muhammad khoiril tri wulan tjiptono2, adhi prihastomo3

SEMINAR NASIONALSDM TEKNOLOGI NUKLIR VII

YOGY AKART A, 16 NOVEMBER 2011ISSN 1978-0176

PEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUKANALISIS AWALTERMOHIDROLIK SUBKANAL PENDINGIN REAKTOR LWR

Muhammad Khoiril , Tri Wulan Tjiptono2, Adhi Prihastomo3

I.Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-Badan Tenaga Nuklir NasionalJI. Babarsari P.O.Box 6101 YKBB Yogyakarta 55281

2. Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan, Badan Tenaga Nuklir Nasional, Yogyakarta3. Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasional

ABSTRAK

PEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALlSIS AWAL TERMOHIDROLlK SUBKANAL

PENDINGIN REAKTOR LWR. Telah dibuat kode komputer (PresTHa-C) untuk analisa thermohidrolikawal pada bagian subkanal pendingin Reaktor Air Ringan. Perhitungan termohidrolik dilakukan secarabertahap dengan diskritisasi kanal aksial pendingin menjadi beberapa segmen dan menghitung persamaankesetimbanangan energi sesuai profil daya pada segmen tersebut. Dalam model perhitungan ditentukan 3kondisi perpindahan panas, yaitu one phase flow, subcooled nucleat boiling, dan bulk boiling two-phaseflow. Perpindahan panas one phase flow menggunakan korelasi Dittus Boelter, sedangkan perpindahan bulkboiling two-phase flow dan subcooled nucleat boiling menggunakan korelasi Jens and Lottes. Kode komputerini mampu memprediksi distribusi temperatur bahan bakar, kelongsong, dan pendingin , penurunan tekanan,kualitas uap, sertafraksi void sepanjang kanal pendingin. PresTha-C telah divalidasi dengan kode komputerTHAL dan Kuljian pada reaktor Westinghouse PWR 150 MWe dan General Electric BWR 150 MWe.Validasi tersebut menghasilkan perbedaan hasil perhitungan cukup kecil. Namun perbedaan perhitungan

penurunan tekanan masih cukup besar.

Kata Kunci : kode komputer termohidrolik, Reaktor Air Ringan (LWR)

ABASTRA CT

CONSTRUCTING COMPUTER CODE FOR PRELlINARY THERMALHYDRAULlCS ANALYSIS

FOR LWR SUBCHANNEL. Have been constructed a computer code (PresTHa-C) for preliminarythermalhydraulics analysis for LWR subchannel. Thermalhydraulics calculation performed sequentially bydiscreetizing the axial coolant channel into several segments dan perform energy balance equationappropriate heat density generated at that segment. The program determine 3 convection heat transfermechanism such as one phase flow, subcooled nucleat boiling, and bulk boiling two-phase flow. One phaseflow heat transfer calculation use Dittus Boelter correlation. Subcooled nucleat boiling and bulk boiling twophase flow heat transfer calculation use Chen correlation. This computer code able to predict coolant, clad,and fuel temperature distribution, pressure drop, steam quality, and void fraction along coolant subchannel.PresTHa-C have been verified to other computer code THAL and Kuljian in case Westinghouse PWR 150

MWe and General Electric B WR 15 MWe type reactor. Validating of both programs resulting smalldifference. Nevertheless the pressure drop calculation result is much far differ than THAL and Kuljian.

