Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

"Reaktor nuklir menghasilkan Bahan Bakar Nuklir Bekas (BBNB) yang umumnya disimpan di suatu kolam Instalasi Penyimpanan Sementara BBNB (IPSB3) dengan level air yang cukup untuk mendinginkan panas peluruhan dan meminimalkan paparan radiasi. Insiden Fukushima Daiichi unit 4 dimana tidak berfungsinya sistem pendingin menyebabkan akumulasi panas peluruhan yang menaikkan suhu dan laju penguapan air di luar kendali, memberikan pelajaran bahwa kolam-kolam ini termasuk IPSB3 dari Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) memerlukan analisis kinerja termal yang memadai. Pemodelan dinamik IPSB3 diperlukan, dan penelitian ini bertujuan untuk mengetahui perilaku dinamik dan kapabilitas IPSB3 pada kondisi saat ini dan prediksi masa mendatang maupun station blackout (SBO). Pemodelan mengadopsi pendekatan campuran homogen dan memperhitungkan proses perpindahan panas di dalam badan air, udara ruangan, sistem ventilasi, udara ambien serta lingkungan tanah, menggunakan software Stella. Untuk prediksi di masa depan, diasumsikan 120 BBNB ditambahkan akhir tahun 2021 (Kasus 1) dan akumulasi BBNB dari 60 tahun operasi RSG-GAS (Kasus 2). Model dinamik ini divalidasi terhadap data eksperimen yang dilakukan di IPSB3 RSG-GAS. Prediksi model dinamik Stella memiliki kesesuaian dengan data eksperimen. Validasi pada kondisi operasi normal menunjukkan nilai mean relative deviation (MRD) dan mean squared error (MSE) secara berturutan yaitu 0,042% dan 0,0047 untuk prediksi temperatur, sementara untuk prediksi level secara berturutan adalah 0,01% dan 0,0008. Validasi pada kondisi SBO menunjukkan nilai MRD dan MSE sebesar 0,0254% dan 0,00178 untuk prediksi temperatur, sedangkan prediksi level air berturut-turut 0,00853% dan 0,0006. Pada kondisi operasi normal dengan mode operasi sistem VAC 8 jam dan HE sistem pendingin 6 jam setiap jam kerja, simulasi penambahan 120 BBNB menunjukkan bahwa temperatur air relatif dapat dipertahankan pada hari kerja, namun pada simulasi 60 tahun operasi akan terjadi kenaikan temperatur yang signifikan. Penambahan waktu operasi pendingin harus dilakukan untuk mencegah peningkatan suhu air secara terus-menerus. Jika terjadi SBO, air kolam dapat bertahan tanpa intervensi manusia secara berturut selama 142 hari pada inventori saat ini, 104,4 hari pada penambahan 120 BBNB, dan 45,8 hari pada inventori 60 tahun operasi RSG-GAS. Laju penguapan tertinggi terjadi ketika kondisi 300 jam SBO pada inventori 60 tahun operasi RSG-GAS, yaitu sebesar 0,12 kg/m2.jam, menunjukkan nilai dimana sistem produksi air bebas mineral masih mampu mengkompensasi kehilangan air akibat penguapan.

