ANALISIS DISAIN TERMOHIDROLIKA SUB KANAL ELEMEN BAKAR PWR-KSNP

1

ANALISIS DISAIN TERMOHIDROLIKA SUB KANAL

ELEMEN BAKAR PWR-KSNP

Muh. Darwis Isnaini

Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir – BATAN

ABSTRAK

ANALISIS DISAIN TERMOHIDROLIKA SUB KANAL ELEMEN BAKAR PWR-KSNP. Telah dilakukan

suatu analisis disain termohidrolika sub kanal elemen bakar PWR-KSNP. Reaktor PWR-KSNP adalah suatu reaktor PLTN jenis PWR yang dikembangkan oleh Korea (Korean Standard Nuclear Plant), dengan daya listrik sebesar 1000 MWe. Dalam analisis, digunakan model sebuah perangkat elemen bakar yang terdiri atas 4 buah elemen bakar yang disusun dalam matriks 2 × 2 dan dikelilingi oleh 9 buah sub kanal aliran pendingin. Ada 3 model yang dibuat yaitu perangkat elemen bakar ke-1, terdiri dari batang bahan bakar dengan faktor radial masing-masing 1,144 , 1,144 , 1.120 dan 1,121, perangkat elemen bakar ke-2 dengan faktor radial masing-masing 0,994 , 1,005 , 0,987 dan 0,989, sedangkan perangkat elemen bakar ke-3 dengan faktor radial masing-masing 2,50 , 1,144, 1,120 dan 1,121. Hasil perhitungan menggunakan COBRA IV-I menunjukkan bahwa temperatur kelongsong maksimum berkisar antara 340,3 – 349,0 oC, temperatur permukaan meat maksimum berkisar antara 498,1 – 758,2 oC, dan temperatur tengah meat meksimum berkisar antara 928,5 – 1843,7 o_{C. Adapun batas keselamatan terhadap DNBR minimum berkisar antara}

6,50 sampai 2,05. Dengan batasan bahwa temeparatur meat maksimum sebesar 2804 o_{C dan DNBR}

minimum sebesar 1,30, disimpulkan bahwa disain PLTN jenis PWR-KSNP masih dalam batas keselamatan.

ABSTRACT

SUB CHANNEL THERMALHYDRAULICS DESIGN ANALYSIS OF PWR-KSNP. Sub channel analysis for the fuel element of thermalhydraulics design PWR-KSNP reactor has been carried out. PWR-KSNP reactor is a kind of Pressurized Water Reactor (PWR) Nuclear Power Plant developed by Korea (Korean Standard Nuclear Plant), that produce an electricity power about 1000 MWe. In the analysis, a fuel assembly with 4 fuel rods piled up into matrix 2 × 2, and surrounding by 9 sub channels of coolant, was used as a calculation model. There are 3 models of fuel assembly, i.e. the radial factors in the first model are 1.144 , 1.144 , 1.120 and 1.121, in the second fuel model are 0.994 , 1005 , 0987 and 0.989 , and in the third model are 2.500 , 1.144 , 1.120 and 1.121, respectively. The calculated results using the COBRA IV-I code showed that the maximum cladding temperature revolved by 340.3 – 349.0 o_{C, the maximum temperatur of meat surface}

(outer of meat) revolved by 498.1 – 758.2 o_{C and the meaximum temperatur of meat center revolved by 928.5}

– 1843.7 oC, respectively. Whereas the safety margin against DNBR revolved by 6.50 – 2.05. By maximum meat temperature limit of 2804 oC and the minimum DNBR of 1.30, it is concluded that the PWR-KSNP design was in the range of safety.

