Search engine for discovering works of Art, research articles, and books related to Art and Culture
Javascript must be enabled to continue!
Analisis Termohidrolik Fasilitas Eksperimen SAMOP (Reaktor Subkritik Produksi Isotop 99Mo)
View through CrossRef
ANALISIS TERMOHIDROLIK FASILITAS EKSPERIMEN SAMOP (REAKTOR SUBKRITIK PRODUKSI ISOTOP 99Mo). Telah dilakukan analisis termohidrolik dari fasilitas eksperimen sistem reaktor subkritik atau Subcritical Assembly for 99Mo Production (SAMOP). SAMOP adalah sistem reaktor subkritik dengan bahan bakar larutan uranil nitrat. Tujuananalisis termohidrolik ini adalah mengevaluasi sistem perpindahan panas, sehingga dapat diketahui cukup atau tidaknya kapasitas sistem pendinginan dalam mencegah terjadinya pemanasan lebih pada larutan bahan bakar. Metode yang digunakan adalah perhitungan parameter termohidrolik reaktor SAMOP menggunakan Computational Fluid Dynamic (CFD)-Fluent. Hasil analisis simulasi diperoleh distribusi temperatur pendingin reaktor SAMOP dengan temperatur tertinggi 37,14 °C. Nilai heat flux total sebesar 802,86 watt/m2, dengan profil distribusi berbentuk cosinus yaitu serupa dengan distribusi fluks neutron di dalam teras reaktor. Berdasarkan hasil analisis ini dapat disimpulkan bahwa pendinginan teras reaktor dengan desain sistem konveksi paksa SAMOP mampu menjaga sistem bahan bakar larutan dari pemanasan lebih.
National Atomic Energy Agency of Indonesia (BATAN)
Title: Analisis Termohidrolik Fasilitas Eksperimen SAMOP (Reaktor Subkritik Produksi Isotop 99Mo)
Description:
ANALISIS TERMOHIDROLIK FASILITAS EKSPERIMEN SAMOP (REAKTOR SUBKRITIK PRODUKSI ISOTOP 99Mo).
Telah dilakukan analisis termohidrolik dari fasilitas eksperimen sistem reaktor subkritik atau Subcritical Assembly for 99Mo Production (SAMOP).
SAMOP adalah sistem reaktor subkritik dengan bahan bakar larutan uranil nitrat.
Tujuananalisis termohidrolik ini adalah mengevaluasi sistem perpindahan panas, sehingga dapat diketahui cukup atau tidaknya kapasitas sistem pendinginan dalam mencegah terjadinya pemanasan lebih pada larutan bahan bakar.
Metode yang digunakan adalah perhitungan parameter termohidrolik reaktor SAMOP menggunakan Computational Fluid Dynamic (CFD)-Fluent.
Hasil analisis simulasi diperoleh distribusi temperatur pendingin reaktor SAMOP dengan temperatur tertinggi 37,14 °C.
Nilai heat flux total sebesar 802,86 watt/m2, dengan profil distribusi berbentuk cosinus yaitu serupa dengan distribusi fluks neutron di dalam teras reaktor.
Berdasarkan hasil analisis ini dapat disimpulkan bahwa pendinginan teras reaktor dengan desain sistem konveksi paksa SAMOP mampu menjaga sistem bahan bakar larutan dari pemanasan lebih.
.
Related Results
Analisis dan Uji Kinerja Operasi Reaktor Kartini Sebagai Sumber Neutron Fasilitas Eksperimen SAMOP
Analisis dan Uji Kinerja Operasi Reaktor Kartini Sebagai Sumber Neutron Fasilitas Eksperimen SAMOP
Abstrak – Telah dilakukan analisis dan uji kinerja operasi reaktor Kartini dalam rangka menyediakan sumber neutron untuk fasilitas eksperimen SAMOP (Subcritical Assembly for 99Mo P...
Keselamatan Reaktor Nuklir: Reaktor Serba Guna G.A Siwabesy (RSG-GAS)
Keselamatan Reaktor Nuklir: Reaktor Serba Guna G.A Siwabesy (RSG-GAS)
Keselamatan merupakan faktor utama dan pertama dalam pengoperasian suatu fasilitas atau instalasi, apalagi dalam pengoperasian reaktor nuklir yangmengandung potensi bahaya radioakt...
PEMODELAN MEKANISME UMPAN BALIK REAKTIVITAS PADA SIMULATOR REAKTOR KARTINI
PEMODELAN MEKANISME UMPAN BALIK REAKTIVITAS PADA SIMULATOR REAKTOR KARTINI
PEMODELAN MEKANISME UMPAN BALIK REAKTIVITAS PADA SIMULATOR REAKTOR KARTINI. Pengendalian reaktor dilakukan dengan beberapa tahapan seperti mengubah jumlah atau posisi bahan bakar, ...
INVESTIGASI KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIKA TERAS REAKTOR DAYA KECIL DENGAN PENDINGINAN SIRKULASI ALAM MENGGUNAKAN RELAP5
INVESTIGASI KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIKA TERAS REAKTOR DAYA KECIL DENGAN PENDINGINAN SIRKULASI ALAM MENGGUNAKAN RELAP5
ABSTRAK INVESTIGASI KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIKA TERAS REAKTOR DAYA KECIL DENGAN PENDINGINAN SIRKULASI ALAM MENGGUNAKAN RELAP5. Reaktor modular daya-kecil (small modular reactor, S...
AN ANALYSIS OF PUMP POWER CALCULATION OF CONVERTED BANDUNG TRIGA REACTOR WITH PIPE ROUTING THROUGH DELAY TANK
AN ANALYSIS OF PUMP POWER CALCULATION OF CONVERTED BANDUNG TRIGA REACTOR WITH PIPE ROUTING THROUGH DELAY TANK
The Bandung TRIGA 2000 Reactor has been widely used for conducting training, researches and isotop production since 1965. This reactor have to be decommissioned due no further fuel...
ANALISIS PENGATURAN POSISI CONTROL RODS PADA KONSEP REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL INDONESIA PASCA REACTOR SCRAM
ANALISIS PENGATURAN POSISI CONTROL RODS PADA KONSEP REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL INDONESIA PASCA REACTOR SCRAM
ANALISISPENGATURAN POSISI CONTROL RODS PADA KONSEP REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL INDONESIA PASCA REACTOR SCRAM POST REACTOR SCRAM CONTROL RODS POSITION ADJUSTMENT ANALYSIS FOR THE IN...
STUDI SISTEM KESELAMATAN TEKNIS REAKTOR SMART
STUDI SISTEM KESELAMATAN TEKNIS REAKTOR SMART
STUDI SISTEM KESELAMATAN TEKNIS REAKTOR SMART. Indonesia merupakan negara kepulauan yang terdiri dari banyak pulau besar dan kecil. Kebutuhan energi terutama pada pulau-pulau kecil...
PENENTUAN DAERAH SAFETY PERIMETER DENGAN SOFTWARE HOTSPOT VERSI 3.0.3 PADA KECELAKAAN REAKTOR RSG-GAS PADA DAYA 5 MW , 10 MW dan 15 MW
PENENTUAN DAERAH SAFETY PERIMETER DENGAN SOFTWARE HOTSPOT VERSI 3.0.3 PADA KECELAKAAN REAKTOR RSG-GAS PADA DAYA 5 MW , 10 MW dan 15 MW
PENENTUAN DAERAH SAFETY PERIMETER DENGAN SOFTWARE HOTSPOT VERSI 3.0.3 PADA KECELAKAAN REAKTOR RSG-GAS PADA DAYA 5 MW , 10 MW DAN 15 MW. Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) ...