Garuda - Garba Rujukan Digital

p-Index From 2020 - 2025

3.792

P-Index

This Author published in this journals

All Journal Jurnal Rekayasa Proses Jurnal Energi Dan Manufaktur SIGMA EPSILON - Majalah Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir Tri Dasa Mega Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Jurnal Sains dan Teknologi Nuklir Indonesia (Indonesian Journal of Nuclear Science and Technology) Jurnal Simetris Prosiding Seminar Nasional Sains Dan Teknologi Fakultas Teknik Jurnal Teknosains Jurnal technoscientia Jurnal Teknologi Rekayasa Mesin Prosiding Semnastek Semesta Teknika Media Mesin: Majalah Teknik Mesin ELKOMIKA: Jurnal Teknik Energi Elektrik, Teknik Telekomunikasi, & Teknik Elektronika MESIN JMPM (Jurnal Material dan Proses Manufaktur) Jurnal Rekayasa Proses Jurnal AME (Aplikasi Mekanika dan Energi): Jurnal Ilmiah Teknik Mesin Jurnal Teknik Mesin Indonesia Jurnal Ilmiah Teknik Mesin "MEKANIK" JURNAL TEKNOLOGI TECHNOSCIENTIA Jurnal Ilmiah Teknik Mesin Poros Jurnal Ilmu dan Inovasi Fisika Seminar Nasional Riset dan Teknologi (SEMNAS RISTEK) Rekayasa Mekanika: Jurnal Ilmiah Teknik Mesin

Mulya Juarsa

Engineering And Devices For Energy Conversion (EDfEC) Research Group Jurusan Teknik Mesin Fakultas Teknik Universitas Ibn Khaldun Bogor

Author-ID : 432232

Aerospace Engineering Automotive Engineering Biochemistry, Genetics & Molecular Biology Chemical Engineering, Chemistry & Bioengineering Civil Engineering, Building, Construction & Architecture Computer Science & IT Control & Systems Engineering Decision Sciences, Operations Research & Management Earth & Planetary Sciences Education Electrical & Electronics Engineering Energy Engineering Environmental Science Industrial & Manufacturing Engineering Materials Science & Nanotechnology Mechanical Engineering Medicine & Pharmacology Physics Social Sciences Other

Published : 65 Documents Claim Missing Document

Claim Missing Document

Articles

1 2 3 4 5

STUDI LITERATUR, INOVASI FITUR KESELAMATAN REAKTOR NUKLIR MELALUI PENGGUNAAN TEKNOLOGI FLUIDA NANO SEBAGAI FLUIDA PENDINGIN Puradwi Ismu Wahyono; Mulya Juarsa
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 13, No 2 (2009): Mei 2009
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2009.13.2.2954

Salah satu fiturkeselamatan reaktor nuklir adalah sistem pendinginan teras dalam keadaan darurat. Pendingin yangdipergunakan adalah air. Hasil studi literatur pada penelitian terdahulu tentang fluida nano, sebagai pendingindalam pendidihan kolam, menunjukkan meningkatnya CHF atau fluk kalor maksimum dan konduktivitas termalsebagai fungsi konsentrasi fluida nano. Peningkatan fluk kalor maksimum juga dialami pada eksperimenrewetting batang panas menggunakan air pada temperatur tinggi sebagai fungsi temperatur awal. Hasil studiliteratur memberikan ide inovasi fitur keselamatan reaktor nuklir melalui penggunaan teknologi fluida nanosebagai fluida pendingin. Pertimbangan yang diperlukan adalah CHF, konduktivitas termal, pengembanganfluida nano berkelas nuklir, dan kriteria fluida nano yang diperlukan. Aplikasi fluida nano sangat potensialsebagai sebuah inovasi fitur keselamatan reaktor nuklir. Inovasi tersebut perlu dikaji lebih lanjut dalam sebuahpenelitian untuk membuktikan bahwa perbaikan pertukaran kalor pada paska CHF menggunakan fluida nanoakan lebih menjamin proses pendinginan yang lebih cepat.