PENDAHULUAN

erdasarkan Program Jangka Panjang Energi Nasional (PJPEN), untuk mendukung per-tumbuhan ekonomi maka dibutuhkan jumlah energi listrik yang sangat besar mencapai 25 GW. Untuk itu diperlukan pemenuhan energi dari berbagai sumber penghasil listrik, yang salah satunya adalah opsi nuklir yaitu berupa pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN), yang dalam rencana Program Energi Nuklir Nasional (PENN), PLTN pertama akan mulai dioperasikan di Indonesia sekitar tahun 2016. Untuk mendukung program pemerintah tersebut, BATAN sebagai lembaga litbang yang ditugasi pemerintah sebagai lembaga yang mempromosikan penggunaan PLTN membuat rencana strategi

(RENSTRA) yang harus mampu meyakinkan kepada pemerintah, DPR dan masyarakat tentang PLTN baik ditinjau dari aspek ekonomi maupun keselamatan. Dengan demikian dituntut kemampuan yang lebih tinggi dari staf BATAN untuk dapat memahami karakteristik dari PLTN tersebut, khususnya dari segi keselamatannya, yang ditunjang dengan data dukung teknis dari berbagai jenis PLTN, dan kemampuan di dalam membuat pemodelan dalam perhitungan dan menganalisis hasilnya.

Salah satu kandidat PLTN pertama di Indonesia, pilihan PLTN yang harus lebih ditekuni untuk dikaji adalah jenis Reaktor Tekan Air Ringan atau Pressurized Water Reactor (PWR). Dari jenis

PLTN PWR, terdapat beberapa tipe daya yang dibangkitkan mulai dari 600 MW sampai dengan 1300 MW. Dalam rangka memahami karakteristik PLTN PWR, maka perlu dilakukan penelitian tentang desain termohidrolika reaktor tersebut. Penelitian termohidrolika reaktor PWR yang dikaji difokuskan pada PWR berdaya 1000 MWe (PWR-1000). Kajian termohidrolika PWR-1000 diawali dari kajian perangkat bahan bakar yang memiliki bahan bakar yang tersusun matriks 17 × 17. Tahap pertama kajian dilakukan dengan memodelkan perangkat bahan bakar dalam matriks 1 × 1 dan 2 × 2. Kemudian secara bertahap akan dilakukan dengan matriks 4 × 4, 8 × 8 sampai akhirnya 17 × 17.

Di dalam makalah ini akan disajikan hasil analisis disain termohidrolika dari elemen bakar PWR-1000 dalam matriks bahan bakar 2 × 2, sebagai kelanjutan dari penelitian yang dilakukan tahun sebelumnya[1] yang dilakukan dengan program perhitungan (code) COBRA IV-I yang dijalankan pada mainframe AXP. Hasil akhir penelitian adalah diperoleh model perangkat bahan bakar PWR yang akurat jika dilakukan analisisnya dengan program COBRA IV-I. Dalam makalah ini akan disajikan karakteristik distribusi temperatur pendingin, temperatur kelongsong dan temperatur bahan bakar PWR-1000 melalui analisis subkanal.

DASAR TEORI

Paket Program COBRA IV-I

Paket program COBRA IV-I[2] (akronim dari COolant Boiling in Rod Arrays) adalah suatu paket program yang dikembangkan dari program COBRA III-C, yang dilakukan oleh Battele, Pacific North-west Laboratories pada tahun 1976. Paket program ini merupakan suatu program perhitungan untuk menganalisis termohidrolika teras dan elemen bakar nuklir yang berbentuk rod bundle (perangkat bahan bakar berbentuk silinder) untuk menghitung distribusi entalpi, aliran, temperatur dan batas keselamatan terhadap pelepasan pendidihan inti (departure from nucleate boiling – DNB) di dalam perangkat elemen bakar dan teras baik untuk kondisi tunak (steady state) dan transien. Program COBRA menggunakan konsep dasar analisis subkanal, di mana perangkat elemen bakar atau teras reaktor dibagi dalam beberapa subkanal yang mempunyai batasan-batasan yang didefinisikan oleh permukaan elemen bakar sebelahnya. Subkanal secara aksial dibagi menjadi volume-volume kontrol yang discrete dimana persamaan-persamaan konservasi massa, energi dan momentum digunakan di dalamnya, dan variabel laju aliran massa, tekanan, entalpi dan densitas didefinisikan sebagai harga rerata secara volume.

