## KARAKTERISASI LAJU ALIRAN MASSA PADA PIPA BAGIAN HEATER BERDASARKAN PERUBAHAN DAYA DI UNTAI (FASSIP-01) MOD.1
Ahmad Fauzi 1) , Mulya Juarsa 2) , Rudi Irawan 1) , Giarno 2) , G.B. Heru K 2) , Dedy Haryanto 2) , Joko 2)
1 Program Studi Teknik Mesin, Fakultas Teknik dan Sains, Universitas Ibn Khaldun Bogor
2 Pusat Teknologi dan Kesalamatan Nuklir – BATAN e-mail: ahmadfauzi2829@gmail.com

## ABSTRAK
Kecelakaan  reaktor  nuklir  di  Fukushima  Daiichi  Jepang  pada  11  Maret  2011,  menyebabkan dilakukannya  penelitian  ini  di  berbagai  negara  termasuk  Indonesia  yang  sedang  mengembangkan sistem    keselamatan  pasif  dengan  alat  Untai  FASSIP-01  Mod.1  di  PTKRN-BATAN  Serpong.  Ada beberapa  komponen  pada  Untai  FASSIP-01  Mod.1  yaitu  komponen  pemanas  yang  dinamakan Blanket Ceramic Heater (BCH-02), komponen pendingin dengan sistem refrigerant cooling  system (RCS), dan tabung  ekspansi. Sistem pasif menerapkan hukum alami untuk mengamati kondisi yang tidak  stabil  pada    reaktor.  Perlu  dilakukannya  eksperimen  untuk  mengetahui  karakterisasi  distribusi temperatur  pada  pemanas  BCH-02  di  Untai  FASSIP-01  Mod.1  dengan  memvariasikan  daya  dan tegangan 20 volt – 160 volt. Pengujian dilakukan selama 120 menit dan tegangan dinaikkan sebesar 20 volt selama 15 menit,  eksperimen pada BCH-02 dilakukan dengan posisi vertikal dan horizontal. Hasil  eksperimen    pada  BCH-02.  Pada  posisi  vertikal  perubahan  temperatur  terhadap  waktu  paling tinggi adalah T-CER mencapai 240.63°C dan pada posisi horizontal  perubahan temperatur terhadap waktu  paling    tinggi    adalah  TH-04    mencapai  360,83°C.  semakin  besar  daya  yang  diberikan  maka temperaturnya  semakin  tinggi.  Temperatur  yang  berada  di  permukaan ceramic-brick lebih  tinggi dibandingkan  dengan  temperatur  di  dalam  pipa section ,  hal  ini  disebabkan  karena  terjadi heat  loss pada celah celah ruang di dalam BCH-02 sebelum mencapai pipa section .
Kata kunci :  BCH-02, Distribusi temperatur, Kesalamatan PLN, Untai FASSIP-01 MOD.1.

## ABSTRACT
Accident of a nuclear reactor at Japan's Fukushima Daiichi on March 11, 2011, led to this research in  various  countries  including  Indonesia  which  is  developing  a  passive  safety  system  with  the FASSIP-01 Mod.1 tool in the PTKRN-BATAN Serpong. There are several components in the FASSIP- 01 Mod.1 Strand, namely the heating component called Blanket Ceramic Heater (BCH-02), cooling components  with  the  refrigerant  cooling  system  (RCS),  and  expansion  tubes.  The  passive  system applies  natural  laws  to  observe  unstable  conditions  in  the  reactor.  Experiments  are  needed  to determine the  characterization  of  temperature  distribution  at  BCH-02  heaters  in  Strand  FASSIP-01 Mod.1  by  varying  the  power  and  voltage  of  20  volts-160  volts.  The  test  was  carried  out  for  120 minutes  and  the  voltage  was  increased  by  20  volts  for  15  minutes,  experiments  on  BCH-02  were carried out in vertical and horizontal positions. The experimental results on BCH-02. In the vertical position the temperature change with respect to the highest time is T-CER reaching 240.63 ° C and in the  horizontal  position the temperature change  with the  highest time is  TH-04 reaching  360.83  °  C. the  greater  the  power  is  given,  the  higher  the  temperature.  The  temperature  on  the  ceramic-brick surface is higher than the temperature in the section pipe, this is due to heat loss in the space gaps in the BCH-02 before reaching the section pipe.