ANALISIS UNJUK KERJA PEMANAS DAN PENDINGIN DI UNTAI FASILITAS SIMULASI SISTEM PASIF Mahran Noufal; Giarno Giarno; Joko Prasetio; Dedy Haryanto; Mulya Juarsa
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 19, No 2 (2015): Agustus 2015
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Untai FASSIP-01 adalah fasilitas simulasi sistem pasif yang digunakan untuk menginvestigasi fenomena sirkulasi alami guna penguasaan kemampuan desain reaktor dengan sistem keselamatan pasif. Untai FASSIP-01 yang terdiri dari section berupa pipa stainless steel berdiameter 1 inch yang disusun membentuk untai rektangular dengan ukuran lebar 350 cm dan tinggi 600 cm. Komponen utama yang terpasang pada untai rektangular adalah tangki heater sebagai pemanas dan tangki cooler sebagai pendingin. Dalam rangka persiapan eksperimen, perlu dilakukan analisis awal untuk mengetahui unjuk kerja pemanas dan pendingin pada untai FAS-SIP-01. Analisis dilakukan dengan perhitungan berdasarkan data pengukuran yang diperoleh melalui variasi daya pemanas untuk mengetahui waktu optimal dalam proses pemanasan dan pendinginan. Hasil analisis menunjukkan bahwa pada daya total 20 kW, waktu yang dibutuhkan untuk mencapai temperatur air 75 °C adalah sekitar 0,48 jam. Begitu juga dengan kinerja refrigerator dan tangki pendingin, dimana bila kalor yang diserap refrigerator selama pendinginan semakin besar maka waktu pendinginan optimal akan semakin cepat tercapai.

ANALISIS KEKUATAN MEKANIK UNTUK FASILITAS FASE-PRHRS MENGGUNAKAN PERANGKAT LUNAK ANALISIS STRUKTUR Dedy Haryanto; Mulya Juarsa; Almira Citra Amelia; Dinan Andiwijayakusuma
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 21, No 2 (2017): November 2017
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

ANALISIS KEKUATAN MEKANIK UNTUK FASILITAS FASE-PRHRS MENGGUNAKAN PERANGKAT LUNAK ANALISIS STRUKTUR. Station Black Out (SBO) di Fukushima Daiichi Jepang terjadi karena tidak adanya catu daya listrik bagi sistem aktif untuk mendinginkan teras reaktor, sehingga panas peluruhan di teras reaktor tidak dapat dibuang ke sistem pengambilan sisa panas dan kelingkungan. Untuk itu diperlukan sistem keselamatan pasif untuk membuang sisa panas hasil peluruhan yang dihasilkan ketika SBO terjadi atau sebab-sebab lain yang mengakibatkan sistem aktif tidak berfungsi. FASE-PRHRS (Fasilitas Eksperimen-Passive Residual Heat Removal System) merupakan suatu fasilitas eksperimen keselamatan sistem pasif yang direncanakan akan dibuat dengan skala tinggi 1/1 dan ditujukan untuk penelitian pengambilan panas sisa pada teras reaktor dan beroperasi secara alamiah tanpa membutuhkan catu daya listrik. Fasilitas tersebut menggunakan struktur Untai Uji Termohidrolika Reaktor (UUTR) sebagai penopang komponen-komponennya se- hingga struktur mengalami penambahan beban selain beban dari komponen-komponen UUTR. Un- tuk mengetahui keamanan penggunaan struktur UUTR sebagai penopang maka dilakukan pengujian secara simulasi menggunakan perangkat lunak analisis struktur. Hasil pengujian mendapatkan tegan- gan mekanik terbesar yang terjadi yaitu 4,41 x 106 N/m2, sedangkan translation displacement terbesar yaitu 0,1150 mm. Tegangan mekanik yang terjadi masih lebih kecil dibandingkan dengan yield strength material dari Carbon Steel ASTM A36 dan masih dalam daerah elastis material. Se- dangkan translation displacement yang terjadi sangat kecil sehingga tidak mengakibatkan perubahan bentuk pada struktur UUTR. Dengan demikian struktur UUTR dalam kondisi aman dengan adanya pembebanan berupa komponen UUTR dan FASE-PRHRS. Kata kunci: struktur UUTR, FASE-PRHRS, tegangan mekanik, translation displacement

