cover
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
-
Editorial Address
-
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
SIGMA EPSILON - Majalah Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
SIGMA EPSILON adalah majalah ilmiah yang menyajikan makalah hasil kegiatan riset dan kegiatan teknis penunjang riset lainnya yang dilaksanakan di Pusat Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) Badan Tenaga Nuklir Nasional.
Arjuna Subject : -
Articles 5 Documents
Search results for , issue "Vol 22, No 1 (2018): Mei 2018" : 5 Documents clear
MODELLING OF RSG-GAS HEAT EXCHANGER FOR STEADY-STATE SIMULATION Andi S Ekariansyah
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 22, No 1 (2018): Mei 2018
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (531.48 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2018.22.1.4320

Abstract

MODELLING OF RSG-GAS HEAT EXCHANGER FOR STEADY-STATE SIMULATION. The multipurposes reactor G.A Siwabessy (RSG-GAS) is a open pool, water cooled reactor with plate type fuel elements having thermal power of 30 MWt. Its design has been a subject for research in term of its safety against postulated design basis accident. For the purpose of safety analysis, its complete design have been modelled using various thermalhydraulic code, which has to be validated for the steady-state condition. The model generated so far did not include the model of the heat exchanger as it is designed and described in the RSG-GAS design specification. Therefore the purpose of this research is to obtain a heat exchanger model as realistic as possible using the RELAP5/ SCDAP/Mod3.4 code. From the generated model, the performace of the heat exchanger design will be evaluated to analyze its effect on the steady-state simulation during RSG-GAS full power. The simulation results show that the performance of the obtained heat exchanger model has been validated with the design specifications to remove the core heat during the full power simulation. On that condition, the inlet secondary temperature and loss coefficient plays important role in taking the inlet and outlet primary temperature to be close with the experimental data and other RSG-GAS model.Keywords: RSG-GAS, heat exchanger model, RELAP5, steady state simulation, performance
ESTIMASI PERHITUNGAN KALOR DAN LAJU ALIRAN KALOR PADA UNTAI FASSIP-02 Lutfi Fitria Ningsih; Ahmad Rofiq Sofyan; Giarno Giarno; Dedy Haryanto; Joko Prasetyo Witoko; Mulya Juarsa
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 22, No 1 (2018): Mei 2018
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (595.118 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2018.22.1.4321

Abstract

ESTIMASI PERHITUNGAN KALOR DAN LAJU ALIRAN KALOR PADA UNTAI FASSIP02. Kecelakaan reaktor nuklir di Fukushima karena adanya gempa bumi yang menyebabkan tsunami sehingga mematikan sistem kelistrikan untuk pemompa air pendingin. Dari kejadian tersebut dibutuhkan suatu sistem pasif yang tidak membutuhkan energi dari luar untuk pendinginan darurat. Sistem pasif dibuat berdasarkan prinsip natural circulation (sirkulasi alami) dimana pergerakan molekul air karena adanya perubahan densitas ketika terjadi pemanasan. Untuk mengetahui bagaimana sistem Untai FASSIP-02 maka dilakukan pendekatan study literatur dan estimasi perhitungan kalor dan waktu penguapan air dalam tangki pendinginan air (water cooling tank / WCT). Selain itu juga dilakukanperhitungan laju aliran kalor dan waktu pemanasan air di kolam WCT hingga mencapai temperatur 100 ̊ C berdasarkan ukuran geometri dan parameter yang telah ditentukan. Dari estimasi yang dilakukan diperoleh nilai kalor terbesar yaitu 18835340,38 kJ dan yang terkecil 3767068,07 kJ. Waktu penguapan terbesar 10,9 hari dan terkecil 2,18 hari. Laju aliran kalor terbesar diperoleh 333,05 kW dan yang terkecil 4,16 kW dengan waktu pemanasan terbesar 151,86 jam dan terkecil 0,76 jam.Kata kunci: estimasi, kalor, sirkulasi alami, sistem pasif, Untai FASSIP-02 
ESTIMASI PERUBAHAN KALOR SELAMA KENAIKAN TEMPERATUR AIR DI UNTAI PRE-FASSIP-02 Ahmad Rofiq Sofyan; Dedy Haryanto; Joko Prasetyo Witoko; Giarno Giarno; Mulya Juarsa
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 22, No 1 (2018): Mei 2018
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (541.096 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2018.22.1.4322

