Bandung,
Proceedings Seminar ReM/or Nllklir dalam Peneli/ia/~ Sains dan Tekrwlogi Menllju Era lInggal Landas
8 - 10 Oklober
1991 PPTN - BKl'AN
ANALISIS KASUS KONVEKSI ALAMIAH PADA TERAS REAKTOR DENGAN ASUMSI DAY A MERATA B. Soekodijat, Henky P.R.,Putranto Ilham Yazid, Sudjatmi K.A. Pusat Penelitian Teknik Nuklir - Badan Tenaga Atom Nasional ABSTRAK ANALISIS KASUS KONVEKSI ALAMIAH PADA TERAS REAKTOR'DENGAN ASUMSI DAYAMERATA.Pada teras reaktor Triga Bandung, proses perpindahan panas yang terjadi dari elemen bakar ke fluida adalah proses perpindahan panas konveksi alamiah. Gerakan fluida dalam konveksi alamiah sangat rendah sehingga sangat sulit diukur. OJeh karena itu untuk mempelajari pendinginan yang terjadi, diperlukan cara tertentu yang dapat mewakili data pengukuran secara menyeluruh di setiap elemen bakar. Dalam penelitian ini dilakukan perhitungan numerik dan pengukuran untuk menentukan bentuk distribusi suhu dan kecepatan aliran dari £1uida pendingin di sekitar elemen bakar reaktor. Perhitungan dilakukan dengan menganggap bahwa sumber panas hanya berasal dari elemen bakar yang dianalisis saja, sedang pengaruh panas yang dihasilkan oleh elemen bakar yang lain sangat kecil sehingga dapat diabaikan. Dari cara tersebutdi atas dapat diperoleh data-data distribusi suhu dan kecepatan fluida pendingin untuk semua titik pada elemen bakar. Daya reaktor dianggap terdistribusi rata di antara masing-masing bahan bakar. Perhitungan numerik dilakukan dengan metode eksplisit. Hasil yang diperoleh sudah cukup baik untuk menunjukkan bentuk distribusi- distribusi kecepatan vertikal dan horisontal serta distribusi suhu. ABSTRACT NATURALCONVECTION ANALYSISIN REACTOR COREASSUMING FLATPOWER DISTRIBUTION. For Bandung TRIGA reactor core, the heat transfer from fuel element to cooling fluid is a natural convection. The fluid move in natural convection is very low such that it is very difficult to be measured. In order to study the cooling process taken place, it is required a certain means which can represent the overall measuring data in each fuel element. In this research, the numerical calculation and the measurement are performed to determine the form of temperature and velocity distribution of the cooling fluid at the surrounding of reactor fuel element. The calculation is carried out by assuming that the heat source comes only from the analyzed fuel element, while the influence of the heat produced by the other fuel elements is very small and can be neglected. From that means it can be obtained the data of the temperature and velocity distribution for points surrounding of the fuel element. Reactor power is assumed uniformly distributed in each fuel element. Numerical calculation is carried out by explicit method. The results are good enough to show the forms ofvertical and horizontal velocities and also temperature distributions.