PENGARUH DEBIT ALIRAN AIR SISI PRIMER UNTAI UJI BETA TERHADAP EFEKTIVITAS ALAT PENUKAR KALOR Suhendra Suhendra; Mulya Juarsa; Muhammad Hadi Kusuma; Hendro Tjahjono; Yogi Sirodz Gaos; Gregorius Bambang Heru
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 16, No 1 (2012): Februari 2012
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Telah dilakukkan analisis perubahan alat penukar kalor pada fasilitas Untai UjiBETA. Fasilitas Untai Uji BETA merupakan fasisilitas eksperimen untuk menginvestigasi fenomena thermohidrolikbaik dalam keadaan transien (kecelakaan) ataupun dalam keadaan tunak (operasi normal) sebagaisimulasi sistem pendingin. Adapun komponen dari untai uji BETA terdiri dari pre-heater, pompa primer dansekunder, alat penukar kalor, reservoir tank dan cooling tower. untuk meningkatkan performa alat penukarkalor yang terdapat di UUB adalah dengan cara mengganti alat penukar kalor tersebut. Dengan pergantian alatpenukar kalor maka perlu dilakukan karakterisasi untuk mengetahui performa alat tersebut. Eksperimen ini dilakukan dengan memvariasikan 3 macam debit aliran pada sisi primer, yaitu : 0,377 L/s, 0,472 L/s dan 0,567 L/s adapun untuk debit aliran pada sisi sekunder di beri nilai konstan, yaitu : 1,07 L/s dengan temperatur air60oC . Eksperimen karakterisasi di fokuskan untuk memperoleh hasil efektivitas temperatur pada alat penukarkalor pada kondisi untai uji tertutup. Hasil penelitian dengan kondisi untai tertutup menunjukkan bahwa padadebit aliran 0,377 L/s di dapat nilai efektifitas sebesar 0,35. Kemudian Pada debit aliran 0,472 L/s di dapat nilaiefektifitas sebesar 0,30 , dan pada debit aliran 0,567 di dapat nilai efektifitas sebesar 0,25. Dan ahasil analisapada eksperimen menunjukan bahwa debit aliran air mempengaruhi terhadap efektivitas pertukaran kalor padaalat penukar kalor dimana semakin besar debit aliran maka semakin kecil nilai efektivitasnya.

Model Analisis Numerik pada Sirkulasi Alam Fasa-Tunggal di Untai Rektangular FASSIP-01 MOD.1 Berdasarkan Posisi Heater Renaldy Sharin Lesmana; Mulya Juarsa; Arya Adhyaksa Waskita
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 23, No 2 (2019): November 2019
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Kecelakaan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) yang terjadi di Fukushima tahun 2011 disebabkan karena gempa bumi yang menyebabkan tsunami yang kemudian merendam generator Diesel untuk pendingin reaktor sehingga terjadi ledakan hidrogen. Penggunaan sistem pasif mulai diperhatikan untuk membantu sistem reaktor ketika pendinginan aktif gagal berfungsi. FASSIP-01 merupakan alat uji eksperimen yang menggunakan konsep sirkulasi alam. Penelitian yang dilakukan adalah membuat model numerik dan menganalisis hasil numerik berdasarkan simulasi computer code (MATLAB) pada sirkulasi alam fasa-tunggal di untai rektangular FASSIP-01 Mod.1 berdasarkan posisi heater. Metode yang dilakukan adalah menentukan parameter, menyusun persamaan matematis, membuat algoritma numerik, dan menjalankan program MATLAB dengan variasi heater 0°, 30°, 45°, 60°. Hasil yang didapatkan adalah grafik hubungan antara faktor gesekan terhadap bilangan Reynolds. Semakin besar bilangan Reynolds, maka faktor gesekan semakin kecil, dikarenakan pertukaran kalor yang meningkat sehingga menyebabkan viskositas air menjadi lebih kecil. Viskositas air yang kecil akan menurunkan gesekan aliran. Kata kunci: PLTN, FASSIP-01, Sirkulasi alam, Bilangan Reynolds, Faktor Gesekan.