3

Pada reaktor daya berpendingin air ringan jenis PWR[3,4], konfigurasi termohidrolika reaktor dapat disederhanakan seperti terlihat pada Gambar 1, yaitu terdiri dari ruang masukan (inlet plenum), bagian teras reaktor (core) dan ruang keluaran (outlet plenum). Teras reaktor terdiri atas elemen bakar dan pendingin yang tersusun secara heterogen, yaitu pendingin mengalir melalui kanal di sekeliling bahan bakar. Kanal-kanal pendingin tersebut saling terhubung satu dengan yang lain secara kontinyu di dalam aliran sejajar (parallel flow). Di dalam disain reaktor daya terdapat aliran pendingin yang di-bypassed mengelilingi teras dengan tujuan untuk mempertahankan temperatur struktur penopang teras dan perisai panas untuk tetap mendekati temperatur pendingin masukan. Aliran bypass tersebut dicampur kembali dengan aliran teras di keluaran teras. Namun analisis yang dilakukan di dalam makalah ini, aliran bypass diabaikan.

Karena keterbatasan perangkat lunak (program komputer) yang dipakai untuk menganalisis kalang (loop) reaktor secara detail dan keterbatasan kemampuan untuk membuat pemodelan data masukan, maka analisis di dalam makalah ini dilakukan secara bertahap dengan mengunakan model teras diwakili oleh satu perangkat elemen bakar. Sebagai konsekwensi, dibutuhkan dua kondisi batas yaitu, tekanan dan laju alir (kecepatan). Penggunaan kedua kondisi batas tersebut tergantung pada persoalan yang ditinjau, seperti :

− Aliran subsonik atau supersonik. Penentuan aliran subsonik atau supersonic ditentukan oleh bilangan tak berdimensi Match (M) = v/c, yaitu jika M>> 1 merupakan aliran supersonik, dan jika M << 1 disebut aliran subsonik.

− Aliran compressible atau incompressible. Pada aliran compressible, densitas aliran merupakan fungsi dari tekanan dan entalpi, sedangkan pada aliran incompressible densitas aliran hanya merupakan fungsi dari entalpi.

− Jumlah dan susunan kanal, yaitu satu kanal atau banyak kanal.

− Ada 3 macam kondisi batas untuk aliran incompressible, yaitu :

a. Beda tekanan (∆p).

b. Laju alir total pada ruang masukan min dan gradient tekanan arah radial pada ruang masukan (δp/δr)in.

c. Laju alir total pada ruang keluaran mout dan gradient tekanan arah radial pada ruang keluaran (δp/δr)out.

Perhitungan di dalam makalah ini menggunakan tinjauan aliran subsonik dan incompressible pada banyak kanal yang tersusun sejajar.

Analisis Sub kanal

Analisis subkanal adalah suatu metode yang dapat dipakai dalam menyelesaikan persoalan untuk aliran di dalam banyak kanal yang terhubung secara kontinyu di sepanjang kanal. Pada metode ini, perangkat elemen bakar dibagi dalam beberapa volume kontrol. Ada dua pendekatan dalam mendefinisikan volume subkanal, yaitu volume subkanal berpusat pendingin (coolant centered subchannels) dan volume subkanal berpusat bahan bakar (rod centered channels), seperti terlihat pada Gambar 2. Pada aliran satu fase, pendekatan volume subkanal berpusat pendingin dianggap lebih akurat, sebaliknya pada aliran dua fase, pendekatan volume subkanal berpusat elemen bakar dianggap lebih akurat.[3, 4]

Dalam pendekatan volume subkanal terdapat beberapa penyederhanaan, antara lain sifat-sifat subkanal seperti kecepatan dan densitas ke arah aksial, diwakili oleh satu harga rerata; persamaan mendasar (constitutive equations) yang diperlukan untuk tiap-tiap parameter, seperti faktor gesekan, laju pertukaran energi dan momentum ke arah lateral (cross flow), diterapkan pada tiap volume subkanal; sedangkan korelasi antar persamaan akan diformulasikan dan diperoleh satu himpunan kore-lasi antar persamaan mendasar untuk diselesaikan. Penyederhaan lain adalah penggunaan asumsi pada pertukaran massa, momentum dan energi ke arah lateral antar subkanal yang berdekatan akan kehilangan arah setelah meninggalkan celah, yang mana membuat subkanal dapat dihubungkan dengan sub kanal yang lain secara sembarang mengingat tidak ada koordinat lateral tertentu.

