cover
Article Per Year (5 Year)
All
Home Page
OAI Link
Editorial Team
Contact
Reviewer
Google Scholar
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
-
Editorial Address
-
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Prima Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
Materials Science & Nanotechnology
Jurnal Prima Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir, Jurnal ilmiah diterbitkan oleh Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir - BATAN Alamat Rekaksi: Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir (PRPN) - BATAN
Arjuna Subject : -
Articles 228 Documents
 14   15   16   17   18 
PERANCANGAN SISTEM PENERANGAN BANGUNAN IRADIATOR GAMMA KAPASITAS 200 kCi Tukiman Tukiman; Edy Karyanta; Budi Santoso
PRIMA - Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir Vol 12, No 1 (2015): Juni 2015
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (750.198 KB)

Abstract

ABSTRAK           PERANCANGAN SISTEM  PENERANGAN BANGUNAN IRADIATOR GAMMA KAPASITAS 200 kCi. Telah dilakukan perancangan sistem penerangan dan perhitungan lampu untuk penerangan bangunan iradiator gamma kapasitas 200 kCi. Rancangan sistem penerangan yang baik, bertujuan agar dapat  meningkatkan produktivitas kerja, peningkatan kesehatan, kecermatan penglihatan dan suasana kerja yang lebih nyaman sesuai dengan standar yang berlaku. Kualitas pencahayaan dipengaruhi oleh warna dinding dan langit-langit. Jumlah titik lampu yang direncanakan dalam bangunan iradiator ini adalah 124 titik. Ukuran ruangan lantai 1 panjang: 30,7 m, lebar: 15,95 m dan tinggi: 5 m, serta ukuran ruangan lantai 2 adalah: panjang: 14,2 m, lebar: 13,1 m, tinggi: 4 m, dengan satu titik armature terdiri 2 (dua) buah lampu. Dalam rancangan ini digunakan sistem penerangan langsung. Jenis lampu yang digunakan adalah TL day light 36 watt, dengan konsumsi jumlah daya listrik sebesar 4365 watt.   Kata kunci :  Lampu, rancangan, perhitungan sistem penerangan. ABSTRACTLIGHTING SYSTEM DESIGN OF 200 kCi GAMMA IRRADIATION FACILITY. A lighting system design and lamp computation of 200 kCi gamma irradiation facility has been carried out. A good lighting system design is intended to increase work productivity, health improvement, precision vision and a more comfortable working environment in accordance with the applicable standards. Lighting quality is influenced by the color of the walls and ceilings. The number of lamp in this irradiators building is design 124 points. The size of the room at the first floor is 30.7 m length, 15.95 m width, and 5 m height, while at the 2nd floor is 14.2 m length, 13.1 m width, 4 m height, with a single point of the armature comprises two (2) pieces of light. A direct lighting system is used in this design. The type of lamp used is TL day light 36 watt, with the total electric power consumption of 4365 watts..Keywords : Lighting, design, lighting calculation system.
SISTEM SWITCHING POMPA VAKUM TAMBAHAN PADA TUNGKU REDUKSI ME-11 Achmad Suntoro
PRIMA - Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir Vol 5, No 9 (2008): Juni 2008
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3183.316 KB)

Abstract

ABSTRAK Telah dipasang  pompa  vakum  berikut  sistem  switchingnya   untuk  meningkatkan  faktor keselamatan   kerja   operasi   tungku   ME-11   pada   proses   reduksi,    karena   proses   reduksi melibatkan   gas  hidrogen   yang   berpotensi   menyebaban   ledakan   pada   komposisi   tertentu dengan  udara.   Proses  vakum  dilaksanakan  diawal proses  reduksi.   Sistem  switching  didisain berpola interlock sehingga kesalahan operator tungku dalam mengikuti  urutan prosedur operasi proses reduksi dapat ditekan. Konsep solusi mekanisme tambahan diberikan dalam makalah ini jika sampel serbuk di dalam tungku tertarik ke luar tungku akibat bekerjanya  sistem vakum ini. Tekanan udara hasil proses  vakum yang diinginkan  500 mBar karena  hanya digunakan  untuk mencegah   terjadinya   komposisi   udara-hidrogen   yang   berpotensi   menimbulkan ledakan. lnstalasi vakum beserta sistem switchingnya  telah diuji dan dapat bekerja sesuai dengan disain yang ditetapkan.                     · Kata kunci: vakum tungku, switching vakum, flushing. ABSTRACT A vacuum  pump  has been  installed  together  with its switching  system  to increase  the safety factor operation  of the ME-11 furnace  system for reduction  process,  because  reduction process  involving  hydrogen  gas which has potential  eruption for a certain composition  with air. The vacuum process will be conducted at the begining of the reduction process.  The switching system has been designed  with interlock system base to protect any unprocedural  action by the furnace's   operator  during the reduction process.   A concept of additional  mechanism  in case of that  powder  sample  inside  the  furnace  chamber  flow  out  the  chamber  during  the  vacuum process is given.  The air pressure required for the vacuum activity is 500 mBar as it will be used to  prevent   the   air-hydrogen   composition   causing   eruption   not   to  happen.    The  vacuum installation  including  its switching  system  has been tested,  and the result shows  that it works properly as what mention in the design document. Keywords : vacuum furnace, switching vacuum, flushing.
DESAIN WEB APLIKASI PADA RADIATION AND METEOROLOGICAL MONITORING ANALYSIS SYSTEM (RAMONA) Faisal Prasetya; I Putu Susila; Leli Yuniarsari; Istofa Istofa
PRIMA - Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir Vol 15, No 2 (2018): Nopember 2018
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (630.856 KB)