STUDI EKSPERIMENTAL DISTRIBUSI TEMPERATUR TRANSIEN PADA SEMI SPHERE SAAT PENDINGINAN Amirruddin Amirruddin; Mulya Juarsa
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 18, No 2 (2014): Mei 2014
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

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.

REACTOR CAVITY COOLING SYSTEM WITH PASSIVE SAFETY FEATURES ON RDE: THERMAL ANALYSIS DURING ACCIDENT Rahayu Kusumastuti; Sriyono Sriyono; Mulya Juarsa; Hendro Tjahjono; I. D. Irianto; Topan Setiadipura; D. H. Salimy; A. Hafid
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 21, No 2 (2019): JUNI 2019
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Reaktor Daya Eksperimental (RDE) is an experimental power reactor based on HTGR technology that implements inherent safety system. Its safety systems are in compliance with “defense in depth” philosophy. RDE is also equipped with reactor cavity cooling system (RCCS) used to remove the heat transferred from the reactor vessel to the containment structure. The RCCS is designed to fulfil this role by maintain the reactor vessel under the maximum allowable temperature during normal operation and protecting the containment structure in the event of failure of all passive cooling systems. The performance and reliability of the RCCS, therefore, are considered as critical factors in determining maximum design power level related to heat removal. RCCS for RDE will use a novel shape to efficiently remove the heat released from the RPV through thermal radiation and natural convection. This paper discusses the calculation of RCCS thermal analysis during accident. The RPV temperature must be maintained below 65ºC. The accident is assumed that there is no electricity from diesel generator supplied to the blower. The methodology used is based on the calculation of mathematical model of the RCCS in the passive mode. The heat is released through cavity by natural convection, in which the RCCS is capable to withdraw the heat at the rate of 50.54 kW per hour.Keywords: Passive safety, RCCS, RDE, Thermal analysis

ANALISA FLUKS KALOR KRITIS PADA PERUBAHAN SUHU PELAT DAN LAJU ALIRAN AIR PENDINGIN UNTUK KASUS PEMANASAN-GANDA DI CELAH SEMPIT REKTANGULAR M. Hadi Kusuma; Mulya Juarsa; Anhar Riza Antariksawan
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 15, No 1 (2013): Pebruari 2013
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (679.023 KB)