PENDAHULUAN Salah satu aspek yang dapat mempengaruhi keselamatan suatu reaktor nuklir adalah aspek perpindahan panas. Perpindahan panas yang baik akan menyebabkan pendinginan reaktor menjadi baik pula. Perpindahan panas yang baik berarti akan banyak panas yang dapat dipindahkan ke fluida pendingin sehingga semua material yang berada di dalam sistem reaktor dalam keadaan aman. Pendinginan di dalam reaktor tergantung pada proses perpindahan panas yang terjadi dari elemen bakar reaktor ke fluida pendinginnya. Di dalam teras reaktor, proses perpindahan panas yang paling dominan adalah proses konveksi, yang antara lain tergantung pada gerak-
an fluida pendingin. Dari perbedaan penyebab gerakan fluida, proses konveksi dapat dibedakan dalam dua macam, yaitu konveksi paksa dan konveksi alamiah. Pada konveksi paksa, gerakan fluida disebabkan oleh usaha dari luar seperti pompa, fan, kompresor dan sebagainya; sedang pada konveksi alamiah, gerakan fluida hanya disebabkan oleh gradien rapat massa sebagai akibat adanya perbedaan suhu antara tempat yang satu dengan tempat lain serta adanya gaya massa (body force) yang bekerja. Gerakan fluida dalam konveksi paksa dapat dengan mudah dilihat dan diukur, karena gerakan terjadi sebagai akibat adanya usaha dari luar sehingga gerakan tersebut relatif cukup
100
Bandung,
Proceedings Seminar Reaktor Nuklir dalam Penelitian Sains dun Teklwlogi MenuJu Era 1'inggal Landas
II l
besar di daerah pengukuran. Sedang gerakan fluida dalam konveksi alamiah sangat rendah sehingga sangat sulit diukur. Demikian pula yang terjadi pada teras reaktor Triga Bandung, proses perpindahan panas yang terjadi dari elemen bakar ke fluida adalah proses perpindahan panas konveksi alamiah, sehingga sulit untuk memperoleh data-data eksperimen melalui pengukuran. Oleh karena itu untuk mempelajari pendinginanyang terjadi diperlukan eara-eara tertentu yang dapat mewakili data pengukuran seeara menyeluruh di setiap elemen bakar. Dalam penelitian ini dilakukan perhitungan numerik dan pengukuran untuk menentukan bentuk distribusi suhu dan keeepatan aliran fluida pendingin di sekitar elemen bakar reaktor. Perhitungan dilakukan dengan menganggap bahwa sumber panas hanya berasal dari elemen bakar yang dianalisis saja, sedang pengaruh panas yang dihasilkan oleh elemen bakar yang lain sangat keeil sehingga dapat diabaikan. Data pengukuran suhu elemen bakar dan fluida pendingin hanya diperoleh untuk satu titik pengukuran yang terletak di tengah-tengah elemen bakar. Oleh karena itu untuk membandingkan dua hasil tersebut, maka hasil perhitungan yang diperoleh hanya diambil pada titikyang berada di tengah-tengah elemen bakar untuk dapat dibandingkan dengan hasil pengukuran. Dari eara di atas diperoleh data distribusi suhu dan keeepatan fluida pendingin untuk semua titik pada elemen bakar.
8 -10
Oktober 1991 PPTN - BATAN
--
"'''lit
IMU'
irnodiaLion spa"" PneuII,etlc
Gambar 1. Konfigurasi teras reaktor Triga Mark Bandung
II
dalam elemen bakar hanya dalam arah horisontal (radial) saja sedang konduksi panas arah vertikal dapat diabaikan. PERPINDAHAN ELEMEN BAKAR
PANAS
DALAM
BATANG
a. Perbedaaan suhu akibat perpindahan panas konduksi dalam bahan bakar (pelet) Uranium. Q
To - Tl = 4
TEORI Konfigurasi teras reaktor Triga Mark Bandung ditunjukkan dalam Gambar 1. Fluida mengalir di dalam eelah yang terbentuk di antara batang- batang elemen bakar. Akibat adanya perLedaan rapat massa fluida panas dan dingin serta bentuk celah di antara batang-batang elemen bakar maka akan terjadi aliran fluida yang bervariasi dalam semua arah. Karena perpindahan panasnya seeara konveksi alamiah, maka arah aliran air di dalam tangki yang dominan adalah arah vertikal dari bawah ke atas. Arah ini diambil sebagai arah X. Keeepatan aliI'an air arah horisontal jauh lebih kecil dari pada keeepatan air arah vertikal. Oleh karena itu untuk mempermudah perhitungan, aliran air horisontal itu dapat diwakili oleh komponen Y saja. Jadi peninjauan eukup dalam 2 dimensi saja. Karena elemen bakar berbentuk silinder di mana panjang batang elemen bakar L » diameternya, maka arah aliran konduksi panas
II
Jt
(1)
L hp
To = suhu pusat (tengah-tengah) bahan bakar [ °C]. '1'1 = suhu luar bahan bakar (suhu bagian dalam kelongsong) roC]. Q = panas yang dihasilkan oleh bahan bakar [Watt]. L = panjang elemen bakar [m]. kp = konduktivitas panas pelet bahan bakar [Watt/m °C].
b. Di antara bahan bakar Uranium dan kelon,gsong SS-304 terdapat eelah setebal 0,01~:7 em. Waktu keadaan masih baru, eelah ini biasanya diisi gas helium. Untuk penurunan suhu sepanjang eelah (2)
Tc = suhu eelah rata-rata (bagian dalam kelongsong) rOC].