Beberapa persamaan yang dipergunakan di dalam analisis subkanal, antara lain :

a. Persamaan konservasi massa

Persamaan konservasi massa untuk subkanal i adalah sebagai berikut :

[

]

∑

= ↔ + − = ∆ ∆ + ∂ ∂ J j iD j i ij i i fi W W z m t A 1 & ρ (1)

dimana j adalah jumlah subkanal tetangga. b. Persamaan konservasi energi

Persamaan konservasi energi untuk subkanal i adalah sebagai berikut :

[

]

Dt Dp A h W h h W q z h m h t A i fi J j ij J j j i H ij rb i i i i fi + − − − = ∆ ∆ + ∂ ∂

∑

∑

= = 1 * 1 * ' } { ] [& ρ (2)

Persamaan (2) diturunkan dengan beberapa asumsi sebagai berikut :

I) Untuk aliran satu fase : Wij*D hi – Wji*D hi =

Wij *D

[hi– hj]

II) Konduksi panas ke arah radial di dalam pendingin diabaikan : {ke(δT/δz)} = 0

III) Tidak ada pembangkitan panas di dalam pendingin : q”’ = 0

IV) Pembuangan panas karena efek viskositas diabaikan : φ = 0

V) Entalpi yang dibawa oleh diversion cross flow {hx

*

} dan {hy

*

} diberikan dalam {h*}. d. Persamaan momentum ke arah aksial

Persamaan momentum kearah aksial untuk subkanal i adalah sebagai berikut :

⎭ ⎬ ⎫ ⎩ ⎨ ⎧ ∆ − − − ∆ ∆ − − = ∆ ∆ + + ∂ ∂

∑

∑

= = z F W z p A g A z m W m t iz zj zi J j M ij fi z fi zi i z J j ij i ) ( ) ( } { 1 * * 1 υ υ ρ υ υ & & (3)

e. Persamaan momentum ke arah lateral

Untuk tiap volme kontrol, aliran ke arah lateral hanya ditinjau ke arah satu dimensi. Subkanal-subkanal yang berdekatan dihubungkan melalui laju aliran lateral Wij satu dimensi yang

melewati celah.

Persamaan konservasi momentum ke arah lateral diberikan sebagai berikut :

⎭ ⎬ ⎫ ⎩ ⎨ ⎧ ∆ − ∆ − = ∆ ∆ + ∂ ∂ z l F p l s W z W t ix y ij z x ij x ij) ( { }) ( { }) ( υ (4)

pada kondisi tunak, kedua suku sebelah kiri dari persamaan (4) diabaikan, sehingga diperoleh

0 }) { ( = ⎭ ⎬ ⎫ ⎩ ⎨ ⎧ ∆ + ∆ z l F p l sy _ix ij (5)

Gambar 3 menggambarkan momentum ke arah lateral dan gaya-gaya yang bekerja pada permukaan volume kontrol subkanal.

5

METODE PERHITUNGAN

Model Subkanal

Sebagai acuan perbandingan dalam perhitung-an untuk PWR-1000, digunakperhitung-an data PWR-KSNP[5] dengan beberapa tambahan data dari AP-600[6] dan PWR Tipikal[6]. PWR-KSNP adalah PLTN jenis

PWR, merupakan reaktor nuklir standar Korea (Korean Standard Nuclear Plant) yang dioperasikan oleh Korea Hydro & Nuclear Power Company dengan daya termal 2815 MW. Teras reaktor terdiri atas 177 buah perangkat elemen bakar yang disusun dalam kisi 17 × 17, dengan jumlah batang bahan bakar sebanyak 46.728 buah. Adapun spesifikasi data dari PWR-KSNP tertera pada Tabel 1.

Tabel 1. Data Teknis dari PWR-KSNP[5]_.