---

Nuclear reactors generate spent nuclear fuel (SNF) which is generally stored in an interim storage pool for spent fuel (ISSF/SFSP) with a sufficient water level to cool the decay heat and minimize the radiation exposure. The Fukushima Daiichi unit 4 incident in which the cooling system malfunctioned caused the accumulation of decay heat and raised the temperature and evaporation rate of water out of control, providing a lesson that these ponds include SFSP from the G.A. Siwabessy Multipurpose Reactor. (GAS-MPR) requires an adequate thermal performance analysis. SFSP dynamic modeling is required, and this study aims to determine the dynamic behavior and capabilities of SFSP in current conditions and future predictions as well as station blackout (SBO). The modeling adopts a well-mixture approach and takes into account the heat transfer process in water bodies, room air, ventilation systems, ambient air and ground environment, using Stella software. For future predictions, it is assumed that 120 SNF will be added by the end of 2021 (Case 1) and the accumulated SNF from 60 years of GAS-MPR operation (Case 2). This dynamic model was validated against experimental data conducted in the GAS-MPR SFSP. The predictions of the Stella dynamic model are in a good agreement with the experimental data. Validation under normal operating conditions shows the mean relative deviation (MRD) and mean squared error (MSE) values of 0.042% and 0.0047, respectively for temperature prediction, while the prediction levels are 0.01% and 0.0008, respectively. Validation on the SBO condition shows the MRD and MSE values ​​of 0.0254% and 0.00178 for temperature prediction, while the prediction of water levels is 0.00853% and 0.0006, respectively. In normal operating conditions with the VAC system operating mode 8 hours and HE cooling system 6 hours per working hour, the simulation of the addition of 120 SNF shows that the water temperature can be relatively maintained on working days, but in the 60-year simulation of operation there will be a significant increase in temperature. Increasing the cooling operating time must be done to prevent the continuous increasing in the water temperature. In case SBO occurs, pool water can survive without human intervention consecutively for 142 days in the current inventory, 104.4 days in the addition of 120 SNF, and 45.8 days in the 60-year inventory of GAS-MPR operation. The highest evaporation rate occurs when the condition of 300 hours SBO in the 60-year inventory of GAS-MPR operation, which is 0.12 kg/m2-hour, shows the value at which the demineralized water production system is still able to compensate for water loss due to evaporation."

"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."

"Pada teknologi penyimpanan basah, bahan bakar nuklir bekas disimpan di rak penyimpanan yang ditempatkan di dalam kolam air. Untuk mempertahankan temperatur air kolam agar berada pada batas kondisi operasi normal, panas yang dihasilkan akibat sisa peluruhan bahan bakar akan didinginkan oleh sistem pendingin. Pada penelitian ini akan dilakukan upaya penghematan energi pada sistem pendingin kolam bahan bakar bekas khususnya pada sistem chiller. Tujuan dari penelitian ini adalah mengembangkan desain Heat pipe Heat Exchanger (HPHE) pada sistem refrigerasi yang digunakan pada sistem pendingin loop sekunder. Dengan menggunakan sistem refrigerasi yang dilengkapi HPHE ini diharapkan dapat meningkatkan efektifitas dan penghematan penggunaan energi. Prototipe HPHE yang dikembangkan terdiri 5 buah heat pipe yang disusun sejajar dan dipasang diantara evaporator dan kompresor. Untuk melihat pengaruh HPHE terhadap performa sistem, maka dilakukan pengujian sistem refrigerasi dengan dan tanpa HPHE dan variasi beban kalor pada evaporator dengan variasi temperatur awal air 35 °C, 40 °C, 45 °C, 50 °C, dan 55 °C. Proses pengujian dilakukan selama 30 menit dengan daya penuh. Dari hasil pengujian diperoleh bahwa seiring dengan peningkatan variasi temperatur air, sistem refrigerasi mengalami penurunan kerja kompresor, peningkatan efek pendinginan, serta kenaikan coefficient of performance (COP). Penggunaan HPHE pada sistem refrigerasi terbukti mampu meningkatkan performa sistem dengan kerja kompresor yang semakin menurun, serta efek pendingin dan nilai COP yang semakin meningkat. Hasil optimal diperoleh pada variasi temperatur awal 55 °C dengan nilai kerja kompresor 48,1 kJ/kg, efek pendinginan 282,03 kJ/kg, dan COP 5,9. Resistansi termal HPHE semakin menurun seiring dengan kenaikan variasi temperatur air dengan nilai resitansi terbaik yaitu 0,37 °C/W. Dengan demikian, HPHE sangat potensial untuk diterapkan di sistem refrigerasi termasuk pada sistem pendingin kolam bahan bakar nuklir bekas demi meningkatkan efisiensi pendinginan dan menurunkan konsumsi listrik.

