ANALISA FLUKS KALOR KRITIS PADA PERUBAHAN SUHU PELAT DAN LAJU ALIRAN AIR PENDINGIN UNTUK KASUS PEMANASAN-GANDA DI CELAH SEMPIT REKTANGULAR

Fenomena perpindahan kalor pendidihan pada celah sempit rektangular merupakan fenomena yang berhubungan dengan keselamatan reaktor nuklir. Untuk itu perlu dilakukan penelitian tentang hal tersebut di atas agar didapatkan pemahaman yang benar tentang keselamatan reaktor nuklir dari sisi perpindahan kalor pendidihan dan juga dapat berguna bagi perbaikan desain reaktor generasi selanjutnya. Penelitian difokuskan pada perhitungan fluks kalor selama proses pendinginan di celah sempit rektangular berukuran 1,0 mm, dengan suhu awal pelat rektangular 200 oC, 400 oC , dan 600 oC serta laju aliran air pendingin yang masuk ke dalam celah sempit rektangular 0,1 liter/detik, 0,2 liter/detik, dan 0,3 liter/detik. Eksperimen dilakukan dengan menginjeksikan air pada laju aliran tertentu dengan suhu air 85 oC. Data transien suhu hasil pengukuran direkam melalui sistem akuisisi data (DAS, data acquisition system). Penelitian ini bertujuan untuk memperoleh hubungan fluks kalor kritis dan koefisien perpindahan kalor terhadap perubahan suhu pelat dan laju aliran air pendingin untuk kasus pemanasan-ganda di celah sempit rektangular. Hasil yang didapatkan menunjukan bahwa pada suatu nilai laju aliran air pendingin yang sama, semakin besar suhu pelat panas maka akan semakin besar pula nilai fluks kalor kritis yang dihasilkan. Sedangkan pada suatu nilai suhu pelat panas yang sama, semakin besar laju aliran air pendingin maka akan menghasilkan nilai koefisien perpindahan kalor yang semakin besar pula. Dengan demikian dapat dikatakan bahwa laju aliran air pendingin dan suhu pelat panas memiliki pengaruh yang signifikan pada nilai fluks kalor kritis dan keofisien perpindahan kalor yang dihasilkan pada proses quenching celah sempit rektangular dengan kasus pemanasan ganda.

Kata kunci: pendidihan, kalor, celah sempit, rektangular, aliran

Boiling heat transfer phenomena on rectangular narrow gap was related to the safety of nuclear reactors. Research done in order to study the safety of nuclear reactors in particular relating to boiling heat transfer and useful on the improvement of next-generation reactor designs. The research focused on calculation of the heat flux during the cooling process in rectangular narrow gap size 1.0 mm, with initial temperatures 200 °C, 400 °C, and 600 °C, also the flow rates of cooling water 0,1 liters/second, 0,2 liters/second, and 0,3 liters/second. Experiments carried out by injecting water at a certain flow rate with the water temperature 85 °C. Transient temperature measurement data recorded by the data acquisition system. Transient temperature measurement data is used to calculate the flux of heat gain is then used to obtain the heat transfer coefficient. This research aimed to obtain the correlation between critical heat flux and heat transfer coefficient to changes in temperatures and water flow rates for bilaterally-heated cases on rectangular narrow gap. The results obtained for a constant cooling water flow rate, critical heat flux will increase when hot plate temperature also increased. While on a constant hot plate temperature, coefficient heat transfer will increase when cooling water flow rate also increased. Thus it can be said that the cooling water flow rate and temperature of the hot plate has a significant effect on the critical heat flux and heat transfer coefficient resulted in quenching process of vertical rectangular narrow gap with double-heated cases.

Keywords: boiling, heat, narrow gap, rectangular, flow