Reaktor

Tipe

Panas keluaran teras reaktor (MWt) Daya Listrik yang dibangkitkan (MWe) Laju Alir Pendingin Total (Ton/hr) Temperatur pendingin masukan (oC) Temperatur rerata keluaran (oC) Temperatur maksimum operasi (oC) Tekanan pada masukan teras (atm)

PWR 2815 1000 55,11 × 103 295,8 327 329,5 77 Teras Reaktor

Jumlah perangkat elemen bakar Panjang aktif (m)

Diameter ekuivalen teras (m) Berat total Uranium (Ton) Bahan kelongsong bahan bakar Tingkat pengkayaan awal

Teras initial Teras setimbang Pemaparan pemuatan rerata

Teras awal rerata (MWD/ST) Teras setimbang rerata (MWD/ST) Rapat Daya Teras rerata (kW/liter) Fluks panas maksimum (W/cm2 )

Fluks panas kritis atau batas DNBR pada 130% daya lebih Temperatur puncak bahan bakar ( pada 165% daya lebih) (oC)

177 3,81 3,1242 75,942 Zircaloy 2.44 w/o 4.24 w/o 29.409 50.000 96,4 135,945 1,30 2804

Data Elemen bakar*

Diameter terluar (mm) Diameter pellet (mm) Tebal kelongsong (mm) Tebal gap (mm) 9,50 8,19 0,57 0,083

Untuk melakukan perhitungan, dilakukan langkah-langkah sebagai berikut :

a. Dimodelkan tiga buah perangkat elemen bakar yang terdiri atas 4 buah batang bahan bakar yang disusun dalam matriks 2 × 2 yang dikelilingi oleh 9 subkanal[1], seperti tertera pada Gambar 4, masing-masing untuk Model 1, 2 dan 3.

b. Dilakukan pemilihan faktor radial untuk masing-masing model. Karena keterbatasan data dari PWR-KSNP, maka pemilihan faktor radial untuk masing-masing model, digunakan data distribusi faktor daya radial pada perangkat elemen bakar posisi F-8 dari SAR AP-600[6] seperti terlihat pada Gambar 5.

c. Model 1 diambil bagian perangkat elemen bakar dengan 4 batang bahan bakar yang mempunyai faktor daya radial tertinggi, yaitu 1,144, adapun faktor radial batang bahan bakar tetangga dipilih 1,120 dan 1,121 agar diperoleh 3 variasi faktor radial, dibanding kalau digunakan faktor radial 1,123, hanya ada 2 variasi, di samping perbedaannya tidak terlalu besar antara 1,123 dengan 1,120.

d. Model 2 diambil dari 4 batang bahan bakar yang mempunyai faktor radial terendah yaitu 0,987.

e. Adapun model 3, diambil dari Model 1, dengan salah satu faktor radial 1,144 diganti dengan faktor radial maksimum dari PWR tipikal yaitu sebesar 2,50.

Rangkuman pemodelan perangkat elemen bakar dapat dilihat pada Tabel 2.

Gambar 4. Model perhitungan termohidrolika subkanal dalam matriks 2 × 2.

Gambar 5. Pemilihan model dari distribusi daya pada perangkat elemen bakar posisi F-8

Tabel 2. Pemodelan bagian perangkat elemen bakar

Faktor Radial (FR)

Model 1 Model 2 Model 3

Batang bahan bakar 1 1,144 0,994 2,500

Batang bahan bakar 2 1,144 1,005 1,144

Batang bahan bakar 3 1,120 0,987 1,120

7

Batas Keselamatan

Dalam melakukan perhitungan termo-hidrolika subkanal dari PWR-KSNP, digunakan batasan keselamatan antara lain :

a. Batas minimum terhadap pelepasan pendidihan inti (DNBR) sebesar 1,30.

b. Temperatur maksimum dari pusat bahan bakar adalah 2804 oC.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Ringkasan hasil perhitungan menggunakan program COBRA-IV-I untuk Model 1 dan 2 disajikan pada Tabel 3. Tabel 3 menunjukkan bahwa :

a. Temperatur pendingin pada masing-masing sub kanal di dekat batang bahan bakar ke 1, 2, 3 dan 4 untuk Model 1 sekitar 329,4 oC dan untuk Model 2 sekitar 325,1 oC. Hal ini disebabkan karena faktor radial pada masing-masing model hampir sama (perbedaan faktor radial tertinggi dan terendah kurang dari 2,15%), sehingga pendingin bisa homogen.

b. Pada batang bahan bakar no. 1 dan 2 pada Model 1, yang memiliki faktor radial tertinggi yang sama, diperoleh temperatur maksimum kelongsong dan meat pada kedua batang bahan bakar masing-masing sebesar 530,3 dan 1027,0 o

C. Hal ini disebabkan karena faktor pembang-kitan daya pada kedua batang bahan bakar tersebut sama besar. Temperatur maksimum tersebut terletak pada posisi ketinggian 2,48 m.