---

In wet storage technology, spent fuel is stored on storage racks placed within a water pool. To maintain the water pool temperature within the limits of normal operating conditions, the heat generated due to the residual decay of the spent fuel will be cooled by the cooling system. This study aims to implement energy-saving in the chiller system of the spent fuel pool cooling system, particularly focusing on the chiller system. The objective of this research is to develop a Heat Pipe Heat Exchanger (HPHE) design for the refrigeration system used in the secondary loop of the cooling system. By incorporating the HPHE in the refrigeration system, it is expected to enhance efficiency and energy conservation. The developed prototype of the HPHE consists of five parallelly arranged heat pipes installed between the evaporator and the compressor. To assess the impact of the HPHE on the system's performance, refrigeration system testing is conducted with and without the HPHE, considering variations in heat load on the evaporator with variation of initial water temperatures of 35 °C, 40 °C, 45 °C, 50 °C, and 55 °C. The testing process is carried out over 30 minutes at full power. Results from the testing indicate that with an increase in water temperature variations, The refrigeration system undergoes a reduction in compressor work, an enhancement in cooling efficiency, and an increase in the coefficient of performance (COP). The utilization of HPHE in the refrigeration system proves more effective in enhancing system performance, with a decreasing compressor work, an increasing cooling effect, and an elevated COP. The optimal results were obtained at an initial temperature variation of 55 °C, yielding a compressor work value of 48.1 kJ/kg, a cooling effect of 282.03 kJ/kg, and a COP of 5.9. The thermal resistance of the HPHE decreases with an increase in water temperature variation, with the best resistance value being 0.37 °C/W. Therefore, HPHE demonstrates significant potential for application in refrigeration systems, including those used in the cooling of spent fuel pools, to improve cooling efficiency and reduce electrical consumption."

"Penelitian ini membahas optimasi sistem ventilasi dan tata udara untuk Instalasi Penyimpanan Sementara Bahan Bakar Nuklir Bekas dari Reaktor Riset G.A. Siwabessy. Keterbaruan dari penelitian ini adalah didapatkannya beberapa persamaan yang diperlukan. Optimasi yang dilakukan pada penelitian ini selain untuk Instalasi Penyimpanan Sementara Bahan Bakar Nuklir Bekas yang sudah ada juga untuk Instalasi Penyimpanan Sementara Bahan Bakar Nuklir Bekas tipe kering yang saat ini belum dibangun. Hasil dari penelitian ini menunjukkan bahwa beberapa persamaan yang dikembangkan pada penelitian ini bisa dibuktikan mendekati hasil eksperimen.

---

This study discusses an optimization of ventilation and air conditioning systems for the Interim Storage of Spent Nuclear Fuel Fuel from the G.A Siwabessy Research Reactor. The novelty of this research is to gain several equations needed for the optimization. The optimization in this study is in addition to the existing wet interim storage also for a dry storage that is currently still not built. The results of this study indicate that the equations developed in this study are consistent with the experimental results."

"Pelajaran penting dari kecelakaan parah yang terjadi di pembangkit listrik tenaga nuklir Fukushima Daiichi Jepang menunjukkan bahwa panas sisa hasil peluruhan yang dibangkitkan dari bahan bakar nuklir bekas harus dapat didinginkan dengan baik. Dalam rangka menyerap panas sisa hasil peluruhan saat terjadi kecelakaan yang dipicu oleh kejadian station blackout, maka perlu dipertimbangkan penggunaan teknologi heat pipe tanpa wick (two-phase closed thermosyphon) dengan orientasi vertical sebagai sistem pendingin pasif di kolam penyimpanan bahan bakar nuklir bekas. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui karakteristik termal berupa pengaruh dari initial pressure, filling ratio, dan beban kalor pada unjuk kerjavertical two-phase closed thermosyphon yang akan digunakan sebagai sistem pendingin pasif di kolam penyimpanan bahan bakar nuklir bekas. Metode yang dilakukan dalam penelitian ini adalah dengan melakukan studi secara eksperimental dan simulasi menggunakan perangkat lunak RELAP5/MOD3.2. Vertical two-phase closed thermosyphon terbuat dari Cooper dengan geometri sebagai berikut: diameter dalam 0,1016 m, diameter luar 0,1031 m, dan panjang 6 m. Thermosyphon ini terdiri atas bagian evaporator, adiabatic dan condenser dengan rasio panjang yang sama. Air bebas mineral digunakan sebagai fluida kerja di dalamnya. Pembuangan kalor pada sisi condenser menggunakan air pendingin di dalam water jacket yang dipertahankan temperatur dan laju aliran volumetriknya. Dari eksperimen diperoleh hambatan termal terkecil sebesar 0,0151 C/W pada pengujian dengan filling ratio 80%, beban kalor 2500 W, temperatur air pendingin 26 C, laju aliran volumetrik pendingin 4 liter/menit, dan initial pressure -74 cm Hg. Hasil simulasi menunjukkan bahwa pemodelan yang dibangun dengan menggunakan perangkat lunak RELAP5/MOD3.2 menghasilkan distribusi temperatur yang hampir sama dengan eksperimen, sehingga dapat digunakan untuk simulasi selanjutnya dengan parameter yamg berbeda. Diharapkan hasil yang didapatkan dari eksperimen dan simulasi ini dapat menambah pengetahuan untuk mengetahui manajemen termal keselamatan nuklir bila terjadi station blackout.