Abstract

Desain Web Aplikasi Pada Radiation and Meteorological Monitoring Analysis System (RAMONA). Saat ini Indonesia memiliki empat Instalasi Nuklir beserta fasilitas pendukung yang terletak di Yogyakarta, Bandung, Pasar Jum’at dan Serpong. Salah satu resiko dari keberadaan suatu instalasi nuklir adalah kemungkinan terjadinya lepasan partikulat radioaktif ke udara. Apabila lepasan tersebut merupakan lepasan yang tak terkendali atau melebihi batasan yang ditentukan dalam peraturan terkait, maka dapat membahayakan lingkungan maupun masyarakat sekitar. Oleh karena itu, di sekitar instalasi nuklir perlu dibangun suatu sistem pemantauan yang dapat memberikan informasi paparan radiasi kepada institusi terkait maupun masyarakat umum secara realtime. Dalam sistem tersebut, perlu disertakan pemantauan cuaca seperti arah dan kecepatan angin, curah hujan maupun parameter lainnya, karena penyebaran partikulat di udara sangat tergantung pada cuaca. Berdasarkan hal tersebut maka PRFN mengembangkan Sistem Pantau Lingkungan Online Kawasan Instalasi Nuklir yang disebut dengan RAMONA (Radiation and Meteorological Monitoring Analysis System). Sistem ini terdiri dari komputer dan sistem deteksi. Sistem Deteksi terdiri dari perangkat keras untuk memantau radiasi Gamma dan cuaca. Sistem Komputer terdiri dari komputer akusisi dan pengolah data serta server sebagai pusat penyimpanan data hasil pengukuran ke dalam suatu database. Pada makalah ini akan dipaparkan mengenai rancangan  web aplikasi yang digunakan untuk menampilkan informasi tersebut. Metode rekayasa perangkat lunak nya menggunakan Rapid Application Development (RAD). Pada RAD terdapat tiga phase yaitu Requirement Planning, Desain workshop, dan implementasi. Pada fase requirement system dan desain workshop nya menggunakan konsep analisis object oriented. Salah satu metode analisis object oriented yaitu menggunakan Unified Modeling Language (UML), sedangkan untuk hasil dari fase implementasi ini yaitu berupa interface aplikasi website yang akan digunakan untuk manampilkan informasi pengukuran radiasi.
DETEKSI SINYAL DISKONTINYU MENGGUNAKAN ANALISIS WAVELET Arjoni Amir
PRIMA - Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir Vol 4, No 7 (2007): Juni 2007
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (2586.747 KB)