Keywords : BCH-02, FASSIP-01 MOD.1, Temperature distribusion, Safety of PLN.

## 1. PENDAHULUAN
Masalah  energi  merupakan  isu  penting  yang sedang hangat dibicarakan. Pemanasan global  yang diyakini sedang terjadi dan memasuki  tahap  yang mengkhawatirkan.  Maka  dari  itu,  perlu  mencari sumber-sumber  energi    alternatif  yang  cukup
potensial  untuk  menggantikannya,    salah    satunya dengan mengembangkan  energi  tenaga  nuklir  di Indonesia.
Pembangkit    Listrik    Tenaga    Nuklir  (PLTN) adalah  sebuah  pembangkit  daya  termal  yang menggunakan    satu    atau  beberapa    reaktor    nuklir sebagai sumber panasnya yang perlu
dipertimbangkan karena energi ini dapat menghasilkan  daya hingga  mencapai  2000 MWe (BATAN,  2018).  Penggunaan    energi    nuklir melalui PLTN sampai  saat  ini  memberikan  sekitar 15% dari kebutuhan listrik dunia, akan tetapi dalam penggunaannya, energi nuklir perlu memperhatikan  beberapa  aspek  yang  ada, antara lain    aspek    keselamatan,    sosial,  ekonomi,  teknis, sumberdaya    manusia,    dan  teknologi  (Syam  dan Septilarso, 2011).
Beberapa    kecelakaan    yang    pernah  terjadi pada    PLTN  diantaranya  kecelakaan  Three  Mile Island    Unit    2    (TMI-2)    pada  tahun    1979    dan Fukushima    Daiichi  Jepang  pada  tahun  2011. Reaktor TMI-2 merupakan jenis  reaktor  air  yang bertekanan  PWR ( Pressurized  Water  Reactor )  dan termasuk  kategori    kecelakaan  parah.  Pemicu kecelakaan ini adalah,  hilangnya  sebagian besar air pendingin  LOCA  ( Loss  of  Coolant  Accident )  di sistem  primer,  dimana    kejadian  ini  dapat dipersamakan    dengan    peristiwa  kecelakaan  air pendingin  untuk  kebocoran  skala    kecil.    Dalam peristiwa  kecelakaan tersebut  sehingga  teras  dari dalam  bejana tekan  reaktor  RPV ( Reactor Presure Vessel ) meleleh  dan  sekitar  20  ton  lelehan  panas bertemperatur    sekitar    1130°C    terkumpul  pada bagian daerah plenum ( Lower Plenum ) RPV (Juarsa dan Antariksawan, 2007).
Akibat  dari  beberapa  kecelakaan  yang  pernah dialami  oleh  beberapa  reactor  nuklir,  perancangan dan  produsen  PLTN  terus  berupaya  untuk  lebih mengembangan dan meningkatkan aspek keselamatan.  Salah  satu  konsep  yang  terus dikembangkan  adalah  system  keamanan  pasif. Sistem  keselamatan  pasif  memiliki  prinsip  dasar proses konveksi alamiah dan sirkulasi alam (Juarsa, 2016).
Laju  aliran  sirkulasi  alam  pada  siklus  tertutup ini  dipengaruhi  oleh  beberapa  parameter,  yaitu ukuran    diameter  pipa,  panjang  pipa  dan  beda ketinggian    daerah  dingin  dan  panas.  Selain  itu temperatur  juga  mempengaruhi  laju  aliran.  Untuk kebutuhan  penelitian  terkait  sistem  pendingin  pasif, Badan  Tenaga  Nuklir  Nasional  (BATAN) Pusat Teknologi    Keselamatan  Reaktor  Nuklir  (PTKRN) sedang    mengembangkan  Untai  Fasilitas  Simulasi Sistem Pasif Unit 1 (FASSIP-01). Komponen Untai FASSIP-01  terdiri  dari  BCH-02  ( blanket  ceramic heater ),  RCS  ( Refrigrant  Cooling  System )  dan tabung  ekspansi  yang  terhubung  pada  pipa  dalam posisi  vertikal  membentuk  untai  rektangular.  Kasus sirkulasi alam diperkirakan  memiliki  kondisi  aliran yang  berbeda  di  daerah    panas    (BCH-02)    yang posisi  di bawah, dengan daerah dingin (RCS) yang
posisinya  di  atas.    Sehingga,  analisis  berdasarkan data  eksperimen  terhadap  karakterisasi  distribusi temperatur  pada  komponen  pemanas  BCH-02  di Untai FASSIP-01 Mod.1(Fauzi, 2018).