Fenomena perpindahan kalor pendidihan pada celah sempit rektangular merupakan fenomena yang berhubungan dengan keselamatan reaktor nuklir. Untuk itu perlu dilakukan penelitian tentang hal tersebut di atas agar didapatkan pemahaman yang benar tentang keselamatan reaktor nuklir dari sisi perpindahan kalor pendidihan dan juga dapat berguna bagi perbaikan desain reaktor generasi selanjutnya. Penelitian difokuskan pada perhitungan fluks kalor selama proses pendinginan di celah sempit rektangular berukuran 1,0 mm, dengan suhu awal pelat rektangular 200 oC, 400 oC , dan 600 oC serta laju aliran air pendingin yang masuk ke dalam celah sempit rektangular 0,1 liter/detik, 0,2 liter/detik, dan 0,3 liter/detik. Eksperimen dilakukan dengan menginjeksikan air pada laju aliran tertentu dengan suhu air 85 oC. Data transien suhu hasil pengukuran direkam melalui sistem akuisisi data (DAS, data acquisition system). Penelitian ini bertujuan untuk memperoleh hubungan fluks kalor kritis dan koefisien perpindahan kalor terhadap perubahan suhu pelat dan laju aliran air pendingin untuk kasus pemanasan-ganda di celah sempit rektangular. Hasil yang didapatkan menunjukan bahwa pada suatu nilai laju aliran air pendingin yang sama, semakin besar suhu pelat panas maka akan semakin besar pula nilai fluks kalor kritis yang dihasilkan. Sedangkan pada suatu nilai suhu pelat panas yang sama, semakin besar laju aliran air pendingin maka akan menghasilkan nilai koefisien perpindahan kalor yang semakin besar pula. Dengan demikian dapat dikatakan bahwa laju aliran air pendingin dan suhu pelat panas memiliki pengaruh yang signifikan pada nilai fluks kalor kritis dan keofisien perpindahan kalor yang dihasilkan pada proses quenching celah sempit rektangular dengan kasus pemanasan ganda.Kata kunci: pendidihan, kalor, celah sempit, rektangular, aliran Boiling heat transfer phenomena on rectangular narrow gap was related to the safety of nuclear reactors. Research done in order to study the safety of nuclear reactors in particular relating to boiling heat transfer and useful on the improvement of next-generation reactor designs. The research focused on calculation of the heat flux during the cooling process in rectangular narrow gap size 1.0 mm, with initial temperatures 200 °C, 400 °C, and 600 °C, also the flow rates of cooling water 0,1 liters/second, 0,2 liters/second, and 0,3 liters/second. Experiments carried out by injecting water at a certain flow rate with the water temperature 85 °C. Transient temperature measurement data recorded by the data acquisition system. Transient temperature measurement data is used to calculate the flux of heat gain is then used to obtain the heat transfer coefficient. This research aimed to obtain the correlation between critical heat flux and heat transfer coefficient to changes in temperatures and water flow rates for bilaterally-heated cases on rectangular narrow gap. The results obtained for a constant cooling water flow rate, critical heat flux will increase when hot plate temperature also increased. While on a constant hot plate temperature, coefficient heat transfer will increase when cooling water flow rate also increased. Thus it can be said that the cooling water flow rate and temperature of the hot plate has a significant effect on the critical heat flux and heat transfer coefficient resulted in quenching process of vertical rectangular narrow gap with double-heated cases. Keywords: boiling, heat, narrow gap, rectangular, flow

ANALISA PENGARUH SUHU AWAL PELAT PANAS PADA PROSES QUENCHING CELAH SEMPIT REKTANGULAR M. Hadi Kusuma; Mulya Juarsa; Anhar Riza Antariksawan; Nandy Putra
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 14, No 2 (2012): Juni 2012
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (369.145 KB)