Abstract

ABSTRAK Analisis   wavelet merupakan  sebuah tehnik kontemporer  untuk analisis data  dan  sinyal. Tulisan ini  menganalisis  sinyal  ramp  yang  telah  direkam  (off-line  analysis),   secara  visual  sinyal  ini kelihatan kontinyu  (smooth},  padahal  sinyal ini mengandung  informasi  sinyal yang diskontinyu. Untuk mendapatkan  informasi  posisi  (scale)  dan  waktu  (time)  sinyal  diskontinyu  pada  sinyal ramp  tersebut   maka  dipakai   metode   transformasi   wavelet  kontinyu   (Continuous   Wavelet Transforms,  CWT) yang  menghasilkan  koefisien  C yang  merupakan  fungsi posisi  (scale)  dan wektu. Pemilihan  keluarga induk wavelet Daubechies  (dbN)dengan  orde N=2 level  5 (db2-5), db10-5   dan   keluarga   induk   wavelet   Symlet   (SymN)   dengan   orde   2  level   5  (Sym2-5) menghasilkan  respon  terhadap  sinyal  diskontinyu  pada  level  detil 1, detil   2 dan  detil  3   baik untuk keluarga induk wavelet Daubechies maupun keluarga induk Symlet. Keyword:  transformasi  wavelet,  analisis wavelet,  sinyal diskontinyu, sinyal ramp. ABSTRACT Wavelet analysis is a contemporary  technique  to analyze data and  signals.  This paper aims to provide an analysis of  ramp signals, which have been recorded (off-line analysis).  Visually these signals appear to be continuous  (smooth),  when they actually carry information  of discontinuous signals. To gather information  about the  position  ( time and scale) of discontinuous  signals  of the   afore   mentioned   ramp   signals, continuous    wavelet   transforms   (CWT)   that   produces coefficient  C scale and time function is used.  The selection  of main (key) family of Daubechies wavelet (dbN) with order N=2 level 5 ( db2-5),   db10-5 and wavelet Symlet ( SymN) with order 2 level 5 ( Sym2-5) produces  responses   towards  discontinuous    signals  on the level detail 1, detail 2 and detail 3,  either for the main family of Daubechies  wavelet or main family of Symlet wavelet. Keyword:  wavelet transformation,  wavelet analysis, signal diskontinuous,  signal ramp.
DESAIN SISTEM PENDINGIN PRIMER REAKTOR TRIGA PELAT Abdul Jami; Budi Santoso
PRIMA - Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir Vol 16, No 1 (2019): Juni 2019
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (472.919 KB)

Abstract

Sistem pendingin primer untuk reaktor triga pelat menggunakan sistem konveksi alam dan konveksi paksa. Dengan demikian, sistem pendingin ini harus dilengkapi dengan katup konveksi. Konveksi alam terjadi ketika reaktor padam, katup konveksi terbuka dan konveksi paksa terjadi ketika reaktor beroperasi, katup konveksi tertutup. Telah dilakukan pengembangan dan modifikasi sistem pendingin primer existing sebagai sistem pendingin primer reaktor triga pelat. Modifikasi dilakukan dengan menambah equipment decay tank, fitting pipe, valve, instrument control, dan mengubah jalur pipa penghubung antar equipment. Hasil modifikasi dalam bentuk gambar Process Flow Diagram (PFD), Piping & Instrumentation Diagram (P&ID), layout, plot plan, dan isometrik. Perbedaan tinggi lokasi alat penukar panas dan reaktor dapat menyebabkan terjadinya arus balik, sehingga anti siphon valve perlu dipasang pada jalur pipa penghubung ini. Perubahan jalur pipa antara pompa dan reaktor, pipa keluar reaktor melalui lubang beam port masuk ke decay tank kemudian keluar menuju pompa primer. Pada gambar layout, decay tank dilengkapi dengan level indikator dan vent, dengan tujuan untuk memastikan decay tank berisi penuh air dan tidak ada gas atau uap yang terperangkap, karena dapat menyebabkan kavitasi pada pompa. Kata kunci : Decay Tank, Fitting Pipe, Anti Siphon Valve.
METODE MULTl A-LINE UNTUK PENENTUAN ELASTISITAS DINDING ARTERI DENGAN TEKNIK ULTRASOUND Atang Susila
PRIMA - Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir Vol 2, No 1 (2005): Desember 2005
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1529.386 KB)

Abstract

ABSTRAKUltrasonik sangat berguna dalam bidang medis karena  ultrasonik dapat berinteraksi dan menembus tubuh dengan mudah..  Keuntungan diagnosa dengan ultrasonik adalah pada  umumnya non-invasive, aman, cepat dan dapat membedakan jaringan  yang memiliki karakteristik impedansi berbeda.  Karena kemampuannya  membedakan jaringan,   ultrasonik  dapat  digunakan  untuk  meneliti  sifat-sifat  organ tertentu.. Berbagai teknik penentuan elastisitas dinding arteri untuk diagnosa arteriosclerosis telah dikembangkan..   Dalam tulisan   ini   dijelaskan   suatu   teknik   penentuan   elastisitas   dinding   arteri menggunakan multi A-line.. Elastisitas dinding ditentukan dengan mengukur perubahan ketebalan dinding sebagai respon terhadap tekanan dari dalam.. Perubahan ketebalan dinding diperoleh dengan mengukur pergeseran sinyal echo yang direfleksikan oleh dinding sebelum dan sesudah penekanan. Kemampuan teknik ini dievaluasi simulasi dan percobaan in-vitro menggunakan phantom.. Dapat disimpulkan bahwa metode A-line memberikan hasil yang baik untuk menentukan elastisitas dinding arteri dan kesalahan posisi beam timbul pada metode single A-line dapat dihindari
PEREKAYASAAN HEAT EXCHANGER SEBAGAI PEMANAS UMPAN UF 6 DALAM PABRIK ELEMEN BAKAR NUKLIR Petrus Zacharias; Marliyadi Pancoko
PRIMA - Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir Vol 8, No 2 (2011): Nopember 2011
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (666.357 KB)

