIATION DURING NATURAL CIRCULATION FLOW USING FASSIP-02 TEST LOOP

Based on the nuclear reactor accident in Fukushima due to an earthquake that caused a tsunami that turned off the electrical system for the cooling water pump. So that the reactor core melts due to the failure of the active cooling system, based on this incident, a passive cooling system that does not require external energy for emergency cooling is needed to prevent such an accident. Experimental research on the passive cooling system based on natural circulation flow to improve reactor thermal management performance during an accident has been done using the FASSIP-02 Test. One of the important components of the simulation of heat sources in nuclear power plants is the water heating tank (WHT). This study aimed to obtain the analysis results of heat absorption in water in WHT and the value of heat loss. The research method was carried out by calculating changes in the internal energy of water in WHT and heat loss for variations in water temperature settings from temperatures of 40 oC, 50 oC, and 60 oC in WHT at steady-state conditions for 5 hours experiment. The results showed that the entire surface of the tank resulted in heat losses of 10.85 kW, 9.2 kW, and 8.37 kW, which occurred at temperature settings of 40 oC, 50 oC, and 60 oC as a whole

RANCANGAN DAN KONTRUKSI WATER-JACKET COOLER PADA ALAT EKSPERIMEN USSA-FTS01

ABSTRAK Water Jacket Cooler merupakan komponen dari alat uji untai simulasi sirkulasi alam. Memiliki fungsi sebagai penyerap panas pada pipa untai. Desain dan rancang bangun water jacket cooler telah dilakukan dengan menggunakan prinsip tabung bejana tekan. Spesifikasi material menggunakan mild steel ASTM A36, volume bejana 4 liter, jumlah aliran 3 phase. Pengujian dilakukan dengan memberikan udara bertekanan ke dalam tabung WJC USSA-FTS01 dengan variasi 0,5 bar sampai dengan 5 bar kemudian hasilnya dicatat. Tegangan aktual material , tegangan longitudinal , tegangan tangensial , tegangan longitudinal akibat tekanan hidrostatik , tegangan tangensial akibat tekanan hidrostatik . Hasil analisa sambungan baut, tegangan tarik material baut ,  tegangan tarik aktual baut . Hasil analisa sambungan las, tegangan tarik kawat las E6013 , tegangan aktual logam las . Hasil analisa struktur bejana tekan, sambungan baut dan pengelasan telah memenuhi persyaratan, yaitu tegangan-tegangan yang terjadi tidak melebihi tegangan ijin material. Kata kunci :  Bejana tekan; Sirkulasi alam; tegangan material; untai simulasi; water jacket cooler   ABSTRACT Water Jacket Cooler is a component of the natural circulation simulation strand test equipment. Has a function as a heat absorber on the strand pipe. The design and design of the water jacket cooler has been carried out using the principle of the pressure vessel tube. Material specifications using ASTM A36 mild steel, 4 liter vessel volume, 3 phase flow rate. The test is carried out by applying compressed air into the USSA-FTS01 WJC tube with a variation of 0.5 bar to 5 bar then the results are recorded. Actual stress of material 6.5 × 105 N⁄m2, longitudinal voltage 8.7 × 105 N⁄m2, tangential voltage 1.7 × 105 N⁄m2, longitudinal stress due to hydrostatic pressure 1.1 × 106 N⁄m2, tangential stress due to hydrostatic pressure 2.2 × 106 N⁄m2. The results of the bolt connection analysis, the tensile stress of the bolt material 8 × 108 N⁄m2, the actual tensile stress of the bolt 8.4 × 107 N⁄m2. The results of the welding connection analysis, the tensile stress of the welding wire E6013 414 × 106 N⁄m2, the actual stress of the weld metal 5,3 × 103 N⁄m2. The results of the analysis of the structure of the pressure vessel, bolt connection and welding have met the requirements, namely the stresses that occur do not exceed the material permit stress. Keywords : Natural circulation; Material; Pressure vessels; Stress; Strand simulation; water jacket coole

Karakterisasi Temperatur Komponen Pendingin Untai FASSIP-01 Mod.1

Nuklir dapat berperan sebagai sumber energi alternatif yang dapat menunjang pasokan energi listrik nasional, maka oleh karna itu pemerintah peerlu mempertimbangkan agar dapat segera dibangunkan Pembangkit Listerik Tenaga Nuklir (PLTN). Akan tetapi adapun peristiwa kecelakaan yang terbaru di Fukushima Daiichi Jepang, yang disebabkan dari bencana alam berupa gempa bumi dan tsunami mengakibatkan sistem pendinginan reaktor yang tidak aktif, dikarnakan kegagalan pompa dan terbenamnya genset atau pendingin darurat tersebut Tidak berfungsi. Sistem untai FASSIP (FAsilitas Simulasi SIstem Pasif) adalah salah satu konsep keselamatan dalam reactor nuklir yang memanfaatkan proses sirkulasi alam dalam membuang panas yang dihasilkan oleh teras reactor untuk mendinginkan teras dan melindungi bejana reactor. Berdasarkan hasil yang didapat maka bisa diambil kesimpulan bahwa tekanan pada RCS dapat mempengaruhi temperature yang dihasilkan, performa terbaik RCS dalam penyerapan panas pada tekan 1,5 Bar dengan capaian penyerapan ∆T cooler yang mencapai -3,38 oC. sedangkan pada tekanan 3 Bar dengan penyerapan panas ∆T cooler yang mencapai -3,06 oC sedangkan temperature tertinggi mencapai -2,94 oC dengan tekanan pada RCS 1,8 Bar.Kata kunci :  Keselamatan PLTN; Untai FASSIP-01.Mod.1; Penyerapan panas; Tekanan

Kajian Performa Passive Residual Heat Removal System (PRHRS) pada System-Integrated Advanced Modular Reactor (SMART)

SMART (System-Integrated Advanced Modular Reactor) merupakan desain reaktor multifungsi Generasi III+ tipe SMR (Small Modular Reactor) yang dikembangkan oleh KAERI (Korean Atomic Energy Research Institute) dengan kapabilitas produksi listrik 107 MWe dan energi termal 365 MWt. Sistem SMART meliputi berbagai fitur keselamatan untuk mengatasi LOCA (Loss of Coolant Accident) dan skenario kecelakaan lainnya. Salah satu dari fitur tersebut adalah Passive Residual Heat Removal System (PRHRS) atau sistem pembuang sisa panas pasif yang bekerja tanpa membutuhkan sumber daya elektrik. Sistem ini bekerja sesuai dengan prinsip sirkulasi alam sehingga bergantung pada aspek termal, tekanan, dan pengaruhnya terhadap aliran massa. Ketiga aspek tersebut dapat mempengaruhi kapabilitas pembuangan panas pada sistem. Data performa PRHRS reaktor SMART pada beberapa kondisi kecelakaan yang diperoleh melalui studi eksperimental maupun simulasi termohidrolika dianalisis pada kajian ini. Hasil analisis menunjukkan unjuk kerja pembuangan sisa panas yang baik oleh PRHRS SMART dengan waktu aktuasi yang tepat dan pendinginan yang stabil. Dengan kapabilitas multifungsi dan kemampuan pendinginan yang baik pada berbagai skenario kecelakaan, SMART memiliki potensi tinggi untuk kelak diterapkan di Indonesia