Pemahaman terhadap manajemen termal apabila terjadi suatu kecelakaan parah reaktor nuklir seperti melelehnya bahan bakar dan teras reaktor, menjadi prioritas utama untuk menjaga integritas bejana tekan reaktor. Dengan demikian hasil lelehan bahan bakar dan teras reaktor (debris) tidak keluar dari bejana tekan reaktor dan mengakibatkan dampak lain yang lebih besar ke lingkungan. Salah satu cara yang dilakukan untuk menjaga integritas bejana tekan reaktor adalah dengan melakukan pendinginan terhadap panas berlebih yang dihasilkan akibat dari kecelakaan tersebut. Untuk mempelajari dan mendapatkan pemahaman mengenai hal tersebut, maka dilakukan penelitian mengenai pengaruh suhu awal pelat panas dalam proses quenching (pendinginan secara tiba-tiba) celah sempit rektangular. Penelitian difokuskan pada penentuan suhu rewetting dari pendinginan pelat panas dengan suhu awal pelat 220 0C, 400 0C, dan 600 0C dengan laju aliran air pendingin 0,2 liter/detik. Eksperimen dilakukan dengan menginjeksikan air pada laju aliran 0,2 liter/detik pada suhu air pendingin 85 0C ke dalam celah sempit rektangular. Data hasil pengukuran digunakan untuk mengetahui suhu rewetting yang terjadi pada pendinginan pelat panas tersebut. Tujuannya adalah untuk memahami pengaruh suhu awal pelat panas terhadap rewetting pada proses quenching di celah sempit rektangular. Hasil yang diperoleh menunjukkan bahwa titik rewetting pada pendinginan pelat panas 220 0C, 400 0C, dan 600 0C terjadi pada suhu rewetting yang berbeda-beda. Pada suhu awal pelat panas 220 0C, suhu rewetting terjadi pada 220 0C yaitu langsung ketika air dilewatkan melalui celah sempit rektangular. Pada suhu awal pelat panas 400 0C, suhu rewetting terjadi pada 379,51 0C. Dan pada suhu awal pelat panas 600 0C, suhu rewetting terjadi pada 426,63 0C. Perbedaan suhu awal pelat panas yang sangat signifikan menyebabkan terjadinya perubahan sifat fisik benda uji, berbedanya rejim pendidihan yang dialami oleh fluida yang melewati celah sempit, perubahan nilai kalor spesifik bahan, perubahan nilai konduktifitas termal, dan perbedaan suhu wall superheated-nya. Perubahan-perubahan yang terjadi tersebut menyebabkan peningkatan suhu rewetting seiring dengan kenaikan suhu awal pelat panas.Kata kunci: rewetting, quenching, celah sempit, keselamatan nuklir The understanding about thermal management in the event of a severe accident such as the melting nuclear reactor fuel and reactor core, became a priority to maintain the integrity of reactor pressure vessel. Thus the debris will not out from the reactor pressure vessel and resulting impact of more substantial to the environment. One way to maintain the integrity of the reactor pressure vessel was cooling of the excess heat generated due to the accident. Toget understanding of this aspect, the research focused on the effect of the initial temperature of the hot plate in the rectangular narrow gap quenching process. The initial temperature effect on quenching process is related to cooling process (thermal management) when the occurrence of a nuclear accident due to loss of coolant accident or severe accident. In order to address the problem, it is crucial to conduct research to get a better understanding of thermal management regarding to nuclear cooling accident. The research focused on determining the rewetting temperature of hot plate cooling on 220 0C, 400 0C, and 600 0C with 0.2 liters/sec cooling water flowrate. Experiments were carried out by injecting 85 0C cooling water temperature into the narrow gap at flowrates of 0.2 liters/sec. Data of transient temperature measurements were recorded using a data acquisition system in order to know the rewetting temperature during the quenching process. This study aims to understand the effect of hot plate intial temperature on rewetting during rectangular narrow gap quenching process. The results obtained show that the rewetting point on cooling the hot plate 220 0C, 400 0C and 600 0C occurs at varying rewetting temperatures. At 220 0C hot plate initial temperature, the rewetting temperature occurs on 220 0C. At 400 0C hot plate initial temperature, the rewetting temperature occurs on 379.51 0C. At 600 0C hot plate initial temperature, the rewetting temperature occurs on 426.63 0C. Significant differences of hot plate initial temperature leads to changes in physical properties of material, different boiling regimes occurs when fluid passing through a narrow gap, changes on specific heat of material, changes on thermal conductivity of material, and the differences of wall superheated temperature. Rewetting temperature will increase due to increasing on hot plate initial temperature. Keywords: rewetting, quenching, narrow gap, nuclear safety

PERHITUNGAN FLUKS KALOR UNTUK KURVA DIDIH SELAMA EKSPERIMEN QUENCHING MENGGUNAKAN SILINDER BERONGGA DIPANASKAN Mulya Juarsa; Raldi Artono Koestor; Nandy Setiadi Djaya Putra; Anhar Riza Antariksawan; Cukup Mulyana; Riska Khalisa
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 12, No 3 (2010): Oktober 2010
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (718.372 KB)