Abstract

DESIGN OF HEAT EXCHANGER FOR HEATING UF<sub>6</sub> FEED IN NUCLEAR FUEL ELEMENT PLANT. The process of conversion of UF<sub>6</sub>  to  UO  through Integrated Dry Route (IDR) i s done in a rotary kiln reactor. There are two stages of initi al  treatment / conditioni ng before inserting the UF <sub>6</sub>  in to the reactor :  changing UF<sub>6</sub> 2  solid into the gas phase at a temperature of 60°C in an evaporator, and then, raising the temperature of UF C to 290<sup>0</sup> C i n a Heat Exchanger (HE). Therefore it i s necessary to desi gn a HE for heating UF gas by determination / calculation of  HE speci ficati ons as a heater. The steps  activities of determining the speci fi cati ons of HE i n the followi ng sequence: determining  the value of theheat load Q, determining the approxi mate dimensions of the Heat  xchanger, determining the dimensions / speci fications corrected Heat Exchanger, HE pressure drop calculation. The result of  thi s design  specification is a type of hai rpi n double pipe HE wi th a l ength of 12 ft, 2 x 1 ¼ IPS. Pipe material is Inconel (alloy -600) that is resistant to UF, HF, and Steam. Annul us material is carbon steel. Pressure drop in  annul us is   0.0004 psi, and in i nner pipe is 0.042 psi .  Heat Exchanger with specs li ke thi s can functi on as UF 290 <sup>0</sup> C.  gas from 60  gas heater so that the temperature be 290<sup>0</sup>PEREKAYASAAN HEAT EXCHANGER SEBAGAI PEMANAS UMPAN UF  DALAMPABRIK ELEMEN BAKAR NUKLIR . Proses konversi UF<sub>6</sub>-UO melalui  Jalur Kering mTerintegrasi (JKT) dilakukan dalam reaktor rotary kil n. Ada dua tahapan perlakuan/pengkondisian awal sebel um umpan UF<sub>6</sub> 2  dimasukkan ke reaktor, yaitu pertama, mengubah UF<sub>6</sub>  padat menjadi  fase gas suhu 60<sup>0</sup>C dalam sebuah evaporator, kemudian kedua menaikkan suhu UF<sub>6</sub>  gas dari 60<sup>0</sup> C menjadi 290<sup>0</sup> C dalam sebuah Heat Exchanger (HE). Oleh karena i tu perlu didesain sebuah HE yang berfungsi sebagai pemanas umpan UF  gas.  Kegiatan  desain  HE ini  berupa penentuan/perhitungan  spesifikasi  HE sebagai pemanas.   Langkah-langkah kegiatan penentuan spesifikasi HE mengikuti  urutan sebagai berikut : menentukan ni lai beban panas Q, menentukan perki raan di mensi  Heat Exchanger,  menentukan  di mensi /spesifikasi  terkoreksi  Heat Exchanger, dan menghi tung pressure drop  HE. Spesifikasi HE yang dihasilkan  adalah Jenis  double pipe HE hairpin dengan panj ang 12 ft,  , HF, dan Steam. Annulus terbuat dari baja karbon. Penurunan tekanan dal am annulus sebesar 0,0004 psi, dan dalam pipa 0,042 psi. Heat Exchanger  dengan spesi fikasi sepert ini  dapat di fungsikan sebagai  pemanas UF 2 x 1 ¼ IPS. Material  pi pa adalah Inconel ( alloy -600) yang tahan terhadap UF <sub>6</sub> gas sehi ngga suhunya nai k dari  60<sup>0</sup> C menj adi 290<sup>0</sup> C.
ANALISIS KESELAMATAN RADIASI PADA KOLAM IRADIATOR “IZOTOP” Petrus Zacharias; Abdul Jami
PRIMA - Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir Vol 11, No 2 (2014): November 2014
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (154.286 KB)