101
t ••••• fer 8)'atom
Bandung,
Proceedings Seminar Reoktor Nuklir dalam Pell.elitilJJ£Sains cUInTekrwlogi MeltUju Era Tinggal Land.as
Rl = jari-jari eelah rata-rata em]. 'H
(7)
p
=-Ko
~t =
(2a)
viskositas dinamik [kg/m dt]
a = P I~p ko ( T) =
1,79 10-5 '['J,77 [Watt/emOC](2b)
tc = tebal eelah [em]. T = suhu rata-rata eelah [OK] (:. Perbedaan suhu akibat perpindahan panas kondu ksi dalam kelongsong 88-304 Q In (R2/Rl 2 Jt L" lk
Tl-T2=
ALAMIAH
x
)
x =
(3)
DALAM
0 (
+u
T -
To> )
02
+ u --
a
-
'
x=X
xoyDh'y==yoY oU u=U Dh
u
Dh,
Ou =
Uw
x ___
I
Ox = Dh
Uo>,
U =u
_
OX
Uw
Ou =
Uw
Ou
T - Tw = T ( Tw - Tw) o (T - Tw) = ( Tw - Tw) Ot
(4)
t Uw
"'[=
"'[Dh t=-Uw'
,
n;:-
Dh ot=-o"'[ Uw (9)
Dh = diameter hidrolik kanal air di antara elemen-elemen bakar em]. Uw = keeepatan pada lapisan batas [m/dt] Tw = suhu dinding bahan bakar [0C] maka persamaan (4) berubah menjadi
() y2
o U + U 0 U + V 0 U = OR T + ~ 0"'[ 0x 0 Y Re2 Re 0 (
T -
+
Ox
h
x= Uw (T-Tw) T=(Tw_Tw)
b. Persamaan kekekalan energi To> )
x
D
AIR
Persamaan dasar untuk penentuan distribusi keeepatan aliran dan suhu dapat dijabarkan dari persamaan kekekalan momentum, persamaan kekekalan energi,dan persamaan kontinuitas.[2],[6],[9] a. Persamaan kekekalan momentum ~i u 0u 0u -;:-- + u +v =g B (T -To» I) t 0x 0Y
difusivitas [m2 /dt] (8)
k = konduktivitas panas [W/m °C] p = rapat massa fluida [kg/m ]
x=-x=-
KONVEKW PENDINGIN
=
CE = panas jenis fluida pada tekanan konstan [kJ/kgoC] Dengan mengambil bentuk tanpa dimensi sebagai berikut :
Uw, elemen Dh T 2 = suhu dinding luar kelongsong bakar rOC]. kk = konduktivitas panas kelongsong elemen bakar 88-304 [W/m °C]. R2 = jari-jari kelongsong bahan bakar em]. Perlu diingat bahwa harga konduktivitas panas ~ dan kk berubah dengan perubahan suhu.
ot
1991 PPTN - BATAN
u = ~ = viskositas kinematik [m2/dt]
{] tc
o (T -
8 - 10 Oktober
To> )
persamaan (5) berubah menjadi bT oT oT 1
Oy
02 ( T - To»
0"'[ + U 0 X + V 0 Y = + PI' Re
(5)
oy2
persamaan (6) berubah menjadi o U ou
e. Persamaan kontinuitas
OX+Oy=O
02
U (10)
oy2
(11)
(12)
(6)
0,. = p2 g x y u v t g
jarak arah sumbu x = jarak arah sumbu y = komponen keeepatan arah sumbu x [m/dt] = komponen keeepatan arah sumbu y [m/dt] = waktu [dt] = pereepatan gravitasi [m/dt2] B = koefisien muai volume [oC-l] T = suhu rOC] TvJ = suhu fluida pada lapisan batas rOC]
B (
=
Tw 2- T w ) L9 _
~
Bilangan Grashof (13)
Re = p Uw D ~
PI' = ~
a
=
Bilangan Reynolds (14)
=
Bilangan Prandtl (15)
Persamaan-persamaan (10), (11), dan (12) adalah persamaan-persamaan dalam bentuk
102
Bandung,
Proceedings Seminar Reaktor Nuklir dalam PeruditialL Saill.8 dun Teklwlogi Menuju Era 1Yngga[ Landns
tanpa dimensi. Daerah yang diteliti adalah air di sekitar elemen bahan bakar. Persamaanpersamaan tersebut diselesaikan dengan cara membagi-bagi daerah yang diteliti atas bagianbagian kecil ~ dan 11Y seperti terlihat dalam GambaI' 2. .... I Ii
I
i
A I R
I ! -'----f-i
I I I
I
,i
I (i ,) ;' .J
ex:
«:.: I « ,I
I , I
rD
z
L
«: :r: «I
1~x
rD
I
! T_ I
I"
! f·o
.