Adapun marjin keselamatan DNBR minimum sebesar 5,347.

c. Adapun untuk batang bahan bakar dengan faktor radial terendah, 0,987 (pada Model 2), diperoleh bahwa temperatur maksimum kelongsong dan meat masing-masing sebesar 340,3 dan 926,6 oC, serta marjin keselamatan DNBR minimum sebesar 6,496.

Jika pengaruh distribusi radial dari elemen bakar dimasukkan dalam perhitungan, maka dimungkinkan faktor radial maksimum mencapai 2,50 sebagaimana yang dipakai di dalam perhitungan untuk Model 3. Hasil perhitungan termohidrolika untuk perangkat elemen bakar Model 3 dapat dilihat pada Tabel 4. Adapun per-bandingan grafik distribusi temperatur pendingin, kelonsong tertera pada Gambar 6 dan grafik distribusi tengah meat tertera pada Gambar 7.

Dibanding Model 1, untuk setiap batang bahan bakar yang mempunyai faktor radial yang sama, yaitu no 2, 3, dan 4, maka pada Model 3 diperoleh temperatur pendingin keluaran, kelongsong, permukaan meat, dan tengah meat yang lebih tinggi. Hal ini disebabkan adanya sumbangan panas yang dibangkitkan oleh batang bahan bakar no 1 yang memiliki faktor radial 2,50 , yang 218,5% lebih besar dibanding faktor radial maksimum semula 1,144.

Tabel 4 menunjukkan bahwa, untuk batang bahan bakar yang paling panas (the hottest fuel rod), diperoleh temperatur kelongsong, permukaan meat, dan tengah meat masing-masing sebesar 349,0 , 758,2 , 1843,7 oC, serta marjin keselamatan DNBR minimum sebesar 2,045.

Tabel 3. Hasil perhitungan termohidrolika batang bahan bakar PLTN jenis PWR-KSNP untuk perangkat elemen bakar Model 1 dan 2.

Model 1 Model 2

Batang bahan bakar (Pin Rod) Batang bahan bakar (Pin Rod)

No. 1 No.2 No. 3 No.4 No. 1 No.2 No. 3 No.4 Temperatur pendingin masukan (o_C) Faktor Radial Temperatur pendingin keluaran (oC) Temperatur maksimum (oC) Kelongsong Permukaan meat Tengah meat (pada ketinggian ... m) Fluks panas maksimum (W/cm2 ) Marjin keselamatan: DNBR minimum 295,8 1,144 329,4 347,3 530,3 1027,0 ( 2,48 ) 72,250 5,347 295,8 1,144 329,4 347,3 530,3 1027,0 ( 2,48) 72,250 5,347 295,8 1,120 329,3 346,7 525,7 1012,1 (2,48) 70,738 5,462 295,8 1,121 329,3 346,7 525,9 1012,7 (2,48) 70,801 5,457 295,8 0,994 325,1 340,4 499,4 931,0 (2,48) 62,770 6,450 295,8 1,005 325,1 340,7 501,4 937,8 (2,48) 63,462 6,380 295,8 0,987 325,1 340,3 498,1 926,6 (2,48) 62,329 6,496 295,8 0,989 325,1 340,3 498,4 927,8 (2,48) 62,455 6,483

Tabel 4. Hasil perhitungan termohidrolika batang bahan bakar PLTN jenis PWR-KSNP untuk perangkat elemen bakar Model 3.