Abstract

ABSTRAK ANALISIS  KESELAMATAN  RADIASI  PADA KOLAM IRADIATOR  “IZOTOP”. Iradiator “Izotop” buatan Institute of Isotope Co.Ltd. Hungaria merupakan iradiator gamma panorama katagori IV yang dapat beroperasi secara kontinyu dan   batch. Kapasitas maksimum sumber gamma pada iradiator ini adalah 2 MCi. Kolam penyimpan sumber berukuran lebar 2,8 m, panjang 3,6 m, dan  kedalaman 6 m berisikan air bebas mineral. Rak sumber berukuran panjang 3 m dan tinggi 1 m. Jarak antara permukaan air kolam dan rak sumber menentukan fungsi air sebagai perisai radiasi. Konsep jarak ini digunakan untuk mengevaluasi   keselamatan radiasi kolam Iradiator “Izotop”. Pasal 8 dari SSG-8 IAEA digunakan sebagai referensi untuk analisis ini. Penentuan faktor  build–up air menggunakan Persamaan Taylor. Perhitungan laju dosis di atas kolam dilakukan untuk masing-masing tingkat permukaan  air, yaitu pada tingkat air normal, dan untuk setiap  0,3 m penurunan permukaan air  hingga penurunan sampai 1,5 m. Pada tingkat air normal sampai penurunan permukaan air 1,2 m, hasil perhitungan menunjukkan laju dosis sangat aman. Keadaan  laju dosis radiasi mencapai tingkat tidak aman ketika penurunan tingkat air  lebih dari 1,2 m. Hasil evaluasi ini memberikan gambaran bahwa desain kolam Iradiator “Izotop” dapat memenuhi    rekomendasi  IAEA.  Berdasarkan  rekomendasi ini,  pada  operasi  normal  iradiator gamma kategori IV, proses make – up air harus dilakukan ketika permukaan air berada di batas normal bawah, sehingga kejadian tidak aman tidak terjadi. Kata kunci : Iradiator “Izotop”, kolam iradiator, laju dosis, keselamatan radiasi  ABSTRACT RADIATION  SAFETY ANALYSIS  ON THE “IZOTOP” IRRADIATOR  POOL. “Izotop” Irradiator manufactured by Institute of Isotope Co. ltd. Hungary is a category IV panoramic gamma irradiators which can operate in both continuous and batch modes. The maximum gamma source capacity of the irradiator is 2 MCi. The dimension of the source storage pool containing demineralized water is about 6 m in deep, 2.8 m in wide and 3.6 m in length. The source rack is about 3 m in length and 1 m in height.  The distance between the surface of the pool water and the source rack defines the water as radiation shielding. The distance is used to evaluate the radiation safety of the “Izotop” Irradiator pool. Article 8 of the IAEA SSG-8 is used as reference for this analysis. Determination of water build-up factor uses Taylor's formula.  The calculation of the dose rate at the border of the pool was done for each of the water level, ie.  at the normal water level, and for each 0.3 m drop in water level decreasing until 1.5 m. At normal water levels, and up to 1.2 m of drop in water level, the result shows a very safe dose rate levels. The radiation dose rate reaches unsafe level  when the  water  level decreases more than  1.2  m.  The  results  of  this evaluation shows that “Izotop” Irradiators pool design can meet IAEA recommendations. Based on these recommendations, in normal operation of gamma irradiators category IV, the make - up of water shall be operated when the water level is in the normal low water level, so that the unsafe incidence will not happen. Keywords: “Izotop” Irradiators, irradiator pool, dose rate, radiation safety.
TINJAUAN STAINLESS STEEL SEBAGAI BAHAN MEKANIK REAKTOR DAYA Hendra Prihatnadi; Budi Santoso Santoso
PRIMA - Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir Vol 7, No 14 (2010): Nopember 2010
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1442.516 KB)