~j.o
y
j_n
Gambar 2. Pembagian daerah air pendingin yang diteliti Dengan mengguna kan metode beda hingga eksplisit (explicit finile difference method) maka persamaan-persamaan (10), (11),dan (12), berubah• menjadi sebagai berikut, Ui,j - Ui,j
6't
+
U"
',J
Gr T' '+ ~ Re2 ',J Re
Ui,j - Ui - l,j 6. X
Ui,j + 1 - 2 Ui,j + Ui,j-l
1~· "'" ',J - 1',J + lfi,j
T'·
',J -
6.'t
1
Vi,J' Ui,j+6.1Y- Ui,j
1i,j
T'
,
• -1 ,J
6.X
+
T' ,
',J+
1 - 2 Ti,j + Ti,j - 1
PrRe Ui,j - Ui - l,j 6.X
Vi,j
_
(16)
1-
6. Y
T' .
I,J =
(17)
( 6. Y)2 +
Vi,j - Vi,j - 1 = 0
6Y
(ij 1)
1991 PPTN - BATAN
Element (IFE) yaitu suatu elemen bakar yang dilengkapi dengan 3 buah termokopel chromelalumel. IFE dimasukkan pada posisi elemen bakar yang ingin diukur, kemudian reaktor dioperasikan pada daya yang diinginkan dan suhunya dicatat . Dengan menggunakan asumsi-asumsi sebagai berikut : 1. Daya reaktor dianggap terdistribusi sarna di antara masing-masing elemen bakar dan untuk satu elemen bakar, dayanya terdistribusi merata sepanjang elemen bakar (bukan fungsi sinus). Daya 1 elemen bakar = (Daya reaktor) / (Jum- lah elemen bakar). 2. Air dianggap sebagai fluida incompressible. 3. Suhu air pada lapisan batas (Tw)diambil :: suhu air rata-rata antara suhu air masuk (Tin) dan suhu air keluar (Tout>: Tw = (Ti;l + Tout )/2 4. Besaran-besaran fisik air seperti volume spesifik (vr),panas spesifik (Cpr),viskosita:3 (~r) konduktivitas panas (kr), Prandtl Number (Prr) dan koefisien ekspansi (1'30 diambil pada suhu rata-rata antara suhu dinding elemen bakar/ kelongsong (Tw) dan suhu air pada lapisan batas (T(d).TBar= (Tn + Tw)/2
5. Diameter hidrolik (Dh ) diambil diameter hidrolik dari kanal air berupa luasan dian· tara 4 elemen bakar dan di antara 1 elemen bakar dan elemen bakar di dekatnya tidak ada jarak. 6. Kecepatan air pada lapisan bata~ (Uw)= laju aliI' pompa primer dibagi luas penampang tangki reaktor. Kemudian dilakukan perhitungan nume·· rik maka hasil yang diperoleh adalah seperti dalam Tabell dan GambaI' 4, 5 dan 6.
(18)
dengan U " V 'dan T 'adalah harga-harga akhir setelah satu interval waktu Dt. Untuk penyelesaian ketiga persamaan di atas diberi kondisi awal sebagai berikut : - Untuk X = 0, harga T (ij=l) = 1.0 U (ij=l) = 0.0 - Untuk X > 0, harga T (ij 1) = 0.0 U
8 - 10 Oktober
300.00
--x-o
250.00
~ ~~ •..••.•..• •..••.•..• ••••.• •.•••.•.••
~•. .~ 200.00
~ (; 150.00
'f"
= 0.0
"
DELTA
(-
-100.00
r."