Salah satu aspek penting manajemen keselamatan dalam pengoperasian reaktor nuklir adalah manajemen termal. Konsep dasar pengelolaan termal adalah untuk mengendalikan kelebihan kalor saat terjadinya kecelakaan. Pemahaman dan investigasi fenomena pendidihan selama kecelakaan yang terjadi secara transien menjadi tahapan penelitian yang penting. Proses quenching adalah proses pendinginan tiba-tiba pada obyek yang panas dengan memasukkan ke dalam suatu fluida. Material SS316 dengan geometri silinder berongga pada posisi vertikal merupakan simulasi dari debris dan digunakan sebagai objek yang dipanaskan. Metode eksperimen dilakukan melalui pendinginan quenching secara alami pada silinder berongga dengan berbagai variasi temperatur awal dari 300 oC sampai 800 oC ke dalam temperatur saturasi air. Selama eksperimen data temperatur direkam dan visualisasi pendidihan dilakukan melalui kamera kecepatan tinggi (HSC). Hasil data transien temperatur digunakan untuk menghitung fluks kalor. Rejim didih film pada TC8 (bagian terluar) dalam kurva didih untuk semua temperatur awal menunjukkan kesesuaian dengan korelasi Bromley. Proses didih film paling singkat terjadi selama 1,11 detik untuk temperatur awal 300 oC. Fluks kalor kritis pada TC8 untuk temperatur awal dari 800 oC, 600 oC, 400 oC dan 300 oC secara berturutturut adalah 700 kW/m2, 500 kW/m2, 450 kW/m2 dan 400 kW/m2.Kata kunci: quenching, silinder, pendidihan, fluks kalor One of the safety management aspects in the operation of nuclear reactors is thermal management. The basic concept of thermal management is to control the excess heat during an accident. The understanding and investigation of boiling phenomenon become important research stage. Quenching process is the process of sudden cooling on a hot object by entering into a fluid. SS316 material with hollow cylinder geometry in a vertical position is the simulation of debris and used as a heated object. Method of quenching experiments carried out through the natural cooling of the hollow cylinder with different variations of initial temperature from 300 oC to 800 oC and submerged into the water with saturation temperature. Temperature data was recorded and boiling was captured using highspeed camera (HSC) during the experiment. The results of transient temperature data was used to calculate the heat flux. The film boiling regime on TC8 (outer portion) in the boiling curves for all initial temperatures have a good agreement with Bromley’s correlation. The shortest process of film boiling was occurred for 1.11 seconds at the initial temperature of 300oC. Critical heat flux at TC8 from initial temperature of 800 oC, 600 oC, 400 oC and 300 oC in respectively is 700 kW/m2, 500 kW/m2, 450 kW/m2 and 400 kW/m2. Keywords: quenching, cylinder, boiling, heat flux