Abstract

TlNJAUAN STAINLESS STEEL SEBAGAI BAHAN MEKANIK REAKTOR DAYA. Dalam suatu sitem reaktor nuklir yang meliputi bejana tekan, penyangga komponen-komponen utama, pemipaan sistem pendingin serta selongsong bahan bakar, mempunyai persyaratan- persyaratan material yang berlainan dan berbeda sesuai dengan type reaktor. Secara khusus persyaratan material reaktor daya tersebut meliputi syarat fisik atau mekanik dan persyaratan nuklir material. Stainless steel merupakan baja tahan karat austenitik, yang terdiri dari paduan logam Fe dan Cr dan Ni yang memberikan sifat mekanik yang baik dan ketahanan terhadap korosi pada temperatur yang tinggi 
PEREKAYASAAN ALAT PENUKAR PANAS TIPE PELAT UNTUK REAKTOR TRIGA PELAT DENGAN SOFTWARE APLIKASI CHEMCAD Abdul Jami; Hafni Lissa Nuri
PRIMA - Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir Vol 14, No 1 (2017): Juni 2017
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (327.386 KB)

Abstract

ABSTRAKPEREKAYASAAN ALAT PENUKAR PANAS TIPE PELAT UNTUK REAKTOR TRIGA PELAT DENGAN SOFTWARE APLIKASI CHEMCAD. Perekayasaan pendingin reaktor selama beroperasi memerlukan laju alir pendingin primer sebesar 70 kg/detik dan energi panas yang dibawa pendingin primer dipindahkan ke pendingin sekunder melalui alat penukar panas. Telah dilakukan simulasi dan pemodelan alat penukar panas jenis pelat menggunakan software aplikasi ChemCad. Hasil simulasi menunjukkan bahwa air pendingin sekunder yang diperlukan untuk mengambil beban panas dari air pendingin primer sebanyak 87,5081 kg/detik. Equipment sizing dengan metode rating untuk area excess minimal 10% digunakan pelat SS-304 dengan dimensi lebar 61 cm, tinggi 177 cm, tebal 0,06 cm, jarak antar pelat 0,356 cm dan jumlah 177 lembar diperoleh luas transfer panas 191,160 m2 dan area excess 10,8%.Kata kunci: Perekayasaan, Alat Penukar Panas, Software ChemCad ABSTRACTA PLATE HEAT EXCHANGER DESIGN FOR PLATE TRIGA REACTOR BY CHEMCAD APPLICATION SOFTWARE. An engineering-developent reactor coolant during operation requires a primary coolant flow rate of 70 kg / sec and the heat energy carried by the primary coolant is transferred to the secondary coolant through a heat exchanger. The simulation and modeling of plate heat exchangers using ChemCad application software have been done. The simulation results show that the secondary cooling water required to take the heat load from primary cooling water is 87.5081 kg/sec. Equipment sizing with rating method for excess area of at least 10% used SS-304 plate with dimension width 61 cm, height 177 cm, thickness 0.06 cm, distance between plate 0,356 cm and amount 177 sheet obtained heat transfer area 191.160 m2 and excess area of 10.8%Key words: Engineering-development, Heat Exchanger, ChemCad Software 

Page 16 of 23 | Total Record : 228

 14   15   16   17   18 

Filter by Year

1999 2021


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 18, No 2 (2021): Nopember 2021 Vol 18, No 1 (2021): Juni 2021 Vol 17, No 2 (2020): Nopember 2020 Vol 17, No 1 (2020): Juni 2020 Vol 16, No 2 (2019): Nopember 2019 Vol 16, No 1 (2019): Juni 2019 Vol 15, No 2 (2018): Nopember 2018 Vol 14, No 1 (2017): Juni 2017 Vol 13, No 2 (2016): November 2016 Vol 13, No 1 (2016): Juni 2016 Vol 12, No 2 (2015): November 2015 Vol 12, No 1 (2015): Juni 2015 Vol 11, No 2 (2014): November 2014 Vol 11, No 1 (2014): Juni 2014 Vol 10, No 2 (2013): November 2013 Vol 10, No 1 (2013): Juni 2013 Vol 9, No 2 (2012): Nopember 2012 Vol 9, No 1 (2012): Juni 2012 Vol 8, No 2 (2011): Nopember 2011 Vol 8, No 1 (2011): Juni 2011 Vol 7, No 14 (2010): Nopember 2010 Vol 7, No 13 (2010): Juni 2010 Vol 6, No 12 (2009): Nopember 2009 Vol 6, No 11 (2009): Juni 2009 Vol 5, No 10 (2008): Nopember 2008 Vol 5, No 9 (2008): Juni 2008 Vol 4, No 8 (2007): November 2007 Vol 4, No 7 (2007): Juni 2007 Vol 3, No 6 (2006): November 2006 Vol 3, No 5 (2006): Juni 2006 Vol 2, No 1 (2005): Desember 2005 Vol 1, No 2 (1999): Oktober 1999 Vol 1, No 1 (1999): April 1999 More Issue