CARA PENELITIAN
Penelitian dilaksanakan dengan pengukuran suhu elemen bakar dan suhu air pendingin pad a masukan (inlet) dan keluaran (outlet) dalam teras reaktor. Pengukuran suhu elemen bakar dilaksanakan menggunakan Instrumented Fuel
,~
x ~ , X = 2 x - :3 X - 4 x - ~ X _ 6 X - 7
DELTA
(-
50.00
x
-
DELTA DELTA DELTA DELTA DELTA DELTA DELTA·
0.75:'89
0.0077 "",to,,) Y
-
0.0001
O.OICOO
motor)
'U'
GambaI' 4. Suhu air vs jarak horisontal pad a Tau = 0,24 ( t = 0,35 detik)
103
X X X X X X X
/Jandung,
Prooeedings Seminar ReaHtor Nuklir &,Jum Pe,.elitirm Sains cUm Tekrwlogi Melwju Era 1IngguJ Landas
PERCEPATAN GRAVITASI [m/detik2]
SUHU-SUHU
• .c
~••••, ..• )(,>( I! •....•• _ _••.• 1i •.• ~-- u"
~
r•
K I(
:• j( •
X
•
2 3\
DELL'- X loELT x DELTA A X
5 (DELTA 6 (r.ELTA X x 4 IDELTA X 7 \DELTA x.
t - 0.n269 i_ (\Dcn" ",et.')
JLLI~
OL,·,. 'f • 00'000 (_
~'!)OOI
melct)
SUHU DlNDlNG 268.066
Gambar 5. Kecepatan air vertikal vsjarak horisontal pada Tau = 0,24 ( t = 0,35 detik)
•...••
-
X
" "
"
_
-"-1-
=
-
=
•.••.•.• )( = •. -
Jt
D:::.TA x = 0.75269 0.0077 meter)
t-
DELTA Y " 0.0\00':' (- 0.0001 meter)
8.00
Gambar6. Kecepatan air horisontal vs jarak horisontal pada Tau = 0,24 ( t = 0,35 detik) Tabell. Hasil perhitungan distribusi kecepatan dan distribusi suhu air pendingin. J2ATA-DATA REAKTOR : DAYA REAKTOR [Watt] Q = 700000,00000 ~rUMLAH ELEMEN BAKAR DLM. TERAS JEB " 73,00000 PANJANG ELEMEN BAKAR [m] L= 0,38550 JARI-JARI PELET [m] R1 = 0,01820 TJ':BAL CELAH (GAP) [m] CEL = 0,0001 JARI-JARI LUAR KELONGSONG [m] R2 = JARI-JARI TANGKI REAKTOR [m] RT =
9,80700
LUAR KELONGSONG
[oC]
KARAKTERISTIK AIR PENDINGIN SUHU AIR MASUK fC] S UHU AIR KELUAR ~C] S UHU AIR BULK [ 0c] SUHU RATA-RATA AIR [oC]
PEMBAHASAN
1<-
G=
DALAM ELEMEN BAKAR :
LAJU ALIR AIR [m3/jam]
---'t..-"
1991 PPTN - BA1'AN
S UHU DI TENGAH·TENGAH PELET [oC] TO = 376.000 SUHULUARPELET[oC] TP=318.112 S UHU CELAH/BAG. DLM KELONGSONG [ °C] TG = 273.712
----l_.- .. " . ~ ; _-
8 - 10 Oktober
TD =
:
TIN = 38.50000 TOUT = 42.00000 TBULK = 40.25000 TBAR = 154.15802 LA = 80.00000
DAN KESIMPULAN
Dari hasil-hasil yang tertera di atas (pada saat Tau = 0,24 atau pada saat t = 0,35 detik) tampak bahwa : 1. Distribusi suhu air harganya sudah cukup baik (Gambar 4), lebih jauh dari elemen bakar harganya menurun, sedang lebih ke atas (harga X bertambah) suhunya bertambah. 2. Distribusi kecepatan air vertikal cukup baik (Gambar 5). Lebih jauh dari elemen bakar mula-mula kecepatan naik, kemudian turun menuju harga Uex:> = 0,0071 m/detik . Sedang lebih ke atas (harga X bertambah) kecepatannya lebih besar. 3. Distribusi kecepatan air horisontal cukup baik (Gambar 6), harganya negatip yang berarti arah aliran air menuju ke elemen bakar. Lebihjauh dari elemen bakar, harganya lebih besar (lebih negatip). Dari hasil-hasil perhitungan ini dapat ditarik kesimpulan bahwa metode beda hingga eksplisit dapat digunakan untuk menentukan distribusi-distribusi kecepatan (vertikal dan horisontal) serta distribusi suhu, dengan asumsi daya reaktor merata sepanjang elemen bakar. UCAPAN TERIMA KASIH
Kami ucapkan banyak terima kasih kepada rekan-rekan : - Sub Bidang Fisika Reaktor - Sub Bidang Operasi Reaktor - Sub Bidang Teknologi Reaktor yang telah membantu membantu terlaksananya penelitian ini.
