Bilah Samping Artikel
Telah diserahkan
January 15, 2025
Diterbitkan
April 16, 2025
Unduh
Statistik
Baca Penghitung :
42
Unduh : 23
Isi Artikel Utama
Abstrak
Penelitian ini bertujuan untuk memahami distribusi temperatur pada sistem sirkulasi alami di Intermediate Tank FASSIP-07 menggunakan metode Computational Fluid Dynamics (CFD). Simulasi dilakukan menggunakan software Ansys Workbench R1 2024, dengan variasi temperatur inlet sebesar 70°C, 80°C, dan 90°C. Hasil penelitian menunjukkan bahwa distribusi temperatur tertinggi ditemukan pada bagian inlet dengan suhu 90°C, sementara bagian outlet mencapai suhu terendah pada 70°C. Kesimpulan ini diperoleh dari analisis aliran fluida yang didorong oleh fenomena buoyancy akibat perbedaan densitas. Penelitian ini menunjukkan potensi penggunaan sistem pendingin pasif untuk reaktor nuklir guna meningkatkan keamanan dalam kondisi darurat.
Keywords: CFD, Distribusi Temperatur, FASSIP-07, Ansys, Sistem Pendingin Pasif, Reaktor Nuklir
Rincian Artikel
Lisensi
Artikel ini berlisensiCreative Commons Attribution-ShareAlike 4.0 International License.
Ciptaan disebarluaskan di bawah Lisensi Creative Commons Atribusi-BerbagiSerupa 4.0 Internasional.
Cara Mengutip
ANALISA DISTRIBUSI TEMPERATUR INTERMEDIATE TANK FASSIP-07 MENGGUNAKAN METODE COMPUTATIONALFLUID DYNAMICS (CFD). (2025). Rekayasa Mekanika: Jurnal Ilmiah Teknik Mesin, 9(1), 33–37. https://doi.org/10.33369/rekayasamekanika.v9i1.39825
Referensi
-
Bastori I, Birmano MD. 2017. Analisis Ketersediaan Uranium di Indonesia untuk Kebutuhan PLTN Tipe PWR 1000 MWe. Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol. 19, No. 2, (2017) 95-102.
[2] Broughthon JM, Kuan P, Petti DA, Tolman E. 2017. A Scenario On Three Mile Island Unit 2 Accident, Nuclear Technology: 87(1): 34-53.
[3] Samet JM, Chanson D. 2015. Fukushima Daiichi Power Plant Disaster. 1: 51.
[4] Juarsa M, Kiswanta,. Edy S, Joko PW, Ismu H, Puradwi IW. 2010. Fenomena Perpindahan Panas Pendidihan Berdasarkan Peristiwa LOCA dan Kecelakaan Parah. Indonesian Journal of Nuclear Science and Technology: 11(1): 1-12.
[5] Harjanto NT. 2008. Dampak Lingkungan Pusat Listrik Tenaga Fosil dan Prospek PLTN sebagai Sumber Energi Listrik Nasional. Jurnal Batan;1(1):39–50.
[6] BRIN. https://www.brin.go.id. diakses pada tanggal 20 september 2024
[7] Juarsa M, Antariksawan AR, Kusuma MH, Haryanto D, Putra N. 2018. Estimation of natural circulation flow based on temperature in the FASSIP-02 large-scale test loop facility. IOP Conference Series: Earth and Environmental Science:105(1):0–7.
[8] IAEA TECDOC. 2009. Passive Safety Systems and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants.
[9] Aroyyani M, Nuramal A, Hestiawan H. 2022. Simulasi Analisis Velocity Aliran Fluida Pada Tangki Reaktor Nuklir Menggunakan Metode Computational Fluid Dynamics (CFD). Rekayasa Mekanik: 6(2): 83–88.
[10] Ihsan S. 2018. Analisis Bentuk Aliran pada Kondensor Tipe Shell Dan Tube Menggunakan Simulasi CFD (Computational Fluid Dynamics), Jurnal JIEOM: 1(1):. 15–18.