Beberapa  penelitian  keselamatan  sistem    pasif telah  dilakukan  oleh  Chung  et  al.  (2016)  tentang kode TASS / SMR yang dikembangkan menggunakan  berbagai model  termohidrolik  yang mencerminkan fitur desain SMART, seperti penukar panas kondensat  dalam  sistem  pembuangan  panas residual  pasif.  Sistem  Pendingin    Moderator    Pasif (PMCS)    dari Advanced    Heavy  Water  Reactor dirancang  untuk  menghilangkan    panas    dari moderator secara  pasif  dalam  kasus  kondisi  keluar stasiun hitam yang diperpanjang atau Station Black Out (SBO)  (Pal  et  al.,  2016).  Wu  et  al.  (2017) mempertimbangkan  efek  resistensi    lokal    dan ketahanan    gesekan  dalam  loop  sirkulasi    alami, hubungan  analitis    antara    laju    aliran    massa sirkulasi  alami    dan    daya    pemanasan  ( Q )  dapat dinyatakan  sebagai GQ  m;  m  ¼  Re;  Rn ,  dimana Rn adalah  rasio  dari  koefisien kehilangan  tekanan lokal  dan  koefisien gesekan. Naveen et al. (2014) mensimulasikan start-up  loop yang  memiliki orientasi heater dan cooler yang  berbeda  dan penerapan  model  sebagai  alat  umum  untuk mensimulasikan start-up loop sirkulasi alami persegi panjang    dinilai.  VHTR    prismatik,    blok    grafik berbentuk  heksagonal  dibor untuk memungkinkan penyisipan  pin  bahan  bakar,  terbuat    dari    partikel bahan    bakar tristructural-isotropic yang dipadatkan,    dan  saluran    pendingin    untuk pendingin    helium  (Tung  et  al.,  2014).  Menurut Wang  et  al.  (2014),  hubungan  antara    laju    aliran rata-rata    siklus    sebelum  dan    sesudah    gerakan mulai  bergulir,  dan  hubungan  antara  parameter gerakan  bergulir,  amplitudo    denyut    terelatif  dari bilangan  Nusselt  dan  bilangan    Reynolds    rata-rata siklus,    bilangan    Nusselt    sesaat    dalam  kondisi gerak  bergulir  dapat  diprediksi  menggunakan parameter  termal-hidrolik  dalam    kondisi    statis. Keakuratan dan penerapan metode penskalaan yang diusulkan ini ditunjukkan dengan mengusulkan loop sederhana  dan  sistem  seperti Pressurized  Water Reactors (PWR), dengan sistem untuk mendapatkan dua model yang sesuai (Yu dan Choi, 2016).

## 2. METODE PENELITIAN
Penelitian  ini  dilakukan  pada  alat  Untai FASSIP-01  Mod.1  yang  mempelajari  karakteristik pendinginan  sirkulasi  alam  dengan  menggunakan air sebagai fluida kerjanya.  Skema Untai FASSIP- 01  Mod.1  dapat  dilihat  pada  Gambar  1  dan  2.
Gambar 1 dan 2, alat  Untai FASSIP-01 Mod.1 memiliki  beberapa    komponen    utama    yang meliputi tabung ekspansi,  RCS  dan  BCH-02. Penelitian    ini    bertujuan    untuk    mengetahui hasil    perhitungan    laju    aliran    massa    dan karakterisasi    perubahan  temperatur  pada komponen    pemanas    BCH-02    berdasarkan perubahan daya heater pada Untai FASSIP -01 Mod.1.
BCH-02    merupakan    sebuah    alat  pemanas kontak  langsung  yang    dipasangkan  kawat heater sebanyak 8 kawat yang dililit masing-masing  kawat sebanyak 11 lilitan. BCH-02  mempunyai  panjang 92    cm    dan  lebar    13  cm    x    13    cm.    Bagian konduktor  penghubung    dari    kawat    pemanas    ke pipa section dengan ceramic-brick .  Gambar BCH- 02 dapat dilihat pada Gambar 3.