0,01870 1,00000
104
Proceedings Seminar Reakwr Nuklir dalam Penelitial£ Sains dun Tekrwlogi Menuju Era Tinggal Landas
Tabell. HasH perhitungan (sambungan)
numerik
distribusi
KECEPATAN AIR RATA-RATA [m/detik] UBAR E-02
=
,70771
Ha.ndung,
kecepat an dan distribusi
X MAX YMAX
BETA AIR [11K] BETA = ,10100E-02 VOLUME SPESIFIK AIR [m3/kg] VOLS = ,10930E-02 DENSITAS AIR" [kg/m3] RHO = 914,91302 VISKOSITAS AIR [N.detikjm2] MYU = ,17900E-03 PANAS SPESIFIK AIR [kJ/kg.K] CP = 4,31600 KONDUKTIVITAS PANAS AIR [w/m.K] KA = 0,68600 DIAMETER HIDROLIK KANAL AIR [m] DH = 0,01024 KONVEKSI ALAMIAH DALAM TERAS DENGAN : BANYAKNYA DELTA X
(M)
=
BANYAKNYA DELTA Y
(N)
=
DISTRIBUSI y/x
suhu air pendingin.
37,63432 0,50000 = 0,75269 = 0,01000 = 0,00771000 = 0,00010243 RE = 370,53134 GR = 0,63360E+08 =
=
DELTA X DELTA Y
DELTA X (dIm. meter) DELTA Y (dim. meter) BlLANGAN REYNOLDS BlLANGAN GRASHOF BILANGAN PRANDTL PR = 1,12619 DELTA TAU = 0,00100000 PADA SAAT TAU = 0.24000031 ATAU PADA t " 0,34737161 detik
2Ql:.
KECEPATAN KOMPONEN U (ARAH VERTIKAU
rm/detikl:
0258 653~x !.x 7~x !!.x o0,0071 0071 0.0211 0166 0312 0294 20!o0,0000 40,0773 0.0123 0.0083 0,1406 0,1247 0,1491 0,0734 0,1149 0,1245 0,1056 0,0826 0,1079 0,0387 0,0261 0,1473 0,0314 0,1345 0,0410 0,0496 0,0468 0,0000 0,0071 0,0768 0,0637 0,1018 0,1041 0,0898 0,1143 0,0590 0,1378 0,0585 0,0400 0,0935 0,0514 0,0134 0,0174 0,0330 0,0464 0,1119 0,1038 0,0758 0,0721 0,0099 0,0251 0,0201
DISTRIBUSI y/x
r
Okwber 1991' PPTN - BATAN
7166,2127 2~x 45 4185,2885 40 42.1493 48 65115,6998 !.x 49 !!.x 3638 7537 6263 3390 40.2500 0!120,1824 43.6726 47.1886 3~x 203,8658 214,1779 60,0322 211,1461 91,5038 85,4789 59,6253 49,3859 70,0905 65,8713 80,4749 93,9495 71,9729 125,2929 56,5631 53,9744 57,7940 268,0660 268,0660 132,8358 164,3744 158,3018 146,1879 97,9401 40,2500 103,7566 165,3179 194,5542 122,7744 76,4543 67,6937 49,9602 54,4755 44,0028 91,6851 G4,5151 214,9642 50,5726 47,3791 44,4742 41,6521 40,2500 40,2500
DISTRIBUSI y/x
SUHU
50. 50.