---

The valuable lesson from a severe accident occurring in a nuclear power plant

Fukushima Daiichi in Japan showed that the residual heat generated from the

decay products of spent nuclear fuel must be cooled properly. The use of heat pipe technology without a wick (two-phase closed thermosyphon) with a vertical orientation as a passive cooling system in a spent fuel storage pool needs to be considered to absorb the decay heat during an accident triggered by station blackout.The purpose of this study was to determine the thermal characteristics such as the effect of the initial pressure, filling ratio, and the heat load on the performance of vertical two-phase closed thermosyphon to be used as a passive cooling system in a spent fuel storage pool. The method employed in this research were to conduct experimental and simulation studies using software RELAP5/MOD3.2. Vertical two-phase closed thermosyphon made of Copper with geometry as follows: an inside and outer diameter are 0.1016 m and 0.1031 m, respectively and 6 m long. Thermosyphon consists of the evaporator, adiabatic and condenser with the same length ratio. It uses demineralized water as the working fluid. Disposal of heat on the condenser side using cooling water in the water jacket that kept the temperature and volumetric flow rate. From the experiments showed that the smallest thermal resistance by 0.0151 ⁰C/W on testing by filling ratio of 80%, the heat load of 2500 W, cooling water temperature 26 ⁰C, the volumetric flow rate coolant4 liters/minute, and the initial pressure - 74 cm Hg. The simulation results show that the modeling software built using RELAP5 / MOD3.2 produce temperature distribution similar to the experiment. Expected results obtained from experiments and simulations can add knowledge to determine the thermal management of nuclear safety in station blackout"

"[ABSTRAKLimbah Bahan Bakar Nuklir Bekas (BBNB) merupakan salah satu limbah yang dihasilkan dalam pengoperasian reaktor nuklir. Limbah ini masih menghasilkan produk fisi dan panas hasil reaksi yang masih tinggi sehingga perlu dikelola dengan baik agar efek radiasi yang ditimbulkan tidak keluar di lingkungan. Penelitian ini akan dilakukan pemodelan panas peluruhan pada penyimpanan kering BBNB bentuk pebble dengan tipe storage tank yang telah digunakan pada reaktor HTR 10 menggunakan software ORIGEN-ARP. Dengan computational fluid dynamics (CFD) menggunakan Comsol Multiphysics maka pengaruh kecepatan udara pendingin dan ketebalan lapisan pengungkung terhadap profil suhu di setiap segmen storage dapat diketahui sehingga keselamatan penyimpanan BBNB pada aspek suhu dapat dianalisis. Dari hasil perhitungan dapat diketahui bahwa panas peluruhan yang dihasilkan oleh BBNB setelah keluar dari reaktor sebesar 620,2260 watt. Panas peluruhan tersebut semakin menurun seiring dengan lamanya waktu penyimpanan. Ketebalan beton tidak terlalu berpengaruh terhadap penurunan suhu di storage tank. Hal ini disebabkan oleh konduktivitas panas beton yang rendah sehingga laju perpindahan panas di setiap variasi ketebalan tidak berbeda secara signifikan. Ketebalan stainless steel berpengaruh terhadap gradien perubahan suhu pada storage tank. Semakin tipis stainless steel maka semakin banyak laju panas yang dialirkan dari grafit ke beton, sehingga suhu pada beton semakin besar. Semua hasil simulasi pada berbagai kondisi memenuhi syarat parameter suhu maksimum keselamatan.