Abstract

ESTIMASI PERUBAHAN KALOR SELAMA KENAIKAN TEMPERATUR AIR DI UNTAI PRE-FASSIP 02. Kecelakaan reaktor nuklir Fukushima terjadi dipicu oleh bencana alam gempa bumi dan Tsunami. Kerusakan yang terjadi pada teras reaktor akibat kegagalan sistem aktif selama proses pendinginan panas sisa peluruhan reaksi fisi berantai (residual heat). Sehingga, perlu pengembangan sistem pendingin pasif yang menggantikan sistem aktif untuk pendinginan teras ketika terjadi Stasiun Black Out (SBO) akibat pemadaman reaktor. Sistem pendingin pasif bekerja berdasarkan fenomena sirkulasi alam dari daerah panas menuju daerah dingin dalam satu untai tertutup. Sehingga untuk kebutuhan studi eksperimen terhadap pola aliran sirkulasi alam, maka dibuat fasilitas uji Untai PreFASSIP-02. Tujuan penelitian adalah untuk memperkirakan perpindahan kalor dari bagian panas menuju bagian dingin pada Untai Pre-FASSIP-02. Hasil eksperimen menunjukan bahwa proses pemanasan yang terjadi pada tabung heater semakin lama menyebabkan kenaikan temperatur air. Nilai kalor rata-rata yang diberikan oleh heater pada air untuk temperatur rata-rata 61,6 °C selama dua jam eksperimen adalah 1264,9 kJ dan besarnya kalor yang diterima kolam ECT hanya 150, 4 kJ. Kalor tersebut memanaskan air hingga terjadi aliran sirkulasi alam yang membuat temperatur di TH out dan ECT meningkat meski dengan kenaikan yang kecil. Kenaikan temperatur air di TH out dan ECT yaitu masing-masing 35,57 °C dan 0,07 °C. Artinya perubahan kalor di dalam untai yang terjadi cukup kecil dan rugi kalor yang terjadi besar, menyebakan kenaikan temperatur air di ECT tidak akan mencapai titik didihnya.Kata kunci: estimasi, kalor, temperatur, sirkulasi alam, sistem pasif, Pre-FASSIP-02 
VISUALISASI NUGGET LAS TITIK DENGAN METODE ULTRASONIC WATER IMMERSION Roziq Himawan; Inryono Kusuma
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 22, No 1 (2018): Mei 2018
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1077.699 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2018.22.1.4318

Abstract

VISUALISASI NUGGET LAS TITIK DENGAN METODE ULTRASONIC WATER IMMERSION. Overlay welding merupakan salah satu metode penyatuan dua material yang diterapkan pada bejana tekan reaktor, antara baja feritik dan baja nir karat. Bejana tekan reaktor merupakan komponen utama pembangkit listrik tenaga nuklir, sehingga keandalan dan integritas nya harus selalu terjamin selama umur disainnya. Dalam rangka menjamin keandalan dan integritas bejana tekan reaktor, maka dikembangkan metode ultrasonik dengan teknik water immersion untuk mengevaluasi kondisi hasil overlay welding. Karena keterbatasan sarana, pada penelitian ini overlay welding disimulasikan dengan las titik. Evaluasi dilakukan pada bagian nugget hasil las titik. Evaluasi dilakukan menggunakan teknik water immersion, dimana objek evaluasi direndam di dalam air. Air berlaku sebagai kuplan. Evaluasi menggunakan transduser tipe fokus dengan frekuensi 10 MHz dan diameter fokus 1 mm. Hasil evaluasi ditayangkan dalam bentuk C-scan. Dari hasil-hasil evaluasi diketahui bahwa visualisasi memiliki kesesuaian bentuk dengan makrografi nugget yang diperoleh setelah pelaksanaan uji tarik. Namun terdapat perbedaan ukuran antara visualisasi C-scan dan makrografi.Kata kunci: bejana tekan reaktor, las titik, metode ultrasonik, water immersion, C-scan
KAJI EKSPERIMENTAL PREDIKSI KETEBALAN NITRIDASI PADA BAJA SKD 61 MENGGUNAKAN METODE GELOMBANG ULTRASONIK Albert Christian Wanandi; Hadi Sutanto; Roziq Himawan
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 22, No 1 (2018): Mei 2018
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (697.176 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2018.22.1.4319

Abstract

KAJI EKSPERIMENTAL PREDIKSI KETEBALAN NITRIDASI PADA BAJA SKD 61 MENGGUNAKAN METODE GELOMBANG ULTRASONIK. Lapisan yang terbentuk pada permukaan material seperti lapisan karburasi pada bagian dalam pipa menyebabkan permukaan pipa tersebut mengalami pengerasan, dan apabila terjadi retak, retak tersebut dapat memicu kebocoran. Pencegahan terjadinya kerusakan tersebut memerlukan dilakukannya pengukuran ketebalan lapisan, dengan metode tidak merusak. Pada penelitian ini akan dikembangkan metode pengukuran lapisan tipis pada material dengan metode ultrasonik. Lapisan tipis dibuat dengan proses nitridasi yang mewakili lapisan akibat karburasi pada pipa. Spesimen terbuat dari material baja SKD61. Proses nitridasi menghasilkan ketebalan lapisan berbeda-beda yaitu 59 µm, 102 µm, dan 160 µm. Metode ultrasonik yang digunakan adalah metode Ultrasonic Water Immersion menggunakan satu Probe dan defocusing. Besaran yang dijadikan acuan adalah cepat rambat gelombang permukaan Rayleigh. Hasil eksperimen menunjukkan bahwa metode defocused tidak memperlihatkan pengaruh ketebalan lapisan nitridasi pada cepat rambat gelombang Rayleigh, sementara metode satu probe memperlihatkan pengaruh ketebalan lapisan nitridasi terhadap cepat rambat gelombang Rayleigh.Kata kunci: lapisan nitridasi, ultrasonic water immersion, gelombang permukaan, defocusing, metode satu probe 

Page 1 of 1 | Total Record : 5