Model 3

Batang bahan bakar (Pin Rod)

No. 1 No.2 No. 3 No.4

Temperatur pendingin masukan (oC) Faktor radial

Temperatur pendingin keluaran (oC) Temperatur maksimum (oC) Kelongsong

Permukaan meat Tengah meat

(pada ketinggian ... m)

Fluks panas maksimum (W/cm2 ) Marjin keselamatan DNBR minimum

295,8 2,500 340,3 349,0 758,2 1843,7 ( 2,48) 157,884 2,045 295,8 1,144 338,7 347,5 534,8 1031,5 (2,48) 72,250 4,468 295,8 1,120 337,7 347,5 530,6 1016,8 (2,48) 70,738 4,564 295,8 1,121 338,7 347,4 530,9 1017,7 (2,48) 70,801 4,560

Gambar 6. Grafik distribusi temperatur pendingin (TF) dan temperatur kelongsong (TC) untuk batang bahan bakar dengan FR = 2,50.

Gambar 7. Grafik distribusi temperatur tengah meat (TM). Keterangan : (1) : faktor radial 1,144, (2) ; faktor radial 0,987 ; dan (3) : faktor radial 2,50.

9

Jika dibandingkan antara temperatur disain maksimum di pusat bahan bakar PWR-KSNP sebesar 2804 oC, maka temparatur maksimum bahan bakar hasil perhitungan sebesar 1843,7 oC masih jauh di bawah batas disain. Hal ini bisa disebabkan antara lain tidak lengkapnya data PWR-KSNP yang dimiliki, seperti data geometri yang detil dan distribusi faktor radial dari batang bahan bakar masing-masing posisi. Sehingga di dalam perhitungan yang dilakukan, beberapa data diambil dari data PWR tipikal dan AP-600. Dari perbandingan antara temperatur maksimum disain sebesar 2804 oC dan temperatur maksimum perhitungan 1843,7 oC, maka batas disain tersebut akan dicapai pada daya sekitar 152% dari daya nominal.

Adapun batas minimum terhadap pelepasan pendidihan inti (DNBR) hasil perhitungan untuk PWR-KSNP sebesar 2,045 jika dibandingkan dengan batas keselamatan minimum disain sebesar 1,30, maka terlihat bahwa batas keselamatan PWR-KSNP masih dalam batas keselamatan (57% di atas batas minimum).

KESIMPULAN

Hasil analisis subkanal 2 × 2 bahan bakar PLTN tipe PWR-KSNP dengan COBRA IV-I menunjukkan bahwa temperatur maksimum bahan bakar sebesar 1843,7 o_{C. Nilai ini jauh dari batas} disain temperatur bahan bakar sebesar 2804 oC. Temperatur batas akan tercapai jika daya reaktornya 152% dari daya nominal. Dengan demikian disain termohidrolika PWR-KSNP masih dalam batas keselamatan.

DAFTAR ACUAN

1. ISNAINI, D., Studi Disain Termohidrolika Teras PLTN Tipe ABWR pada Kondisi Tunak, Prosiding Seminar Hasil Penelitian PRSG Tahun 1997/98, Jakarta, 9 -10 Juni 1998.

2. WHEELER, C.L. et. al., COBRA IV-I: An Interim Version of COBRA for Thermal-hydraulic Analysis of Rod Bundle Nuclear Fuel Elements and Cores, Battelle, Pacific Northwest Laboratories Richland, Washington 99352, USA, 1976.

3. PUTRANTA, K., Komputasi Termohidrolika Teras Reaktor, Diklat Aspek Neutronik dan Termohidraulika PLTN I, BATAN, Jakarta, 1994.

4. TODREAS N., KAZIMI, M.S., Nuclear Systems II: Elements of Thermal Hydraulic Design, Hemisphere Publishing Corporation, USA, 1990.

5. ANONIM, General Design Data of NSSS System and Components on KSNP, Korea Hydro and Nuclear Power Co., Ltd., July 2004.

6. ANONIM, AP600 Standard Safety Analysis Report, U.S. Department of Energy, San Francisco Operations Office, DE-AC03-09SF18495, June 26, 1992.

TANYA JAWAB

Pratomo BS

− Dalam COBRA IV-I terdapat persamaan-persamaan yang diturunkan secara teoritis. Apakah terdapat kesesuaian hasil perhitungan dengan kondisi riil?

Darwis Isnaini

− Persamaan yang terdapat pada program COBRA IV-I sudah diuji secara empiris, selain itu program ini juga sudah diverifikasi dengan program yang lain dan dengan data teras RSG-GAS yang menunjukkan kesesuaian hasil.