---

ABSTRACT

Nuclear Fuel Waste is one of waste generated in operation of nuclear reactors. This waste is still producing fission products and heat of reaction that need to be managed properly so the effects of radiation emitted do not expose to environment. This research will be carried out modeling the decay heat in dry storage of pebble nuclear spent fuel with the type of storage tanks that have been used in the reactor HTR 10 using ORIGEN-ARP software. The effects of cooling air velocity and confinement layer thickness on temperature profile in every segment of storage can be determined with computational fluid dynamics (CFD) using Comsol Multiphysics so the safety of nuclear spent fuel storage on temperature aspects can be analyzed. Based on the calculation results can be seen that the decay heat generated by nuclear spent fuel after coming out from the reactor is 620.2260 watts. The decay heat decreases as the length of storage time. Concrete thickness does not significantly affect the declining temperature gradient in the storage tank. This is caused by the low thermal conductivity of concrete so the heat transfer rate in each variation of thickness is not different significantly. Stainless steel thickness affects the declining temperature gradient. Thinner the thickness of the stainless steel is used, greater the reduction of temperature gradient so equilibrium temperature of storage tank can be quickly achieved. All simulation results under various conditions compliy with the maximum temperature parameters of safety.;Nuclear Fuel Waste is one of waste generated in operation of nuclear reactors. This waste is still producing fission products and heat of reaction that need to be managed properly so the effects of radiation emitted do not expose to environment. This research will be carried out modeling the decay heat in dry storage of pebble nuclear spent fuel with the type of storage tanks that have been used in the reactor HTR 10 using ORIGEN-ARP software. The effects of cooling air velocity and confinement layer thickness on temperature profile in every segment of storage can be determined with computational fluid dynamics (CFD) using Comsol Multiphysics so the safety of nuclear spent fuel storage on temperature aspects can be analyzed. Based on the calculation results can be seen that the decay heat generated by nuclear spent fuel after coming out from the reactor is 620.2260 watts. The decay heat decreases as the length of storage time. Concrete thickness does not significantly affect the declining temperature gradient in the storage tank. This is caused by the low thermal conductivity of concrete so the heat transfer rate in each variation of thickness is not different significantly. Stainless steel thickness affects the declining temperature gradient. Thinner the thickness of the stainless steel is used, greater the reduction of temperature gradient so equilibrium temperature of storage tank can be quickly achieved. All simulation results under various conditions compliy with the maximum temperature parameters of safety., Nuclear Fuel Waste is one of waste generated in operation of nuclear reactors. This waste is still producing fission products and heat of reaction that need to be managed properly so the effects of radiation emitted do not expose to environment. This research will be carried out modeling the decay heat in dry storage of pebble nuclear spent fuel with the type of storage tanks that have been used in the reactor HTR 10 using ORIGEN-ARP software. The effects of cooling air velocity and confinement layer thickness on temperature profile in every segment of storage can be determined with computational fluid dynamics (CFD) using Comsol Multiphysics so the safety of nuclear spent fuel storage on temperature aspects can be analyzed. Based on the calculation results can be seen that the decay heat generated by nuclear spent fuel after coming out from the reactor is 620.2260 watts. The decay heat decreases as the length of storage time. Concrete thickness does not significantly affect the declining temperature gradient in the storage tank. This is caused by the low thermal conductivity of concrete so the heat transfer rate in each variation of thickness is not different significantly. Stainless steel thickness affects the declining temperature gradient. Thinner the thickness of the stainless steel is used, greater the reduction of temperature gradient so equilibrium temperature of storage tank can be quickly achieved. All simulation results under various conditions compliy with the maximum temperature parameters of safety.]"