Referensi
Bastori I, Birmano MD. 2017. Analisis Ketersediaan Uranium di Indonesia untuk Kebutuhan PLTN Tipe PWR 1000 MWe. Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol. 19, No. 2, (2017) 95-102.
[2] Broughthon JM, Kuan P, Petti DA, Tolman E. 2017. A Scenario On Three Mile Island Unit 2 Accident, Nuclear Technology: 87(1): 34-53.
[3] Samet JM, Chanson D. 2015. Fukushima Daiichi Power Plant Disaster. 1: 51.
[4] Juarsa M, Kiswanta,. Edy S, Joko PW, Ismu H, Puradwi IW. 2010. Fenomena Perpindahan Panas Pendidihan Berdasarkan Peristiwa LOCA dan Kecelakaan Parah. Indonesian Journal of Nuclear Science and Technology: 11(1): 1-12.
[5] Harjanto NT. 2008. Dampak Lingkungan Pusat Listrik Tenaga Fosil dan Prospek PLTN sebagai Sumber Energi Listrik Nasional. Jurnal Batan;1(1):39–50.
[6] BRIN. https://www.brin.go.id. diakses pada tanggal 20 september 2024
[7] Juarsa M, Antariksawan AR, Kusuma MH, Haryanto D, Putra N. 2018. Estimation of natural circulation flow based on temperature in the FASSIP-02 large-scale test loop facility. IOP Conference Series: Earth and Environmental Science:105(1):0–7.
[8] IAEA TECDOC. 2009. Passive Safety Systems and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants.
[9] Aroyyani M, Nuramal A, Hestiawan H. 2022. Simulasi Analisis Velocity Aliran Fluida Pada Tangki Reaktor Nuklir Menggunakan Metode Computational Fluid Dynamics (CFD). Rekayasa Mekanik: 6(2): 83–88.
[10] Ihsan S. 2018. Analisis Bentuk Aliran pada Kondensor Tipe Shell Dan Tube Menggunakan Simulasi CFD (Computational Fluid Dynamics), Jurnal JIEOM: 1(1):. 15–18.
[2] Broughthon JM, Kuan P, Petti DA, Tolman E. 2017. A Scenario On Three Mile Island Unit 2 Accident, Nuclear Technology: 87(1): 34-53.
[3] Samet JM, Chanson D. 2015. Fukushima Daiichi Power Plant Disaster. 1: 51.
[4] Juarsa M, Kiswanta,. Edy S, Joko PW, Ismu H, Puradwi IW. 2010. Fenomena Perpindahan Panas Pendidihan Berdasarkan Peristiwa LOCA dan Kecelakaan Parah. Indonesian Journal of Nuclear Science and Technology: 11(1): 1-12.
[5] Harjanto NT. 2008. Dampak Lingkungan Pusat Listrik Tenaga Fosil dan Prospek PLTN sebagai Sumber Energi Listrik Nasional. Jurnal Batan;1(1):39–50.
[6] BRIN. https://www.brin.go.id. diakses pada tanggal 20 september 2024
[7] Juarsa M, Antariksawan AR, Kusuma MH, Haryanto D, Putra N. 2018. Estimation of natural circulation flow based on temperature in the FASSIP-02 large-scale test loop facility. IOP Conference Series: Earth and Environmental Science:105(1):0–7.
[8] IAEA TECDOC. 2009. Passive Safety Systems and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants.
[9] Aroyyani M, Nuramal A, Hestiawan H. 2022. Simulasi Analisis Velocity Aliran Fluida Pada Tangki Reaktor Nuklir Menggunakan Metode Computational Fluid Dynamics (CFD). Rekayasa Mekanik: 6(2): 83–88.
[10] Ihsan S. 2018. Analisis Bentuk Aliran pada Kondensor Tipe Shell Dan Tube Menggunakan Simulasi CFD (Computational Fluid Dynamics), Jurnal JIEOM: 1(1):. 15–18.