Co-Authors A R Antariksawan A. Hafid A.A, Andrea Shevaladze A.R, Esa Putra Abd. Rasyid Syamsuri Adhika E. P. Adhika E. P. Adhika Enggar Pamungkas Ahmad Rofiq Sofyan Ainur R. Ainur Rosidi Ainur Rosidi ainur rosidi Ainur Rosidi Ainur Rosidi Ainur Rosidi Ainur Rosidi Ainur Rosidi, Ainur Almadesya Rinaldi Almira Citra Amelia Amelia, Almira Citra Amirruddin Amirruddin Andi Sofrany Ekariansyah Andrea Shevaladze Al Amin Anggraini, Yeni Anhar R. Antariksawan, Anhar R. Anhar Riza Antariksawan Anhar Riza Antariksawan Anhar Riza Antariksawan Anhar Riza Antariksawan Arno, Giarno Arya Adhyaksa Waskita Baiquny, Ariq Hafizh Bambang Heru Bambang Riyono Budiman, Arif Adtyas Cukup Mulyana Cukup Mulyana D. H. Salimy Dedy Haryanto Dedy Haryanto Dedy Haryanto Dedy Haryanto Dedy Haryanto Dedy Haryanto Dedy Haryanto Dedy Haryanto Dedy Haryanto Dedy Haryanto Haryanto Deendarlianto Defri Sulaeman Dian Ariswara Dimas, Dimas Dinan Andiwijayakusuma Dr.Anhar Riza Antariksawan Dwi Yuliaji Edi Marzuki Edi Marzuki Edi Marzuki Edy Marzuki Edy S Edy S. Edy Sumarno, Edy Erlanda Kurnia Fauzi Ahmad Muda G B Heru Kusmoyo G. B. Heru K. G. B. Heru K. G. Bambang Heru K G. Bambang Heru K. G.B. Heru K G.B. Heru K Giarno . Giarno Giarno Giarno Giarno Giarno Giarno Giarno Giarno Giarno Giarno Giarno Giarno Giarno Giarno Giarno Giarno Giarno Giarno Giarno Gregorius Bambang Heru Gregorius Bambang Heru Gregorius Bambang Heru Gregorius Bambang Heru Kusnugroho Gunawan, Hyundianto Arif Hendro Tjahjono Hendro Tjahjono Hendro Tjahjono Hendro Tjahjono I Ketut Adi Sugita I Nyoman Suprapta Winaya I. D. Irianto Ign. Djoko Irianto Ignatius Djoko Irianto, Ignatius Djoko IGNB. Catrawedarma Indarto - Indarto - Indarto Indarto Indarto Indarto Intan Parwati Ismu H Ismu H. Ismu Handoyo Januar Akbar Joko P W Joko P.W. Joko Prasetio Joko Prasetio Joko Prasetio Witoko Joko Prasetyo Joko Prasetyo Joko Prasetyo Witoko K, G.B. Heru Keis Jury Pribadi Keis pribadi Kharisma, Sunandi Kiswanta Kiswanta - Kiswanta . Kiswanta Kiswanta, Kiswanta Kusigit Susanto KUSNUGROHO, GREGORIUS BAMBANG HERU Kussigit Santosa Santosa Lovini Gabriella N Lutfi Fitria Ningsih M Hadi Kusuma M. Hadi Kusuma Mahran Noufal Maryadi , Shendy Akbar Maryadi, Shendy Akbar Meikayani, Jentik Mokhamad Nur Khasan Moniaga, Prya Muhamad Yulianto Muhammad Hadi Kusuma Mukhsinun Hadi Kusuma Nandy Putra Nandy Putra Nandy Setiadi Djaya Putra Nasution, Annio Indah Lestari Nathaniel Ezer Putra Darmawan Nitiamijaya, Devita Oktaviandi, Ryan P, Adhika Enggar PAMUNGKAS, ADHIKA ENGGAR Prasetio, Dimas Prayogo, Kukuh Puradwi I W Puradwi Ismu Wahyono Putra, Esa Putra, Muhammad Ganjar Putu Brahmanda Sudarsana Putu Brahmanda Sudarsana Putut Hery Setiawan Rahayu Kusumastuti Rahayu Kusumastuti Rahayu Kusumastuti Kusumastuti Raldi Artono Koestor Renaldy Sharin Lesmana Restiya Maulana Rio Natanael Wijaya Ririn Fitriana Riska Khalisa Rosaldi Pratama Roswandi, Iwan Roy Waluyo Sanda Sanda Sinta Tri Habsari Siti mariam Sri Ismarwanti, Sri Sriyono Sriyono Sriyono Sriyono Suhendra Suhendra Sukmanto Dibyo Sumantri Hatmoko Sumantri Hatmoko Hatmoko Surip Widodo Surip Widodo Surip Widodo Surip Widodo Widodo Susyadi Susyadi Tachli Supriyadi Topan Setiadipura Totok Dermawan Try Hutomo Putra Try Hutomo Putra Veronica Indriati Sri Wardhani, Veronica Indriati Sri Wayan Nata Septiadi WITOKO, JOKO PRASETIO Yadi Yunus Yogi Sirod Gaoz Yogi Sirodz Gaos Yogi Sirodz Gaos, Yogi Sirodz Zuliantoni, Zuliantoni

Title

Found 65 Documents
Search

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title Search

Found 65 Documents Search

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title

Found 65 Documents
Search