Dapat kita lihat pada Gambar 3 untuk mendapatkan hasil  data  perhitungan  laju  aliran  massa  dan karakterisasi distribusi temperatur  pada  komponen BCH-02,  maka  perlu  dilakukan  pemasangan termokopel  pada    bagian-bagian  yang  sudah ditentukan  guna  mengetahui  perubahan  temperatur pada BCH-02.  Ada  7  termokopel  yang  dipasang pada    BCH-02    dengan    posisi    vertikal    dan  6 termokopel  pada  posisi  horizontal,  berikut gambar pemasangan    termokopel    pada    BCH  -02  dapat dilihat  pada  Gambar  4  dan 5.
Gambar  4.  Penempatan  termokopel  posisi horizantal
Pada  Gambar  4  penempatan  termokopel  pada BCH-02 secara horizontal yaitu:
• Posisi T1 menempel di dalam pipa section
• Posisi T2 menempel di dalam pipa section
• Posisi T3 menempel di dalam pipa section
• Posisi T4 menempel di atas ceramic-brick
• Posisi T5 menempel di atas ceramic-brick
• Posisi T6 menempel di atas ceramic-brick
Gambar 1. Skema Untai FASSIP-01 Mod.1
Gambar 2. Untai FASSIP-01 Mod.1
Gambar 3 BCH-02
Gambar  5.  Penempatan  termokopel  posisi vertikal
Pada  Gambar  5  penempatan    termokopel  pada BCH-02 secara vertikal yaitu:
• Posisi TH-01 berada di dalam pipa section
• Posisi TH-02 berada di dalam pipa section
• Posisi TH-03 berada di dalam pipa section
• Posisi TH-SF01 di atas permukaan pipa
• Posisi TH-SF02 di atas permukaan pipa
• Posisi TH-SF03 di atas permukaan pipa
• Posisi  TH-CER  menempel  di  permukaan ceramic-brick .
Termokopel yang sudah dipasang pada BCH-02 dihubungkan  ke Modul  National    Instrument (NI) yang  berfungsi  untuk  menghubungkan    pembacaan temperatur  dari  termokopel  oleh  aplikasi  pada komputer. Aplikasi yang digunakan adalah LabView untuk  mengamati  suhu pada  BCH-02  di komputer. Adapun  penelitian  ini  dilakukan  berdasarkan diagram alir seperti pada Gambar 6.
4tjjop
Eksperimen ini dilakukan  selama  105  menit, pada setiap  15  menit tegangan  dinaikkan  sebesar  20  volt pada regulator voltage .

## 3. HASIL DAN PEMBAHASAN
Setelah melakukan eksperimen dan pengambilan  data temperatur  pada  BCH-02 maka
didapatkan  data  pada    Tabel  1    dengan  posisi vertikal   dan  Tabel  2  dengan  posisi horizontal
.
Dapat dilihat pada Tabel 1, pada termokopel di menit  15-105  dengan    tegangan  yang  diberikan sebesar 20-120 volt dan arus yang  mengalir  0,00- 14,60  amper,  temperatur    yang    dibaca    oleh termokopel terus  mengalami  kenaikan.  Perubahan temperatur  terhadap  waktu  diberikan  oleh heater dapat dilihat pada Gambar 7.

## 2.1 Second-Level Heading
Dari    grafik    pada    Gambar  7  dapat  dilihat bahwa  perubahan  temperatur  terhadap  waktu paling tinggi adalah T-CER mencapai 240.63°C, hal  ini  disebabkan  karena pemasangan  T-CER berada  di  dekat  kawat heater .  Sedangkan temperatur  paling  tinggi  pada  pipa section berada  pada  TH-SF03  yang  penempatannya  di atas permukaan pipa section mencapai  231.85°C dan  perubahan  temperatur    paling    rendah adalah    TH-01  mencapai  56.59°C.  Hal  ini
Gambar 6. Diagram alir Penelitian
Tabel  1.  Data  pengujian  pada      BCH-02  posisi
vertikal
Gambar 7. Grafik temperatur terhadap waktu pada BCH-02
dikarenakan  pemasangannya    di  dalam section pipe ,  sehingga    panas    yang    diterima    lebih lambat.  Pada    data    dan  grafik  yang  diamati, termokopel  yang    letaknya    di    permukaan  pipa section memiliki  temperatur  lebih  tinggi  dari pada    di  dalam    pipa section ,  itu  karena termokopel  yang    penempatannya    di  atas permukaan    pipa section terkontak    langsung dengan  alat  penghantar  panasnya dan di dalam pipa section terjadi  perbedaan temperatur yang temperaturnya  lebih  rendah  dari  pada  di permukaan pipa.