Keywords: thermalhydraulics computer code, Light Water Reactor (LWR)

1. PENDAHULUAN

Perancangan awal (Preliminary Design) PLTNterutama bertujuan melakukan studi, analisis, dansimulasi awal terhadap sistem reaktor[I]. Ada 2pertimbangan utama dalam perancangan terasreaktor nuklir, yaitu pertimbangan Neutronik danTermohidrolik [2]. Pada penulisan ini akan dibuat

kode komputer untuk perhitungan termohidrolikreaktor jenis LWR (Light Water Reactor), karenajenis reaktor daya inilah yang banyak digunakanuntuk PLTN saat ini. LWR adalah reaktor nuklir

termal yang menggunakan air ringan (H20) sebagaimoderator dan sekaligus berfungsi sebagaipending in teras. Menurut prinsip kerjanya , LWR

Muhammad Khoiri dkk 577 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN

SEMINAR NASIONALSOM TEKNOLOGI NUKLIR VIIYOGYAKARTA, 16 NOVEMBER 2011ISSN 1978-0176LAMPlRAN 2

Tabel 4. Data hasil pengukuran kurva kalibrasi standar zirkoniumNo

KonsentrasiAbsorbansi

Rata-rataSORSO (%)

(ppm)123

10,0 -0,004-0,004-0,004-0,0040,0000,000

2

0,04 0,0720,0710,0710,0710,0010,809

30,1 0,1590,1590,1590,1590,0000,000

4

0,2 0,3630,3640,3620,3630,0010,275

5

0,4 0,6210,6210,6220,6210,0010,093

6

0,5 0,8440,8450,8440,8440,0010,068

7

0,8 1,3931,3921,3931,3930,0010,041

8

1,0 1,7471,7471,7461,7470,0010,033

Seko/ah Tinggi Teknologi Nuk/ir-BATAN 576 Yan/inastuti dkk

terbagi menjadi dua jenis yaitu PWR (PressurizedWater Reactor) dan BWR (Boiling Water Reactor).

Kode komputer yang dihasilkan diharapkandapat digunakan untuk mempermudah danmempercepat perhitungan termohidrolik yangditampilakn dalam bentk numeric dan grafik. Selainitu dapat digunakan sebagai modul belajar (learningmodul) untuk mempelajari sistem kerja reaktor PWRdan BWR, khususnya bagi mahasiswa yang sedangmempelajari system reactor.

Rumusan masalah pada penelitian ini adalahbagaimana menentukan distribusi temperatur(pendingin, kelongsong, dan bahan bakar),penurunan tekanan (pressure drop), kualitas uap(steam quality) dan fraksi hampa (Void) sepanjangkanal pendingin reaktor. Permasalahan awal yangtimbul adalah bagaimana menentukan terjadinyaperubahan fase cair ke fase uap pada fluidapendingin. Karena diperlukan korelasi empiris yangberbeda pada masing-masing kondisi fluida untukmengitung perpindahan panas konveksi tluidapendingin dengan permukaan kelongsong bahanbakar.

2. DASAR TEORI

Sistem Pembangkit Uap Nuklir merupakankeseluruhan sistem yang berperan dalampemindahan energi yang dihasilkan dari reaksipembelahan di dalam bahan bakar (teras reaktor).Sistem Pembangkit Uap Nuklir pad a umumnyaterdiri atas tiga komponen utama [2], yaitu :I. Reaktor Nuklir, sebagai sumber pembangkitan

panas / energi.2. Loop Pendingin Primer dan Pompa Pendingin

Primer, berfungsi sebagai pemindah(transport) panas dari teras reaktor ke sistempembangkit uap.

3. Pembangkit Uap, berfungsi mengubah airmenjadi uap (steam) sebagai fluida kerja padapendingin sekunder dengan panas daripendingin primer. Pada reaktor BWR (BoilingWater Reactor), tidak diperlukan pembangkituap karena uap dihasilkan secara langsung diteras reaktor.

Analisis TermohidrolikTermohidrolik reaktor adalah studi mengenal

proses transport energi dan massa dalampemanfaatan energi hasil reaksi fisi di dalam terasreaktor12]. Pada dasamya, secara neutronik(pertimbangan nuklir) daya teras dapat dirancangpada daya berapapun besamya. Namun besamyadaya tersebut dibatasi oleh kemampuan materialteras dalam menyerap dan memindahkan panastersebut ke pendingin dikenal sebagai pertimbangannon nuklir.

Distribusi Pembangkitan Kalor pada Reaktor


YOGY AKART A, 16 NOVEMBER 2011ISSN 1978-0176

Untuk reaktor yang mendekati bentuk silinderseperti pada kebanyakan LWR, distribusi tluksneutron atau daya reaktor ditentukan dalam arahaksial dan radial. Distribusi daya di dalam terasreaktor silinder tanpa reflektor adalah[2]

IfI f (2.40Sr) CZ)q Cr,z) = q" mGx(O,O)·]o ~ .cas R•.Dengan Re adalah bilangan Renold dan He adalahpanjangfuel rod.

------------~--~-----~-~---------IIIIIII

Triangular Lattice

Cl)CI)p~

Rectangular Lattice

Gambar I. Susunan bahan bakar di dalam teras[2]

Perpindahan Panas Radial Pin Bahan BakarReaktor Air Ringan pada umumnya

menggunakan Pin Bahan Bakar (Fuel elements)yang tersusun atas fuel pellets yang dibungkusmaterial kelongsong. Terdapat ruang (gap) antara

fuel pellets dengan kelongsong yang berisi gas inert.Mekanisme perpindahan panas arah radial pad a

Pin Bahan Bakar adalah :

a. Konduksi pada Bahan bakarb. Konveksi pada Gapc. Konduksi pada Kelongsongd. Konveksi Paksa (Force Convection) pad a

PendinginDidalam teras reaktor, pin bahan bakar dan

pendingin disusun dalam susunan (lattice) tertentu.

Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN 578 Muhammad Khoiri dkk

yang


YOGY AKARTA, 16 NOVEMBER 2011ISSN 1978-0176

Pada LWR, ada dua susunan yang sering digunakan,seperti terlihat pada gambar 1, yaitu :1. Triangular Lattice2. Rectangular Lattice

Enthalpi dan Kualitas UapKeadaan termodinamik suatu materi

direpresentasikan oleh 3 variabel, yaitu Tekanan (P),Volume (V), dan Temperatur (T)[1J. Untukmenyatakan kuantitas termodinamika suatu materi,maka digunakan definisi enthalpi. Enthalphi

h U / kg) didefinisikan sebagai jumlah dari energi

internal dengan hasil kali Tekanan dengan Volume.

Konveksi Paksa pada Pendingin Satu FaseDikatakan konveksi satu fase apabila fluida

pendingin yang mengalir dalam keadaan cairseluruhnya. Perpindahan panas dari permukaankelongsong ke fluida pendingin sesuai denganHukum Pendinginan Newton, yaitu[4]:

Konveksi Paksa pada Pendingin Dua FasePada konveksi 2 fase, terdapat campuran Air

Uap dengan fraksi tertentu yang mengalir dalamkanal pendingin.Dengan adanya pendidihan, makaterbentuk gelembung (bubble) uap. Panas yangdiberikan dari pin bahan bakar digunakan untukmengubah fase dalam bentuk panas latentpenguapan (latent heat evaporation)[6].

Untuk menghitung koefisien perpindahanpanas konveksi paksa pendingin dengan permukaankelongsong pada keadaan subcooled nucleatemaupun saturated boiling digunakan korelasi Jensand Lottes[2.4]yaitu:

Ts = Tf + 45 exp (~;). {q")025

Penurunan Tekanan (Pressure Drop) padaPendingin.

Penurunan tekanan adalah salah satu parametertermohidrolika yang cukup penting, karena berkaitandengan daya pompa primer untuk mengalirkanpendingin melewati teras, yang pad a akhirnyamempengaruhi efisiensi keseluruhan sistem PLTN.Komponen penurunan tekanan persegmen padaaliran satu fase terdiri dari[4]

1. Gesekan pad a kanal pendingin (Channel friction)2. Perubahan geometri kanal pendingin, seperti

spacer grid dan inlet/otlet geometry3. Gaya berat akibat perubahan ketinggianKomponen penurunan tekanan persegmen padaaliran dua fase terdiri dari[4]

1. Ekspansi pembentukan uap2. Channel Friction

3. Perubahan geometri kanal pendingin4. Gaya berat akibat perubahan ketinggian

3. METODE PENELITIAN

Kode komputer termohidrolik untuk LWR inidigunakan untuk mengetahui parameter-parameterpenting termohidrolik pad a reaktor PWR maupunBWR. Parameter ini antara lain distribusi temperaturpendingin, temperatur kelongsong dan bahan bakar,penurunan tekanan (pressure drop), serta kualitasuap sepanjang kanal pendingin teras. Kode komputerini dibuat menggunakan Borland Delphi 7 sehinggahasil perhitungan dapat ditampilkan secara numerikdan grafik[5J•

Metode dalam penelitian pembuatan kodekomputer termohidrolik LWR ini adalah1. Studi neutronik dan termohidrolik reaktor nuklir

melalui studi pustaka,2. pengumpulan data teknis reaktor dan data

termodinamika air dari pustaka,3. perancangan algoritma dan flow chart program4. pembuatan kode komputer menggunakan

program Delphi 7,5. validasi perhitungan pada reaktor jenis

Westinghouse PWR 150 MWe dan GeneralElectric BWR 150 MWe dengan kode komputerTHAL [6J dan Kuljian [6] , ".

6. analisa hasil validasi terhadap kode computerTHAL dan Kuljian,

7. pengambilan kesimpulan

4. HASIL DAN PEMBAHASAN

Telah dibuat kode komputer untuk analisatermohidrolik reaktor air ringan (Light WaterReactor) yang diberi nama PresTHa-C(Preliminnary Subchannel ReactorThermalhydraulics Analysis Code)dioperasikan pad a sistem operasi Windows.

Algoritma Program UtamaAlgoritma program utama adalah

I. Mulai

2. Masukkan input3. Hitung parameter teras dan cek fuel lattice4. Hitung daya max pada posisi radial r

5. Hitung enthalpi inlet 11;11

6. Hitung lebar persegmen

7. Inisialisasi bagian inlet '=0

8. Hitung daya pad a posisi Zi-l

9. Hitung penambahan enthalpi h:+1

10. Hitung enthalpi saturasi air hf dan uap hgII. Cek kondisi pendingin,12. Lakukan perhitungan termohidrolik sesuai

kondisi pada segmen terse but

Muhammad Khoiri dkk 579 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BA TAN

13. Cek apakah sudah mencapai bagian outlet teras? Jika belurn, pindah ke posisi segmenselanjutnya dan kembali ke alur nomor 8. Jikatelah melewati outlet teras, lanjutkan ke alurno. 14 berikut

14. Tampilkan hasil perhitungan15. Selesai.

Validasi PerhitunganValidasi dilakukan dengan membandingkan

hasil perhitungan PresTHa-C dengan hasil programlain yang lebih standar, yaitu THAL dan perhitungandari Kuljian[6J• Jenis reaktor yang digunakan adalahWestinghouse PWR 150MWe untuk reaktor airtekan (PWR). serta General Electric BWR 150MWe untuk reaktor air didih (BWR) denganparameter-parameter teknisnya seperti terlihat padatable 3

Perhitungan Termohidrolika Reaktor PWRParameter-parameter teknis reactor

Westinghouse PWR 150 MWe dapat dilihat pad atable 1.

Tabel 1 Parameter Teknis Reaktor WestinghousePWR 150 MWe

Parameter NilaiTinggi aktifteras

316,48emTinggi terekstrapolasi

334,48emSusunan Bahan Bakar

RectangularTekanan masukan

140,65bar

Temperatur masukan260,55DC

Rata-rata keeepatan aliranl760,71kg/hr

0 Rata-rata Daya Linier89,72

Daya Linier maksimum

354,33""Pitch antar Elemen Bakar 1,07188 em

Diameter luar Elemen Bakar0,86360 em

Ketebalan Kelongsong0,05334 em

Ketebalan Gap0,00508 em

Jari-jari pellet Bahan Bakar0,37338 em

Hasil perhitungan termohidrolik dari PresTHaC dibandingkan dengan THAL dan Kuljian adalahseperti terlihat pad a table 2.


YOGYAKARTA,16NOVEMBER2011ISSN 1978-0176

Tabel2. Perbandingan hasil PresTHa-C, THAL danKuljian

Parameter PresTHa-CTHALKUUIAN

Temp. maks.pendingin pada

324,62324,88322,86outlet ("C) Temp. maks.kelongsong luar

356,08341,61330,00(OC) Temp. maks.kelongsong dalam

4]4,11381,40373,33(OC) Temp. maks. fuel

570,07698,01702,77pellet luar ("C)

Temp. maks.pusat fuel pellet1756,301752,152133,89

(0C) Total Pressure2,5940,903(avg)0,782 (avg)Drop (bar)

Bagian subcooled71,2

64boiling (%)

Untuk membandingkan ketiga program, telahditetapkan nilai maximum tinier heat density yangsarna yaitu sekitar 354.33 Watt/em. Dari hasiltersebut dapat dikatakan hasil perhitungan programPresTHa-C mendekati hasil perhitungan THAL danKuljian.

Gambar 2 adalah distribusi temperaturpendingin, permukaan kelongsong bagian luar dandalam.

CoolanfCladTempernrure

o I ~ ro ro ~ rn ~ ® ~ ~ m _ ~ ~ ~

-+-1"'I'filu'~('i)..•... W.CJojI""(C)

-1"".iIu Sarur"Peni'J1(1uigs1 P>I)

..•... n.rCJojremp(C)

AAsml Poslon (em)

Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN 580

Gambar 2. Distribusi Temperatur Pendingin danKelongsong

PresTHa-C dan THAL telah memperkirakansubcooled boiling teIjadi masing-masing sebesar71,2 % dan 64 % bagian dari tinggi aktif teras dipusat teras. Sedangkan pada Kuljian tidakmemperkirakan terjadinya subcooled boiling.

Muhammad Khoiri dkk



Sedangkan perbedaan cukup jauh pada hasilperhitungan penurunan tekanan .Hal ini terjadikarena THAL dan Kuljian menghitung rata-ratapressure drop seluruh kanal pendingin, sementaraPresTHa-C hanya menghitung 1 kanal pendingin.

Perhitungan Termohidrolika Reaktor BWRParameter-parameter teknis reactor General

Electric BWR 150 MWe dapat dilihat pada table 3.

Untuk membandingan ketiga program, padadata teknis Reaktor General Electric BWR 150

MWe telah ditetapkan nilai maximum linier heatdensity yang sarna yaitu sekitar 613,38 Watt/em.Gambar 3 adalah distribusi temperatur pendingin,permukaan kelongsong bagian luar dan dalamsedang gambar 4 adalah distribusi steam qualitydan void fraction

Tabel 3. Parameter Teknis Reaktor General ElectricBWR 150 MWe

:::.::.': ....:.": "••~roH""~~. !410 h L--' -----n. '"

1111

270

1111

o

CoolanfClad Tempera~re

100 150 ))J

--1"'I"iliJe~~,)•· •. ·~CI>Il""'lC)

350

350250

-Te"1'lwsm.aOPoxf91(/1r9S1POI)

•••. rmCl>ll"",lC)

150

AAslaIPosmon(tm)

10050

50

165,36 W/em

613,38 W/em

1,9558 em

0,86360 em

0,05334 em

0,00508 em

0,37338 em

Nilai

360,68 em

379,68 em

73,87 bar

274,44 °C

1095,10 kg/hr

Diameter luar Elemen Bakar

DataTinggi aktifteras

Tinggi terekstrapolasi

Tekanan tnasukan

Temperatur masukan

Rata-rata keeepatan aliranlkanal

Rata-rata daya linier

Daya linier maksimum

Pitch antar Elemen Bakar

Ketebalan Kelongsong

Ketebalan Gap

Diameter pellet Bahan bakar

Hasil perhitungan termohidrolik dari PresTHaC dibandingkan dengan THAL dan Kuljian adalahsebagai berikut

Tabel 4. Perbandingan hasil PresTHa-C, THAL danKuljianParameter PresTHTHALKULJI

a-CAN

Temp. pendingin outlet ("C)

290,90288,27287,22

Temp. maks. kelongsong luar

340,22304,10296,66

("C) Temp. maks. kelongsong dalam

441,22414,61372,22

("C) Temp. maks. fuel pellet luar

638,91847,60805,00

("C) Temp. maks. pusat fuel pellet

2660,573075,892685,0

("C)

0

Total Pressure Drop (bar)

0.8481,292,55

Non-Bulk boiling height (%

30,335,2140,00

tinggi aktit) Kualitas Uap maksimum (%)

21,9624,7420,80

Fraksi Void maksimum (%)

77,0177,1070,00

Gambar 3. Distribusi Temperatur Pendingin danKelongsong

Pendidihan pada seluruh bagian pendingin(bulk boiling) terjadi pada posisi sekitar 100 em daribagian inlet teras. Atau sekitar 30,3 % bagianpendingin belum mengalami bulk boiling. Keadaanpendingin pada bagian outlet reaktor berada padakondisi saturasi. Temperatur outlet pendinginmencapai temperatur saturasi 290,90°C.

Pada reaktor BWR terjadi aliran pendingindalam bentuk campuran uap-air. Semakin besarpanas yang diserap selama melewati kanalpending in, maka semakin banyak massa uap yangterbentuk. Karena densitas uap sang at kecil jikadibandingkan dengan air, maka kenaikan fraksi uap(steam quality) yang kecil menghasilkan uap denganvolume sangat besar. Fraksi uap yang keluar dibagian outlet sekitar 21,96 % dan Fraksi Void sekitar70,01 %.

Untuk membandingan ketiga programdigunakan nilai maximum linier heat density yangsarna yaitu sekitar 613,38 Watt/em. Dari hasilterse but dapat dikatakan hasil perhitungan programPresTHa-C mendekati hasil perhitungan THAL danKuljian.


5. KESIMPULAN

Gambar 4. Distribusi Steam Quality dan Voidfraction

loo~

9).J h ••••••••••••••••••••• - ••••••••••

III

10·'

III

III

40

]I•.

Berikut kesimpulan yang dapat diambil daripenelitian ini adalah:1. Telah dibuat Program Termohidrolik Reaktor Air

Ringan yang diberi nama PresTHaC dan dapatdijalankan di Personal Computer berbasisWindows.

2. Perhitungan termohidrolik kanal pendinginterpanas pada reaktor Westinghouse PWR 150MWe menggunakan PresTha-C denganMaximum Linier Heat Density sebesar 440Watt/em menghasilkan:a. Temperatur pendingin dan material teras:

i. Temp. pendingin pada outlet = 322,02°Cii. Temp. maks. kelongsong luar = 355,54°C

iii. Temp. maks. kelongsong dalam = 413,58°Civ. Temp. maks.fuel pellet luar = 569,63°Cv. Temp. maks. pusatfuel pellet = 1755,86°C



b. Subcooled boiling terjadi pada 68,2 % bagiansubkanal pendingin.

e. Total Pressure drop sepanjang kana Ipendingin sebesar 2,544 bar.

3. Perhitungan termohidrolik pada reaktor GeneralElectric BWR 150 MWe menggunakan PresThaC dengan Maximum Linier Heat Density sebesar613.38 Watt/em menghasilkan:a. Temperatur pendingin dan material teras:i. Temp. pendingin pada outlet = 290,94°C

ii. Temp. maks. kelongsong luar = 338,59°Ciii. Temp. maks. kelongsong dalam= 439,59°Civ. Temp. maks.filel pellet luar = 637,64°Cv. Temp. maks.pusatfilel pellet = 2659,30°Cb. Non-Bulk boiling teIjadi pada 30,3 % bagian

panjang subkanal pendingin.e. Kualitas uap dan Fraksi Void pad a bagian

outlet masing-masing sebesar 20,72 % dan75,67 %.

d. Total Pressure drop sepanjang kana Ipendingin sebesar 0,764 bar.

4. PresTHaC dapat digunakan pada reaktor PWRdan BWR dengan rentang tekanan 5 MPa sampaidengan 20 MPa.

5. Dari hasil perbandingan dengan program THALdan Kuljian, hasil perhitungan kode komputerPresTHa-C untuk temperatur pendingin,kelongsong, dan temperatur pusat bahan bakarserta kualitas uap dan fraksi void mendekatiperhitungan THAL dan Kuljian. Sedangkanperbedaan eukup jauh pada hasil perhitunganpenurunan tekanan.

6. Saran

1. Pada kode komputer ini masukan dayareaktor pada arah radial merupakan fungsiBessel sedangkan pad a arah aksialmerupakan fungsi Sinusoidal. Sehingga kodeini terbatas pada reaktor silinder tanpareflektor. Untuk dapat melakukan analisatermohidrolik reaktor silinder denganreflektor, maka dibutuhkan modul neutroniktersendiri yang mampu menghasilkandistribusi fluks dengan menurunkanpersamaan difusi neutron menggunakanmetode numerik.

2. Kode komputer Inl hanya melakukanperhitungan 1 subkanal pendingin, untukdapat menghitung seluruh kanal diperlukanlooping perhitungan pada posisi sub kana 1yang lain(pada arah radial) sampai bagiantepi teras. Sehingga dapat dihitung nilai ratarata dari parameter termohidrolik reaktortersebut.

1111

1-~IWt(\) .•...vIilFrm(\) I

l~iaIPosrnon(tm)

100

~...

10····

o·

Pada reaktor BWR kualitas uap dan fraksi voidyang dihasilkan eukup rendah, karena kedua haltersebut akan mempengaruhi faktor multiplikasi danreaktivitas reaktor. Jika kualitas uap dan fraksi voidterlalu tinggi, akan mengakibatkan turunnyaprobabilitas terjadinya proses termalisasi neutroneepat menjadi neutron lambat sehingga akanmenurunkan fluks neutron termal dandensitas dayareaktor . Hal ini mengingat air selain sebagaipengambil panas pada teras sekaligus berfungsisebagai moderator dalam proses nuklir. Sehinggaperubahan kerapatan air akan mengakibatkanperubahan profil daya reaktor.

Sedangkan perbedaan eukup jauh pada hasilperhitungan penurunan tekanan. Hal ini terjadikarena THAL dan Kuljian menghitung rata-ratapressure drop seluruh kanal pendingin, sementaraPresTHa-C hanya menghitung 1 kanal pendingin.

Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN 582 Muhammad Khoiri dkk



6. DAFTAR PUSTAKA

[1] Masaaki, Ucihda. Thermal-Hydraulics ofNuclear Reactor,Tokai Training Center,JAERI.

[2] Dudderstad, James J and Louis J. Hamilton.1976. Nuclear Reactor Analysis. Michigan:John Wiley and Sons,Inc.

[3] Reihman. Thomas C. 1974. Nuclear EngineeringThermal-Hydraulics Computer Modules, TH-l:Pressurized Water Reactors, TH-2 :LiquidMetal Fast Breeder Reactor, TH-3: HighTemperature Gas cooled Reactor, VirginiaPolytechnic Institute.

[4] M. M. El-Wakil. 1971. Nuclear HeatTransport, Intext, Scranton [5]

www.delphibasic.co.uk[6] Sial, Ijaz H. and Parvez, A. 1981. THAL

Computer Code for Thermal HydraulicAnalysis of Light Water Reactors, JournalNucleus Volume 18:3, Karachi, Pakistan.


muhammad khoiril tri wulan tjiptono2, adhi prihastomo3

Documents