KAJIAN EKSPERIMENTAL COUNTER CURRENT FLOW LIMITATION (CCFL) DENGAN METODE IMAGE PROCESSING PADA SIMULATOR HOT-LEG UPPER PLENUM TEST FACILITY (UPTF) SKALA 1:30 L/D 24 I/D 8,3

AKHLISA NADIANTYA AN, Dr.Deendarlianto, S.T.,M.Eng.

2021 | Skripsi | S1 TEKNIK MESIN

Pembangkit listrik tenaga nuklir merupakan salah satu sumber energi alternatif dalam memenuhi kebutuhan manusia akan energi yang semakin meningkat, pengembangan energi nuklir terus dilakukan baik di negara maju maupun negara berkembang. Pembangkit listrik tenaga nuklir jenis Pressurized Water Reaktor (PWR) merupakan salah satu jenis yang populer dan banyak digunakan. Pembangkit tipe PWR ini mempunyai system dengan menggunakan dua sirkuit dalam pengoperasiannya, yaitu sirkuit primer dan sirkuit sekunder. Inti reaktor harus didinginkan menggunakan air bertekanan yang mengalir di sirkuit primer, pada kasus loss of coolant accident (LOCA) terjadi kebocoran pada sirkuit primer yang menyebabkan tekanan turun mendadak (pressure drop) pada sirkuit primer yang menyebabkan perubahan fasa pada cairan pendingin menjadi uap jenuh. Hal ini sangat berbahaya karena dapat memicu kecelakaan nuklir akibat kegagalan pendinginan. Kasus LOCA ini diawali dengan adanya fenomena flooding, yaitu kondisi dimana air kondensat yang dialirkan dari Steam Generator (SG) menuju Reaktor Pressure Vesel (RPV) berbalik arah menuju SG. Penelitian ini bertujuan untuk mengkaji fenomena flooding pada sirkuit primer reaktor dengan tipe PWR alat simulator yang digunakan menggunakan geometri referensi Upper Plenum Test Facility (UPTF) Jerman skala 1:30. Simulator ini memiliki diameter dalam pipa D = 25,4 mm, panjang pipa horizontal L = 610 mm, panjang pipa miring 210 mm dengan kemiringan sebesar 50 �°. Perbandingan L/D dan I/D pada penelitian ini masing-masing adalah 24 dan 8,3. Analisis fenomena flooding dilakukan dengan menggunakan high speed camera dan image processing untuk mengamati fenomena flooding. Differential pressure transducer (DPT) dipasang untuk mengetahui beda tekanan RPV dan SG juga diakuisisi untuk mendukung analisis fenomena flooding. Pengamatan menggunakan parallel wire juga dilakukan untuk validasi. Penulis membagi mekanisme flooding dibagi menjadi tiga wilayah, yaitu kecepatan superfisial carian rendah, sedang, dan tinggi. Seiring bertambahnya kecepatan superfisial cairan, locus terjadinya onset of flooding mendekati daerah RPV. Onset of flooding diawali dengan hydraulic jump yang berkembang menjadi small roll wave lalu berkembang menjadi large roll wave hingga kemudian terjadi penyumbatan (liquid slug). Dari olah citra menggunakan image processing, seiring bertambahanya kecepatan superfisial gas, pada kecepatan rendah kurva PDF void fraction cenderung bergeser ke kanan, sedangkan pada kecepatan sedang dan tinggi, kurva PDF void fraction pada locus cenderung bergeser ke kiri. Sementara untuk fluktuasi sinyal void fraction PSD akan semakin besar saat kecepatan superfisial gas rendah. Kata Kunci : PWR, hot-leg, onset of flooding, image processing, void fraction, PSD, PDF.

Nuclear power plants are one of the alternatif energy sources in meeting the increasing human need for energy. Nuclear energy development continues to be carried out in both developed and developing countries. The Pressurized Water Reaktor (PWR) type nuclear power plant is one of the most popular and widely used types reaktor in the world. PWR reaktor used two circuits in its operation, primary circuit and the secondary circuit. The reaktor core must be cooled using pressurized water flowing in the primary circuit, in the case of a loss of coolant accident (LOCA) a leak occurs in the primary circuit which causes a sudden pressure drop in the primary circuit which causes a phase change in the liquid coolant to become saturated steam. This situation is very dangerous because it can be developing a nuclear accident due to core cooling failure. The LOCA case begins with the flooding phenomenon, which is a condition in which condensate water that is flowed from the Steam Generator (SG) to the Reaktor Pressure Vesel (RPV) flow reverses towards to SG. This study aims to examine the flooding phenomenon in the reaktor primary circuit writer using PWR type simulator by the German Upper Plenum Test Facility (UPTF) with 1:30 scale. This simulator has an inner diameter of pipe D = 25.4 mm, horizontal pipe length L = 610 mm, length of inclined pipe (riser) 210 mm with a slope of 50 �°. The ratio of L / D and I / D in this study were 24 and 8.3, respectively. Flooding phenomenon analysis is used a high speed camera and image processing software to observe the flooding phenomenon. Differential pressure transducer (DPT) also installed to determine the pressure difference between RPV and SG to support the analysis of flooding phenomena. Observations using parallel wire were also carried out for validation. The author divides the flooding mechanism into three areas, depend on liquid superfisial velocity; low, medium, and high superfisial speed search. As the superfisial velocity of fluid increases, the locus of the onset of flooding occur in the near RPV region. The onset of flooding begins with a hydraulic jump which develops into a small roll wave then develops into a large roll wave until a liquid blockage (liquid slug) occurs. From image processing using image processing, as the superfisial speed of gas increases, at low speed the PDF void fraction curve tends to shift to the right, while at medium and high speeds, the PDF void fraction curve on the locus tends to shift to the left. Also the writer known that the fluctuation of the PSD signal void fraction will be greater when the superfisial gas velocity is low. Keywords : PWR, hot-leg, onset of flooding, parallel wire, void fraction, locus, PSD, PDF.

Kata Kunci : PWR, hot-leg, onset of flooding, parallel wire, void fraction, locus, PSD, PDF.