Perubahan  temperatur  yang  didapatkan dipengaruhi  oleh  daya  yang  diberikan  setiap waktu selalu mengalami peningkatan.
Perubahan  daya  terhadap  waktu  dapat  dilihat pada Gambar 8.
Dari  grafik  pada  Gambar  8  dapat  dilihat bahwa  perubahan  temperatur  terhadap  daya paling  tinggi  adalah 1.752 watt.  Maka  dari itu, semakin besar daya yang diberikan mengakibatkan perubahan temperaturnya semakin  tinggi.  Adapun  hasil  data  eksperimen yang ke 2 dengan  pengambilan data temperatur pada BCH-02  dengan  posisi  horizontal  dapat dilihat pada  Tabel 2.
Dapat dilihat pada Tabel 1 pada termokopel TH-01,  TH-02,  TH-03,  TH-04,  TH-05  dan TH-06  di  menit  15-105  menit  dengan  tegangan yang  diberikan  sebesar  20-120  volt  dengan  arus yang diberikan dari 0,00-14,60 amper, temperatur  yang  dibaca  oleh  termokopel  terus mengalami  kenaikan  temperatur.  Perubahan temperatur terhadap waktu diberikan oleh heater dapat dilihat pada Gambar 9.
Dari  grafik  pada  Gambar  9  dapat  dilihat bahwa  perubahan  temperatur  terhadap  waktu paling    tinggi    adalah  TH-04    mencapai 360,83°C,  hal  ini  disebabkan pemasangan TH- 04  berada  di  atas  permukaann ceramic-brick . Sedangkan perubahan  temperatur paling  rendah adalah    TH-03    mencapai  315,42°C,    karena pemasangan  termokopel di dalam  pipa section , sehingga  panas  yang  diterima lebih lambat.
Adapaun perubahan temperatur yang didapatkan dipengaruhi oleh daya yang diberikan setiap waktu terus mengalami peningkatan temperatur. Perubahan daya terhadap waktu dapat dilihat pada Gambar 10.
Gambar  8.  Grafik  temperatur  terhadap  daya pada BCH-02
Tabel 2. Data pengujian   BCH-02 horizontal
Gambar  9.  Grafik  temperature  terhadap  waktu pada BCH-02
Gambar 10. Grafik temperature terhadap daya pada BCH-02
Dari    grafik    pada    Gambar    10    dapat    di lihat bahwa perubahan temperatur terhadap daya paling    tinggi    adalah  TH-04    mencapai 360,83°C,    hal  ini  karena  pemasangan  TH-04 berada  di  atas  di  permukaan  ceramic-brick. Sedangkan perubahan  temperatur paling  rendah adalah  TH-03  mencapai  315,42°C,  karena penempatannya   di dalam pipa section dengan daya  yang  diberikan sebesar 2.312,8 watt.

## 4. KESIMPULAN DAN SARAN
Berdasarkan  hasil  eksperimen  yang dilakukan selama    105    menit,    didapatkan  perbedaan temperatur    dengan    posisi    yang  berbeda  yaitu vertikal  dan  horizontal,  hal  ini  bertujuan    untuk mengetahui  karakterisasi temperatur  pada  BCH-02 dan    perhitungan  laju    aliran    massa    pada    pipa bagian heater berdasarkan  perubahan  daya di Untai FASSIP-01  Mod.1.  hasil  eksperimen  menunjukan p ada  posisi  vertikal  p erubahan  temperatur terhadap  waktu  paling  tinggi  adalah  T-CER mencapai 240.63°C dan pada posisi horizontal perubahan  temperatur  terhadap  waktu  paling tinggi  adalah TH-04  mencapai 360,83°C

## UCAPAN TERIMA KASIH
Penulis    mengucapkan    terima    kasih    kepada Kepala    PTKRN-BATAN    atas    ijinnya    untuk melakukan  Tugas  Akhir  dan  penggunaan fasilitas di    laboratorium    Termohidrolik  Eksperimental. Ucapan    terima    kasih    juga  diberikan    kepada anggaran  DIPA  PTKRNBATAN tahun 2017 dan Hibah Luar Negeri, CRP  IAEA  2017-2020  dengan nomor kontrak 20948.

