Estimasi Pengukuran Laju Aliran Sirkulasi Alam Pada Simulasi Sistem Pendingin Pasif Reaktor Nuklir Pre-FASSIP 02

Try Hutomo Putra, Intan Parwati, Rosaldi Pratama, Cukup Mulyana, Mulya Juarsa

Abstract


Padamnya pendingin aktif di reaktor nukir Fukushima Daiichi menyebabkan sisa panas reaksi fisi berantai tak kunjung didinginkan. Tsunami setinggi 13 m merendam generator listrik cadangan saat terjadi Station Black Out. Akibatnya terjadi kerusakan pada teras reaktor hingga menimbulkan ledakan gas hidrogen yang dapat menyebabkan radiasi radioaktif tercemar kelingkungan. Pengembangan sistem pendingin pasif untuk menggantikan sistem aktif sangat diperlukan. Dengan prinsip kerja natural circulation, air yang panas akan menuju ke daerah yang dingin karena adanya bouyancy (Gaya Apung). Maka dibuat fasilitas simulasi Untai Pre-FASSIP 02 untuk mensimulasikan kejadian pemanasan reaktor dan pendinginan berskala medium. Laju aliran merupakan hal yang sangat penting untuk mendinginkan. Hasil eksperimen menunjukan kecepatan laju aliran pada Pre-FASSIP 02 paling tinggi adalah 0.062 m/s dan yang paling rendah adalah 0.026 m/s.

References


H., C. M., K., S. S. dan J., L. D. (2000) “SMART behavior under over-pressurizing accident condition,” Nuclear Engineering and Design, 199(1), hal. 187–196.

Hamzah, I. dan Sukadana, I. G. (2010) “Pantai utara kabupaten batang sebagai alternatif calon tapak pltn,” hal. 56–65.

IAEA (2016) Fukushima Nuclear Accident. Tersedia pada: https://www.iaea.org/newscenter/focus/fukushima (Diakses: 30 Oktober 2018).

Juarsa, M. et al. (2018) “Estimation of natural circulation flow based on temperature in the FASSIP-02 large-scale test loop facility Estimation of natural circulation flow based on temperature in the FASSIP-02 large-scale test loop facility,” in IOP Conf. Series: Earth and Environmental Science. IOP Publishing, hal. 0–7. doi: 10.1088/1755-1315/105/1/012091.

Kusuma, M. H. et. al (2017) “Investigation of the Thermal Performance of a Vertical Two-Phase Closed Thermosyphon as a Passive Cooling System for a Nuclear Reactor Spent Fuel Storage Pool,” Nuclear Engineering and Technology, 49(3), hal. 476–483.

Park H. S. et. al (2017) “Contribution of thermal–hydraulic validation tests to the standard design approval of SMART Nuclear Engineering and Technology.”




DOI: https://doi.org/10.24198/jiif.v3i2.22458

Refbacks

  • There are currently no refbacks.


Journal Indexed By:
Visit Statistics: