JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA
Not a member yet
289 research outputs found
Sort by
DESAIN KONSEP TANGKI PENAMPUNG BAHAN BAKAR PASSIVE COMPACT MOLTEN SALT REACTOR
Get PDFPassive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR) merupakan pengembangan dari reaktor MSR. Desain reaktor PCMSR membutuhkan tempat khusus penampung sementara bahan bakar pada saat terjadi insiden, misalnya kecelakaan yang menyebabkan peningkatan suhu bahan bakar. Tangki penampung bahan bakar tersusun dari 3 bagian yang saling terhubung yaitu bagian penampung cairan bahan bakar, cerobong (chimney), dan penukar kalor. Dalam penelitian ini, tangki dimodelkan secara lump dan dilakukan variasi daya awal reaktor dan ketinggian cerobong. Syarat batas model ditetapkan suhu bahan bakar maksimum 1400 °C, yang didasarkan pada titik didih larutan garam LiF-BeF2-ThF4-UF4. Analisis dilakukan dengan cara menghitung rugi tekanan total dan transfer kalor untuk variasi daya awal antara 1800-3000 MWth dan ketinggian cerobong antara 1-10 m. Hasil penelitian menunjukan semakin besar daya reaktor, maka tinggi tangki penampung bahan bakar dan tinggi alat penukar kalor yang dibutuhkan akan semakin besar, tejadi kenaikan suhu fluida pendingin dan suhu udara pendingin, dan menyebabkan kenaikan laju aliran masa fluida pendingin, sedangkan laju aliran masa udara menurun. Peningkatan ketinggian cerobong menyebabkan ketinggian tangki penampung bahan bakar dan ketinggian alat penukar kalor semakin menurun, penurunan suhu fluida pendingin, tetapi suhu udara meningkat, dan menyebabkan peningkatan laju aliran masa fluida pendingin, tetapi laju aliran masa udara akan semakin menurun.Kata kunci: PCMSR, cerobong, alat penukar kalor, variasi daya. The Passsive Compact Molten Salat Reactor (PCMSR) reactor is developed from MSR reactor. The PCMSR reactor design requires special place to temporarily storage for reactor fuel when incident occurs, such as when there is an accident which caused the temperature of the fuel increases. The tank consist of three interconnected parts, the reservoir liquid fuel, chimney, and the heat exchanger. In this research, the tank system is modeled based on a lump model and with variation of the initial power and height of chimney. Model boundary conditions set at the maximum fuel temperature of 1400°C, which is based on the molten salt LiF-BeF2-ThF4-UF4. In this analysis, calculation of pressure drop and heat transfer are conducted for 1800-3000 MWth and for chimney height variations were analyzed at height of 1-10 m. Results show that the larger power in reactors, the fuel tank height and the height of heat exchanger equipment required will be greater, increasing cooling fluid temperature and air temperature, increasing cooling fluid mass flow rate while the air mass flow rate decreases. Increasing the height of chimney causes height of the fuel tank and the height of the required heat exchanger decreases, decreasing coolant fluid temperature, but the air temperature will increase, causing cooling fluid mass flow rate will increase but the air mass flow rate will decrease. Keywords: PCMSR, chimney, heat exchanger, power variatio
DESAIN TERAS REAKTOR RISET INOVATIF (RRI). ESTIMASI DAN ANALISIS DISTRIBUSI PANAS GAMMA
Get PDFPanas gamma merupakan faktor yang sangat diperlukan untuk analisis keselamatan pada setiap fasilitas eksperimen yang akan dilakukan di teras reaktor nuklir. Panas gamma merupakan sumber panas internal yang harus dihitung dengan tepat, karena berkaitan dengan masalah keselamatan. Nilai panas gamma sangat bergantung pada karakteristik teras reaktor secara keseluruhan, sehingga setiap desain teras baru harus dilengkapi dengan penentuan nilai distribusi panas gammanya. Reaktor Riset Inovatif (RRI) merupakan reaktor riset desain baru yang harus dilengkapi dengan data keselamatannya, termasuk dalam hal ini nilai dan distribusi panas gammanya. Untuk keperluan tersebut, telah dilakukan perhitungan dan analisis distribusi panas gamma teras dan fasilitas iradiasi refletortor RRI dengan menggunakan program Gamset yang telah dimodifikasi dan divalidasi untuk model teras RRI. Diperoleh hasil bahwa di pusat teras reaktor memiliki nilai panas gamma yang cukup tinggi (11,75 W/g), jauh lebih besar dari reaktor RSG-GAS Akan tetapi penempatan semua fasilitas iradiasi di reflektor menunjukkan bahwa desain RRI jauh lebih aman untuk iradiasi dibanding dengan di RSG-GAS, karena memiliki panas gamma di reflektor yang sangat rendah. Disimpulkan bahwa berdasarkan nilai panas gamma di reflektor yang sangat rendah, desain teras reaktor RRI lebih aman untuk penggunaan berbagai jenis iradiasi. ABSTRACT The Gamma heating value is an important factor needed for safety analysis of each experiments that will be realized on research reactor core. Gamma heat is internal heat source occurs in each irradiation facilities or any material irradiated in reactor core. This value should be determined correctly because of the safety related problems. The gamma heating value is in general depend on reactor core characteristics, different one and other, and then each new reactor design should be completed by gamma heating data. The Innovative Research Reactor is one of the new reactor design that should be completed with any safety data, including the gamma heating value. For this reasons, calculation and analysis of gamma heating in the hole of reactor core and irradiation facilities in reflector had been done by using of modified and validated Gamset computer code. The result shown that gamma heating value of 11.75 W/g is the highest value at the center of reactor core, higher than gamma heating value of RSG-GAS. However, placement of all irradiation facilities in reflector show that safety characteristics for irradiation facilities of innovative research reactor more better than RSG-GAS reactor. Regarding the results obtained, and based on placement of irradiation facilities in reflector, can be concluded that innovative research reactor more safe for any irradiation used
ANALISIS PERUBAHAN MASSA BAHAN FISIL DAN NON FISIL DALAM TERAS PWR 1000 MWe DENGAN ORIGEN-ARP 5.1
Get PDFTeras reaktor merupakan tempat terjadinya reaksi pembelahan (fisi) yang terkendali. Komponen reaktor seperti bahan bakar, kelongsong (cladding) dan air pendingin memiliki peranan penting dalam keberlangsungan reaksi fisi. Reaksi fisi mengakibatkan terbentuknya sejumlah nuklida hasil fisi dan hasil aktivasi. Hasil fisi berasal dari reaksi tangkapan neutron termal dengan bahan fisil sedangkan hasil aktivasi berasal dari interaksi bahan non fisil seperti material kelongsong dan pendingin oleh neutron dan gamma. Pada setiap pengoperasian suatu reaktor, informasi perubahan massa bahan fisil dan non fisil sangat berguna untuk manajemen bahan bakar dalam teras, seperti pengaturan reaktivitas, optimasi dan pemuatan bahan bakar. Untuk itu perlu dilakukan penelitian mengenai perubahan bahan fisil dan non fisil tersebut dalam teras reaktor. Hal ini dapat dilakukan dengan mengamati perubahan massa dari material dalam teras reaktor. Penelitian ini memiliki tujuan untuk mengetahui perubahan massa unsur penyusun material dalam teras, seperti massa dari unsur penyusun elemen bahan bakar nuklir, kelongsong dan air pendingin setelah digunakan dalam teras. Dari perubahan massa tersebut dapat diketahui fraksi bakar atau tingkat konsumsi bahan bakar yang digunakan. Penelitian dilakukan pada basis reaktor PLTN tipe PWR buatan pabrikan asal Amerika Serikat berdaya 1000 MWe dengan menggunakan code penghitung inventori hasil fisi ORIGEN-ARP 5.1, yaitu versi terbaru dari ORIGEN dengan library khusus reaktor daya. Hasil analisis menunjukkan bahwa bahan fisil U-235 mengalami pengurangan massa hingga 58% atau lebih dari separuhnya dari massa U-235 awal untuk tiap kali siklus operasi. Bahan fertil U-238 hanya mengalami pengurangan massa sekitar 2% dari massa awalnya tiap kali siklus operasi. Lain halnya dengan bahan non fisil yang mengalami perubahan massa yang berbeda-beda untuk tiap kali siklus operasinya yang tergantung pada tampang lintang aktivasi serta laju peluruhan dan pembentukan nuklida induk. Kata kunci: bahan fisil, bahan non fisil, PWR, ORIGEN-ARP 5.1 Controlled fission reaction occurs in the reator core. Reactor components such as fuel, cladding and cooling water have an important role in the sustainability of the fission reaction. Fission reaction causes the formation of a number of fission product nuclides and activation products. Fission product nuclides are produced from thermal neutron capture reaction of fissile material while the activation products are originated from interaction of non-fissile materials such as cladding material and coolant by neutron and gamma. At each of reactor operation, the information of fuel material changes in the form of non-fissile or fissile material, is very usefull for the management of core fuel, such as for reactivity control, optimization and loading of fuel. Hence, it needs to perform a research in the fissile and non-fissile material changes in the reactor core. This can be done by observing the change of material mass in the reactor core. The objective of this research is to determine the change in mass of material in the core, such as the mass of the nuclear fuel elements, cladding and cooling water after use in the core. From mass changes can be delivered to burn up calculation or fuel consumption level. The calculation were performed on the basis of the United States PWR 1000 MWe by using a fission inventory computer code of ORIGEN-ARP 5.1, a new version of ORIGEN with specific library for nuclear power plant. The analysis results show that the U-235 fissile material having a mass reduction up to 58% or more than half from the initial U-235 mass for each operation cycle period. Fertile material U-238 was reduced by about 2% only from the initial mass for each operating cycle period. For other cases, the non-fissile material case, mass changes reduced in various for each operation cycle, depend on activation cross-sections and decay and formation rate of parent nuclides. Keyword: fissile material, non fissile material, PWR, ORIGEN-ARP 5.
FLUIDA NANO ZRO2 SEBAGAI FLUIDA PENDINGIN PADA PERMUKAAN PEMANAS PELAT VERTIKAL: STUDI EKSPERIMENTAL
Get PDFSalah satu usaha untuk menaikkan efektivitas pendinginan suatu sistem adalah dengan mencoba mengganti fluida kerjanya, yaitu dengan menggunakan fluida nano. Fluida nano ini merupakan campuran antara air dengan partikel nano yang berukuran 10-7-10-9 m. Karena fluida nano ini merupakan campuran air dan partikel nano, maka diharapkan campuran tersebut dapat homogen menjadi larutan yang serba sama sifatnya. Dalam keadaan yang homogen dan serba sama tersebut seharusnya fluida nano yang digunakan sebagai fluida pendingin dapat memindahkan energi dalam bentuk panas yang lebih besar. Dalam penelitian ini digunakan fluida nano yang dibuat dari campuran air dengan partikel nano ZrO2 dengan konsentrasi 1 gram/liter. Penelitian dimulai dengan membuat suatu sistem peralatan eksperimen yang terdiri dari pemanas berbentuk datar sebagai sumber panas dengan fluida nano sebagai pendingin dialirkan ke permukaan pemanas. Karena adanya perbedaan temperatur antara pemanas dan fluida pendingin tersebut, terjadilah proses perpindahan energi dalam bentuk panas. Efektivitas proses perpindahan energi ini akan dipengaruhi oleh bahan dan sifat termohidrolika fluida pendinginnya. Data yang diperoleh dari hasil eksperimen ini dipergunakan untuk menghitung koefisien perpindahan panas konveksi (h). Dari hasil perhitungan diperoleh koefisien perpindahan panas fluida nano lebih besar 1.08 kali dibandingkan dengan koefisien perpindahan panas air, hal ini menunjukkan bahwa fluida nano lebih efektif dipergunakan sebagai fluida pendingin dibandingkan air. ABSTRACT One attempt to increase the effectiveness of the cooling process is by replacing the coolant itself, for example by replacing water with nano fluid. The nano fluid is a homogenous mixture of water with nano particles of 10-7-10-9 m in diameter. This homogeneous solution is expected to improve the capability of the coolant for transferring heat energy. The study is done by creating an experimental equipment consisting of a flat shaped heater as the heat source and nano fluid ZrO2 as coolant supplied to the heater to remove heat from its surface. Because of the temperature difference between the heater and the coolant, the heat energy generated in the heater will be transferred by the coolant. The effectiveness of this energy transfer process are influenced by the nature of the material and the coolant fluid thermal hydraulics characteristic. Data obtained from this experimental study are used to calculate the convection heat transfer coefficient (h) of the nano fluid ZrO2. The result confirms that heat transfer coefficient of nano fluid ZrO2 is 1.08 higher than the heat transfer coefficient of the water. This indicates that nano fluid ZrO2 is more effective than water for heat transfer
PENGARUH GRID PEJARAK DAN NOZZLE TERHADAP PARAMETER TERMOHIDROLIKA PERANGKAT BAHAN BAKAR REAKTOR AP1000
Get PDFGrid pejarak berfungsi secara mekanik untuk menambah kekuatan perangkat bahan bakar nuklir (BBN) dari getaran yang ditimbulkan oleh aliran pendingin yang mengalir melalui celah subkanal di dalam perangkat BBN. Oleh sebab itu perlu dilakukan analisis termohidrolika reaktor AP1000 pada kondisi tunak untuk mengetahui pengaruh dipasangnya grid pejarak pada perangkat BBN. Metodologi yang dilakukan melakukan perhitungan penurunan tekanan teras, fluks massa dan koefisien hantaran kalor pada perangkat BBN tanpa grid pejarak dan variasi jumlah grid. Pada analisis subkanal terpanas (SKP) ditekankan pada perbandingan termohidrolika reaktor AP1000 pada kondisi tunak antara SKP tanpa grid pejarak dan SKP dengan 8/2 grid-nozzle, dengan menggunakan kode COBRA-EN. Dibandingkan SKP tanpa grid pejarak, maka pemasangan 8/2 grid-nozzle menyebabkan penurunan tekanan teras meningkat 3,74 kali lipat dari 73,99 kPa menjadi 276,88 kPa, fluks massa pendingin dan koefisien hantaran kalor berfluktuasi pada daerah sekitar grid pejarak, menghasilkan proses pengambilan panas oleh pendingin menjadi lebih efektif. Penurunan tekanan yang semakin besar juga akan berakibat pada nilai fluks kalor kritis (CHF) bertambah besar. Karena daya reaktor tidak berubah, maka fluks kalor cenderung berubah kecuali pada daerah grid, oleh sebab itu nilai DNBR menjadi bertambah besar yang berarti marjin keselamatannya juga bertambah besar. Perhitungan untuk SKP dengan 8/2 grid-nozzle dibandingkan dengan desain diperoleh hasil penurunan tekanan teras sebesar 276,88 kPa (perbedaan 0,68%), temperatur outlet pendingin sebesar 325,54oC (perbedaan 0,21%), fluks kalor maksimum sebesar 1635,16 kW/m2 (perbedaan 0,03%) dan MDNBR sebesar 2,48 (lebih besar 14,06% dari batas minimum korelasi W-3). Penambahan 8/2 grid-nozzle memberikan angka keselamatan yang lebih tinggi.Kata kunci: Pengaruh grid pejarak dan nozzle, analisis termohidrolika, AP1000, COBRA-EN. One of the spacer grids function was to increase the mechanical strength of fuel assembly from vibration caused by the coolant flow through the subchannels in the fuel assemblies.Therefore, thermal-hydraulics analysis of AP1000 reactor on steady state condition must be carried out to determine the effect of installing the spacer grids in the fuel assemblies. The methodology were making the calculation such as core pressure drops, mass flux and heat transfer coefficient for fuel assemblies without spacer grids and with variation number of spacer grids. The hottest subchannel analysis was focused on the comparative of thermal-hydraulicsof AP1000 reactor on the steady state condition between the hottest subchannel without spacer grids and the hottest subchannel with 8/2 grid nozzle using COBRA-EN code. Compared to the hottest subchannel without spacer grids, the installing 8/2 grid-nozzles on subchannels affected the core pressure drops increased 3.74 times from 73.99 kPa to 276.88 kPa, the coolant mass flux decreased and the heat transfer coefficient fluctuated in the grid spacer region, having an affect on heat transfer process by collant would be more effective. The greater pressure drop would have an affect on increasing the critical heat flux (CHF). Because of the reactor power didn’t change, the heat flux didn’t prone to change, except near the grid spacer region, so the DNBR would increased, its mean that the safety margin would be better. The calculation for the hottest subchannel with 8/2 grid-nozzles compared to the design gave results the core pressure drop was 276.88 kPa (deviation of 0.68%), the coolant outlet temperature was 325.54oC (deviation of 0.21%), the maximum heat flux was 1635.16 kW/m2 (deviation of 0,03%) and the MDNBR was 2.48 (14.06% greater than the W-3 correlation limit). Installing 8/2 grid-nozzles would gave higher safety margin. Keywords: The influence of nozzle and spacer grid, thermal-hydraulic analysis, AP1000, COBRA-EN
ANALISIS PENGARUH IRADIASI FLUENS NEUTRON CEPAT TERHADAP BERILIUM REFLEKTOR REAKTOR RSG-GAS
Get PDFTelah dilakukan analisis iradiasi fluens neutron cepat terhadap berilium reflektor reaktor RSG-GAS. Analisis dilakukan dengan cara melakukan pengukuran fluks neutron di posisi berilium elemen dan berilium blok yang berfungsi sebagai reflector. Selanjutnya dilakukan perhitungan untuk menentukan apakah ada pengaruh fluens neutron selama berilium berada di teras reaktor. Selain cara tersebut dilakukan pula visualisasi untuk memastikan ada tidaknya deformasi pada berilium akibat iradiasi. Hasil pengukuran fluks dan fluens neutron cepat maksimal pada daya 200 kW untuk berilium elemen posisi E-2 sebesar 2,30E+07 n/cm2s dan 4,19E+17 n/cm2, J-8 sebesar 3,70E+07 n/cm2s dan 6,74E+17 n/cm2. Hasil pengukutan pada posisi B-3 sebesar 2,19E+12 n/cm2s dan 3,99E+22 n/cm2, G-10 sebesar 2,12E+12 n/cm2s dan 3,86E+22 n/cm2, serta berilium blok posisi (5-6) sebesar 5,02E+07 n/cm2s dan 9,15E+17 n/cm2, (C-D) sebesar 2,32E+07 n/cm2s dan 4,23E+17 n/cm2. Deformasi yang diperoleh untuk berilium elemen (∆L/L) posisi E-2 sebesar 1,12E-08, J-8 sebesar 1,84E-08, B-3 sebesar 1,60E-03, posisi G-10 sebesar 1,55E-03, sedangkan pada berilium blok di posisi 5-6 sebesar 2,52E-08 dan C-D sebesar 1,13E-08. Dari hasil ini disimpulkan tidak terjadi deformasi pada berilium elemen dan berilium blok. Hasil ini dibuktikan pula dari pengamatan visual, dimana tidak terlihat adanya deformasi pada berilium tersebut.Kata kunci : fluks, fluens, berilium elemen, berilium blok Analysis of influence fast neutron fluence irradiated to the RSG-GAS beryllium reflector have been done. Methods of analysis was carried out by measuring fluxs neutron in beryllium element and block positio that function as reflector. The calculation done for determination it is there any influence of neutron as long as beryllium in the core. Bisede that, visualization done to make sure it there is any deformation at beryllium as efect of irradiation. Fluxs and fluences of beryllium element measurement result in 200 kW reactor power are 2.30E+07 n/cm2.sec and 4.19E+17 n/cm2 in position E-2, 3.70E+07 n/cm2s and 6.74E+17 n/cm2 in position J-8, 2.19E+12 n/cm2s and 3.99E+22 n/cm2 in position B-3. Measurement results in the position G-10 are 2.12E+12 n/cm2s and 3.86E+22 n/cm2. Other result are fluxs and fluence in beryllium block, those are 5,02E+07 n/cm2s and 9,15E+17 n/cm2 in position (5-6), and 2,32E+07 n/cm2s and 4,23E+17 n/cm2 in position (C-D). Deformation (∆L/L) results for beryllium element are 1,12E-08 in position E-2, 1,84E-08 in position J-8, 1,60E-03 in position B-3, and 1,55E-03 in position G-10. In beryllium block deformation results are 2,52E-08 in position (5-6) and 1,13E-08 in position (C-D). Those results are shown unseen deformation in beryllium element and beryllium block and demonstrably by visual observation in reactor hot cell. Keywords : flux, fluence, beryllium element, beryllium bloc
EFFECT OF AIR CONDITION ON AP-1000 CONTAINMENT COOLING PERFORMANCE IN STATION BLACK OUT ACCIDENT
Get PDFABSTRACT EFFECT OF AIR CONDITION ON AP-1000 CONTAINMENT COOLING PERFORMANCE IN STATION BLACK OUT ACCIDENT. AP1000 reactor is a nuclear power plant generation III+ 1000 MWe which apply passive cooling concept to anticipate accidents triggered by the extinction of the entire supply of electrical power or Station Black Out (SBO). In the AP1000 reactor, decay heat disposal mechanism conducted passively through the PRHR-IRWST and subsequently forwarded to the reactor containment. Containment externally cooled through natural convection in the air gap and through evaporation cooling water poured on the outer surface of the containment wall. The mechanism of evaporation of water into the air outside is strongly influenced by the conditions of humidity and air temperature. The purpose of this study was to determine the extent of the influence of the air condition on cooling capabilities of the AP1000 containment. The method used is to perform simulations using Matlab-based analytical calculation model capable of estimating the power of heat transfered. The simulation results showed a decrease in power up to 5% for relative humidity rose from 10% to 95%, while the variation of air temperature of 10 °C to 40°C, the power will decrease up to 15%. It can be concluded that the effect of air temperature increase is much more significant in lowering the containment cooling ability compared with the increase of humidity. Keywords: containment cooling, AP1000, air condition, SBO ABSTRAK PENGARUH KONDISI UDARA TERHADAP KINERJA PENDINGINAN SUNGKUP AP-1000 DALAM KECELAKAAN STATION BLACK OUT. Reaktor AP-1000 merupakan PLTN generasi III+ berdaya 1000 MWe yang menerapkan konsep pendinginan pasif untuk mengantisipasi terjadinya kecelakaan yang dipicu oleh padamnya seluruh suplai daya listrik atau dikenal dengan Station Black Out (SBO). Pada reaktor AP-1000, mekanisme pembuangan kalor peluruhan dilakukan secara pasif melalui PRHR yang diteruskan ke IRWST dan selanjutnya pada sungkup reaktor. Sungkup didinginkan secara eksternal melalui konveksi alamiah pada celah udara dan melalui penguapan air pendingin yang diguyurkan di permukaan luar dinding sungkup. Mekanisme penguapan air ke udara luar sangat dipengaruhi oleh kondisi kelembaban dan temperatur udara. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahui sejauh mana pengaruh kondisi udara tersebut terhadap kemampuan pendinginan dari sungkup AP1000. Metode yang digunakan adalah dengan melakukan simulasi menggunakan model perhitungan analitis berbasis Matlab yang mampu mengestimasi daya kalor yang dievakuasi. Hasil simulasi menunjukkan adanya penurunan daya hingga 5% untuk kelembaban relatif naik dari 10% hingga 95%, sedangkan untuk variasi temperatur udara dari 10°C hingga 40°C, daya akan menurun hingga 15%. Dapat disimpulkan bahwa pengaruh kenaikan temperatur udara jauh lebih signifikan dalam menurunkan kemampuan pendinginan sungkup dibandingkan dengan naiknya kelembaban. Kata kunci: pendinginan sungkup, AP1000, kondisi udara, SB
VERIFIKASI PAKET PROGRAM MVP-II DAN SRAC2006 PADA KASUS TERAS REAKTOR VERA BENCHMARK.
Get PDFDalam penelitian ini dilakukan verifikasi perhitungan benchmark VERA pada kasus Zero Power Physical Test (ZPPT) teras reaktor Watts Bar 1. Reaktor tersebut merupakan jenis PWR kelas 1000 MWe yang didesain oleh Westinghouse, tersusun dari 193 perangkat bahan bakar 17×17 dengan 3 jenis pengkayaan UO2 yaitu 2,1wt%, 2,619wt% dan 3,1wt%. Perhitungan nilai k-eff dan distribusi faktor daya dilakukan pada siklus operasi pertama teras dengan kondisi beginning of cycle (BOC) dan hot zero power (HZP). Posisi batang kendali dibedakan menjadi uncontrolled (semua batang kendali berada di luar teras), dan controlled (batang kendali Bank D didalam teras). Paket program komputer yang digunakan dalam perhitungan adalah MVP-II dan SRAC2006 modul CITATION dengan data pustaka tampang lintang ENDF/B-VII.0. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa perbedaan nilai k-eff teras pada kondisi controlled dan uncontrolled antara referensi dengan MVP-II (-0,07% dan -0,014%) dan SRAC2006 (0,92% dan 0,99%) sangat kecil atau masih dibawah 1%. Perbedaan faktor daya maksimum teras pada kondisi controlled dan uncontrolled dengan referensi dengan MVP-II adalah 0,38% dan 1,53%, sedangkan dengan SRAC2006 adalah 1,13% dan -2,45%. Dapat dikatakan bahwa kedua paket program komputer menunjukkan hasil perhitungan yang sesuai dengan nilai referensi. Dalam hal penentuan kekritisan teras, maka hasil perhitungan MVP-II lebih konservatif dibandingkan dengan SRAC2006.Kata kunci : MVP-II, SRAC2006, PWR, VERA In this research, verification calculation for VERA core physics benchmark on the Zero Power Physical Test (ZPPT) of the nuclear reactor Watts Bar 1. The reactor is a 1000 MWe class of PWR designed by Westinghouse, arranged from 193 unit of 17×17 fuel assembly consisting 3 type enrichment of UO2 that are 2.1wt%, 2.619wt% and 3.1wt%. Core power factor distribution and k-eff calculation has been done for the first cycle operation of the core at beginning of cycle (BOC) and hot zero power (HZP). In this calculation, MVP-II and CITATION module of SRAC2006 computer code has been used with ENDF/B-VII.0. cross section data library. Calculation result showed that differences value of k-eff for the core at controlled and uncontrolled condition between referrence with MVP-II (-0,07% and -0,014%) and SRAC2006 (0,92% and 0,99%) are very small or below 1%. Differences value of radial power peaking factor at controlled and uncontrolled of the core between reference value with MVP-II are 0,38% and 1,53%, even though with SRAC2006 are 1,13% and -2,45%. It can be said that the calculation result by both computer code showing suitability with reference value. In order to determinate of criticality of the core, the calculation result using MVP-II code is more conservative compare with SRAC2006 code. Keywords : MVP-II, SRAC2006, PWR, VER
ANALISIS SENSITIVITAS TURBULENSI ALIRAN PADA KANAL BAHAN BAKAR PWR BERBASIS CFD
Get PDFTurbulensi aliran pendingin pada proses perpindahan panas berfungsi untuk meningkatkan nilai koefisien perpindahan panas, tidak terkecuali aliran dalam kanal bahan bakar. Program CFD (CFD=computational fluid dynamics), FLUENT adalah program komputasi berbasis elemen hingga (finite element) yang mampu memprediksi dan menganalisis fenomena dinamika aliran fluida secara teliti. Program perhitungan CFD dipilih dalam penelitian ini karena selain akurat juga dapat memberikan visualisasi dengan baik. Penelitian ini bertujuan untuk memahami karakteristika perpindahan panas, massa dan momentum dari dinding rod bahan bakar ke pendingin secara visual, pada medan temperatur, medan tekanan, dan medan energi kinetika pendingin, sebagai fungsi dinamika aliran di dalam kanal, pada kondisi tunak dan transien. Analisis dinamika aliran pada kanal bahan bakar PWR berbasis CFD dilakukan dengan menggunakan sampel data reaktor PWR dengan daya 1000 MWe dengan susunan bahan bakar 17x17. Untuk menguji sensitivitas persamaan aliran yang sesuai dengan model aliran turbulen pada kanal bahan bakar dilakukan pemodelan dengan menggunakan persamaan k-omega (Ƙ-ω), k-epsilon (Ƙ-ε), dan Reynold stress model (RSM). Pada analisis sensitivitas aliran turbulen di dalam kanal digunakan model mesh hexahedral dengan memilih tiga geometri sel yang masing masing berukuran 0,5 mm; 0,2 mm dan 0,15 mm. Hasil analisis menunjukkan bahwa pada analisis kondisi tunak (steady state), terdapat hasil yang mirip pada model turbulen Ƙ-ε standard dan Ƙ-ω standard. Pengujian terhadap kriteria Dittus Boelter untuk bilangan Nusselt menunjukkan bahwa model Reynold stress model (RSM) direkomendasikan. Analisis sensitivitas terhadap geometri mesh antara sel yang berukuran 0,5 mm, 0,2 mm dan 0,15 mm, menunjukkan bahwa geometri sel sebesar 0,5 mm telah mencukupi. Aliran turbulen berkembang penuh telah tercapai pada model LES dan DES, meskipun hanya dalam waktu singkat (3 s), model LES memerlukan waktu komputasi yang sangat lama dan membutuhkan memori yang besar.Kata kunci: aliran turbulen, kanal PWR, CFD, tunak, transien Coolant flow turbulence on heat transfer process serves to enhance the heat transfer coefficient, likewise flow in the fuel sub channel. Computational fluid dynamic program, FLUENT is a computational program based on finite element, that is able to predict and analyze the dynamics of fluid flow phenomena, accurately. CFD calculation program is selected in this study because of its accurately and it also can provide good visualization. Purpose of this research was to understand the characteristics of heat transfer, mass and momentum of the fuel rod to the coolant visually on: the temperature field, pressure field, and the kinetic energy field, as a function of the flow dynamics within fuel channel, on steady state and transient condition. Analysis of flow dynamics in the fuel channel base on CFD was done by using the PWR sample data with reactor power of 1000 MWe on 17x17 array of fuel. To examine the sensitivity of the flow equation in accordance with the model of turbulent flow on fuel channel, the turbulence equation model of k-omega (Ƙ-ω), k-epsilon (Ƙ-ε), and Reynold stress model (RSM) for steady state was used, while for transient turbulence model DES and LES are applied. In the sensitivity analysis of turbulent flow, hexahedral mesh model of three cell geometry each are 0.5 mm, 0.2 mm and 0.15 mm, was selected. The analysis shows that there are similar results of turbulen model Ƙ-ε and Ƙ-ω standard, on steady state analysis. Comparing with Dittus Boelter criteria for Nusselt number, the Reynolds stress model (RSM) is recommended. Sensitivity analysis of mesh geometry between cell size 0.5 mm, 0.2 mm and 0.15 mm, indicating that the cell size of 0.5 mm was sufficient. Developed flow already reached on DES and LES model, however only for short time (3 seconds) for transient condition. LES model need very long computation time and big memory. Keywords: turbulence flow, PWR fuel channel, CF, steady state, transien
PERHITUNGAN FLUKS KALOR UNTUK KURVA DIDIH SELAMA EKSPERIMEN QUENCHING MENGGUNAKAN SILINDER BERONGGA DIPANASKAN
Get PDFSalah satu aspek penting manajemen keselamatan dalam pengoperasian reaktor nuklir adalah manajemen termal. Konsep dasar pengelolaan termal adalah untuk mengendalikan kelebihan kalor saat terjadinya kecelakaan. Pemahaman dan investigasi fenomena pendidihan selama kecelakaan yang terjadi secara transien menjadi tahapan penelitian yang penting. Proses quenching adalah proses pendinginan tiba-tiba pada obyek yang panas dengan memasukkan ke dalam suatu fluida. Material SS316 dengan geometri silinder berongga pada posisi vertikal merupakan simulasi dari debris dan digunakan sebagai objek yang dipanaskan. Metode eksperimen dilakukan melalui pendinginan quenching secara alami pada silinder berongga dengan berbagai variasi temperatur awal dari 300 oC sampai 800 oC ke dalam temperatur saturasi air. Selama eksperimen data temperatur direkam dan visualisasi pendidihan dilakukan melalui kamera kecepatan tinggi (HSC). Hasil data transien temperatur digunakan untuk menghitung fluks kalor. Rejim didih film pada TC8 (bagian terluar) dalam kurva didih untuk semua temperatur awal menunjukkan kesesuaian dengan korelasi Bromley. Proses didih film paling singkat terjadi selama 1,11 detik untuk temperatur awal 300 oC. Fluks kalor kritis pada TC8 untuk temperatur awal dari 800 oC, 600 oC, 400 oC dan 300 oC secara berturutturut adalah 700 kW/m2, 500 kW/m2, 450 kW/m2 dan 400 kW/m2.Kata kunci: quenching, silinder, pendidihan, fluks kalor One of the safety management aspects in the operation of nuclear reactors is thermal management. The basic concept of thermal management is to control the excess heat during an accident. The understanding and investigation of boiling phenomenon become important research stage. Quenching process is the process of sudden cooling on a hot object by entering into a fluid. SS316 material with hollow cylinder geometry in a vertical position is the simulation of debris and used as a heated object. Method of quenching experiments carried out through the natural cooling of the hollow cylinder with different variations of initial temperature from 300 oC to 800 oC and submerged into the water with saturation temperature. Temperature data was recorded and boiling was captured using highspeed camera (HSC) during the experiment. The results of transient temperature data was used to calculate the heat flux. The film boiling regime on TC8 (outer portion) in the boiling curves for all initial temperatures have a good agreement with Bromley’s correlation. The shortest process of film boiling was occurred for 1.11 seconds at the initial temperature of 300oC. Critical heat flux at TC8 from initial temperature of 800 oC, 600 oC, 400 oC and 300 oC in respectively is 700 kW/m2, 500 kW/m2, 450 kW/m2 and 400 kW/m2. Keywords: quenching, cylinder, boiling, heat flu