## REFERENSI
BATAN. (2018). Pengenalan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir. Retrieved from www.batan.go.id/index.php/id/infonukli
r/pltn-infonuklir/generasi-pltn/924- pengenalan-pembangkit-listrik-tenaga- nuklir website: http://www.batan.go.id
Chung,  Y.  J.,  Kim,  S.  H.,  Bae,  K.  H.  (2016).
Natural  circulation  heat  transfer  model development over vertical tube bundle in the  condensate  heat  exchanger. Annals of  Nuclear  Energy,  94 ,  759-766.  doi: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2016.0
4.037
Fauzi,  A.  (2018).  Karakteristik    distribusi temperatur  pemanas  BCH-02  di  Untai FASSIP-01 Laporan kerja praktek . Juarsa,  M.  (2016). Passive  System  Simulation Facility  (FASSIP)  Loop  for  Natural Circulation Study. Paper presented at the Proceeding  of  “Seminar  Nasional Teknologi  Energi  Nuklir  (SENTEN”. 2016. Batam, 4-5 Agustus 2016.
Juarsa, M., Antariksawan, A. R. (2007). Boiling heat  transfer  phenomenon  research  on Three Mile Island Unit 2 nuclear reactor accident event. Sigma Epsilon, 11 (2), 1- 11.
Naveen, K., Iyer, K. N., Doshi, J. B., Vijayan, P. K.  (2014).  Investigations  on  single- phase  natural  circulation  loop  dynamics part  1:  Model  for  simulating  start-up from  rest. Progress  in  Nuclear  Energy, 76 , 148-159. doi: https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2014.0 5.017
Pal,  E.,  Kumar,  M.,  Nayak,  A.  K.,  Joshi,  J.  B.
(2016). Experimental and CFD simulations of fluid flow and temperature  distribution  in  a  natural circulation  driven  Passive  Moderator Cooling  System  of  an  advanced  nuclear reactor. Chemical  Engineering  Science, 155 (C), 45-64. doi:
10.1016/j.ces.2016.07.037
Syam,  N.  S.,  Septilarso,  A.  (2011).  Aplikasi sistem  keselamatan  pasif  pada  reaktor nuklir. Prosiding Pertemuan Ilmiah XXV HFI .
Tung,  Y.-H.,  Johnson,  R.  W.,  Ferng,  Y.-M.,
Chieng, C.-C. (2014). Modeling strategies to compute  natural circulation using  CFD  in  a  VHTR  after  a  LOFA. Nuclear  Engineering  and  Design,  275 ,
80-90.
doi:
https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.201 4.04.012
Wang,  C.,  Li,  X.,  Wang,  H.,  Gao,  P.  (2014).
Experimental study on single-phase heat transfer of natural circulation in circular pipe  under  rolling  motion  condition. Nuclear  Engineering  and  Design,  273 , 497-504.
doi:
https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.201 4.03.045
Wu,  L.,  Liu,  Y.,  Jia,  H.-j.,  Wang,  J.  (2017).
Innovative  flow-resistance  performance in  the  single-phase  natural  circulation
loop and relevant
experiment
verification. International  Journal  of Heat  and  Mass  Transfer,  107 ,  66-73. doi: https://doi.org/10.1016/j.ijheatmasstrans fer.2016.11.043 Yu,  X.-G.,  Choi,  K.-Y.  (2016).  Systematic  and exact  scaling  analysis  of  the  single- phase  natural  circulation  flow:  The hydraulic similarity. Progress in
Nuclear Energy, 89 , 78-87. doi:
https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2016.0 2.001