The design of a nuclear reactor core requires basic thermal-hydraulic information concerning the heat transfer regime at which onset of nucleate boiling (ONB) will occur, the pressure drop and flow rate through the reactor core, the temperature and power distributions in the reactor core, the departure from nucleate boiling (DNB), the condition for onset of flow instability (OFI), in addition to, the critical velocity beyond which the fuel elements will collapse. These values depend on coolant velocity, fuel element geometry, inlet temperature, flow direction and water column above the top of the reactor core. Enough safety margins to ONB, DNB and OFI must-emphasized. A heat transfer package is used for calculating convection heat transfer coefficient in single phase turbulent, transition and laminar regimes. The main objective of this paper is to study the possibility of power upgrading of WWR-S research reactor from 2 to 10 MWth. This study presents a one-dimensional mathematical model (axial direction) for steady-state thermal-hydraulic design and analysis of the upgraded WWR-S reactor in which two types of plate fuel elements are employed. FOR-CONV computer program is developed for the needs of the power upgrading of WWR-S reactor up to 10 MWth.
An integrated two-in-one transformer applicable to PSUs for a 120 W LED TV is proposed. This transformer comprises a PFC inductor and an LLC transformer placed and integrated on an E-I-E type magnetic core. Performance is evaluated by observing the coupling coefficients of the proposed two-in-one transformer under various air gap topologies. Among the topologies studied, an integrated transformer with centered air gap shows stable operational characteristics with a minimized mutual coupling (interference). Furthermore, applicability of the proposed integrated transformer to PSUs for a 120 W LED TV is studied from the viewpoint of integrating different magnetic components into one core, resulting to low weight, low cost, and high power density.
The current 2002 Indonesian Seismic Code consists of prescriptive criteria that are intended to result in buildings capable of providing certain levels of performance. However, the actual performance capability of buildings is not assessed as part of the code procedures. Several analysis procedures are allowed, and the state of practice is to use the RSA with six-zone seismic map developed for 475-year earthquake. This code is being revised and will adopt many of the ASCE7-10 provisions and 2475-year earthquake for MCE. The growth of tall buildings compels engineers to look for more optimal lateral system. The use of RC core wall as single system has been adopted by very few engineering firms, which is allowed in the current code but will no longer be the case if the new one is in effect. Other innovative structural system such as core wall and outrigger is not addressed in the proposed new code. Engineers must then resort to NLRHA. Currently, one 50-story building under construction using RC core wall and outrigger has been designed with RSA and employing capacity design principles, then evaluated using NLRHA per TBI Guidelines. Based on the evaluation, the performance of the 50-story building generally still meets the criteria of the TBI Guidelines. The result of the case study is presented in this paper.
Instead of a highly toxic CdSe and ZnScore-shell,InP/ZnSecore-shell quantum dots [1,2] were investigated as an active material for quantum dot light emitting diode (QD-LED). In this paper, aquantum dot light-emitting diode (QDLED), consisting of a InP/ZnS core-shell type materials, with the device structure of glass/indium-tin-oxide (ITO)/PEDOT:PSS/Poly-TPD/InP-ZnS core-shell quantum dot/Cesium carbonate(CsCO3)/Al was fabricated through a simple spin coating technique. The resulting InP/ZnS core-shell QDs, emitting near blue green wavelength, were more efficient than the above CdSe QDs, and their luminescent properties were comparable to those of CdSe QDs.Thebrightness ofInP/ZnS QDLED was maximumof 179cd/m2.
Nanocrystalline transient aluminas (${\gamma}$-alumina) were coated on core particles (${\gamma}$-alumina) by a carbonate precipitation and thermal-assisted combustion, which is environmentally friend. The ammonium aluminum carbonate hydroxide (AACH) as a precursor for coating of transient aluminas was produced from precipitation reaction of ammonium aluminum sulfate and ammonium hydrogen carbonate. The crystalline size and morphology of the synthetic, AACH, were greatly dependent on pH and temperature. AACH with a size of 5 nm was coated on the core alumina particle at pH 9. whereas rod shape and large agglomerates were coated at pH 8 and 11, respectively. The AACH was tightly bonded coated on the core particle due to formation of surface complexes by the adsorption of carbonates, hydroxyl and ammonia groups on the surface of the core alumina powder. The synthetic precursor successfully converted to amorphous- and ${\gamma}$-alumina phase at low temperature through decomposition of surface complexes and thermal-assisted phase transformation.
To determine the usefulness on fine needle aspiration cytology(FNAC) of bone lesions and the complementary role of FNAC and percutaneous needle biopsy, 75 cases of FNAC taken from bone lesions were analyzed. Correlations with histopathology were possible in 47 cases, including 14 cases of simultaneous core biopsy and 33 cases of subsequent open biopsy due to inadequate aspirates. Among 75 cases, 4 cases were benign tumors and tumor-like lesion, 11 cases were malignant primary bone tumors, 17 cases were metastatic tumors, and 43 cases were nonneoplastic bone lesions. The aspirates were adequate in 35 cases(46.7%), in all of which the discrimination between benignancy and malignancy was possible. The main reason for Inadequate aspirates was due to hypocellularity. In the cases of aspiration and core biopsy simultaneously done, the diagnostic accuracy of aspiration, core biopsy, and both were 57%(8/14), 78.6%(11/14), and 92.9%(13/14), respectively. We conclude that a final diagnosis based on cytology is possible with the adequate aspirates and the clinical and radiological findings. Also we confirm the complementary role between FNAC and core biopsy in bone lesions.
The study was focused on setting priority for future core technologies in rural development and resources using AHP. The technologies were derived by Delphi method. Evaluation criteria for the priority setting were decided as 'technology', 'market oriented', and 'public concerns' by council. The future core technologies were divided as four groups by importance and R&D level. Technologies in upper two groups were considered in the study. Group I had high importance and high R&D level. Group II had high importance and lower R&D level. Questionnaires were given to 9 specialists in agricultural resources. As the results, 'public concerns' was decided as a most important evaluation criterion. The most important technologies are "technology developing for animal feces and urine treatment, and restoration it to farm land" in group I, and "technology developing for agricultural by-products as energy source" in group II.
Surian Pinem;Wahid Luthfi;Peng Hong Liem;Donny Hartanto
Nuclear Engineering and Technology
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제55권5호
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pp.1775-1782
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2023
Several reactor physics commissioning experiments were conducted to obtain the neutronic parameters at the beginning of the G.A. Siwabessy Multi-purpose Reactor (RSG-GAS) operation. These parameters are essential for the reactor to safety operate. Leveraging the experimental data, this study evaluated the calculated core reactivity, control rod reactivity worth, integral control rod reactivity curve, and fuel reactivity. Calculations were carried out with Serpent 2 code using the latest neutron cross-section data ENDF/B-VIII.0. The criticality calculations were carried out for the RSG-GAS first core up to the third core configuration, which has been done experimentally during these commissioning periods. The excess reactivity for the second and third cores showed a difference of 510.97 pcm and 253.23 pcm to the experiment data. The calculated integral reactivity of the control rod has an error of less than 1.0% compared to the experimental data. The calculated fuel reactivity value is consistent with the measured data, with a maximum error of 2.12%. Therefore, it can be concluded that the RSG-GAS reactor core model is in good agreement to reproduce excess reactivity, control rod worth, and fuel element reactivity.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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