8 - 10
KECEPATAN KOMPONEN V ( ARAH HORISONTAL ) r M/DETIK1:
2-0!-•540,0000 ~x !.x 3~x !!.x o 0000 -76.0,0003 00,0001 0.0002 0006 0011 0.0024 0017 0,0000 0,0012 0,0003 0,0002 0,0000 0.0014 0,0000 0,0000 0,0023 0,0022 0,0017 0,0013 0,0007 0,0013 0,0010 0,0014 0,0011 0,0015 0,0008 0,0004 0,0009 0,0007 0,0016 0,0000 0,0020 0,0006 0,0005
105
Bf/ndung,
Pmceedings SemilUtr Reak or Nllkiir dlliam Pew·iitian SHins rhm Teknologi Menuju Ern 'Hnggf/l Land.as
8 - 10 Oktober
1991 PPTN - BATAN
DAFTAR PUSTAKA 1. PPTN; Laporan analisa keselamatan Reaktor Triga Mark II 1000 kW, Badan Tenaga Atom Nasional- Pusat Penelitian Teknik Nuklir, Bandung (1984). 2. Aryadi Suwono dan Sugeng Santosa, Karakteristik aliran dan perpindahan panas antara f1uida dan berkas pipa (model reaktor), Seminar Pendayagunaan Reaktor Nuklir untuk Kesejahteraan Masyarakat, PPTN-BATAN Bandung (26-27 September 1990). 3. Curtis F. Gerald, Applied Numerical Analysis, Addison- Wesley Publishing Company Inc., California (1973). 4. Etherington, (1958).
H., Nuclear Engineering
Handbook, McGraw-Hall
Book Company, New York
Frank Kreith & Ir. Arko Prijono, Prinsip-prinsip Perpindahan Panas, edisi ketiga, Penerbit Erlangga, Jakarta (1986). 6. Heddy Krishyana Suyarto dkk., Perhitungan distribusi suhu elemen bakar berbentuk sHinder dengan konveksi alamiah, disajikan dalam Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir, Yogyakarta (20-22 Maret 1990).
15.
7. Henky P.R., Penelitian eksperimental pengaruh pemanasan pada laju aliran satu model reaktor nuklir, Tugas akhir Strata dua di Jurusan Teknik Mesin, Fakultas Pasca Sarjana, Institut Teknologi Handung, Bandung (1987) .. 8. Holman, J.P. clan Ir. E. Jasjfi MSc., Perpindahan kalor, edisi kelima, Penerbit Erlangga, Jakarta (198,\). 9. Incropera, F.P. find DeWitt, D.P., Fundamentals John Wiley & Sons, New York (1985).
of heat !'lnd mass transfer,
second edition,
10. Khan, L.A. and Nabbi, R., Heat transfer analysis of the existing HEU and proposed LEU cores of Pakistan Research Reactor, Kernforschungs3:nlage (February 1987). 11. Nogotov, E.F., Applications of Numerical Heat Transfer, UNESCO, Paris (1978). 12. Shoichiro Nakamura, Computational Methods in Engineering and Science, John Wiley & Sons, New York (1977). DISKUSI
Syarip : 1. Apakah penulis sudah pernah menghitunglmembandingkan hasil perhitungan serupa dengan mengambil Tin dan Tout pada kondisi sistem pendingin primer dimatikan ? 2. Apakah terlalu sulitjika diambil anggapan bahwa distribusi daya kearah axial didekati dengan fungsi cosinus ? 3. Berapa besarnya bilangan Reynold, (aliran laminer atau turbulen )?
B. Soekodijat : 1. Belum pernah, karena kondisi primer dimatikan sedang daya reaktor tinggi adalah sangat berbahaya. Akan kami coba jika diizinkan untuk daya rendah dan pompa primer dimatikan. 2. Memang tidak terlalu sulit, akan kami coba dengan daya fungsi cosinus. 3. Bilangan Reynolds Re :::370,5 _m > masih dalam daerah laminer.
Suwarno Wiryosimin: A:mmsi bahwa pengaruh elemen bakartetangganya tingkat daya reaktor? B..
diabaikan, apakah bisa berlaku untuksetiap
Soekodijat :
Asumsi ini bisa berlaku untuk setiap daya reaktor, karena yang ditinjau hanya di daerah sekeliling elemen bakar berdasarkan teori lapisan batas pada pelat datal'. Daya reaktor sampai dengan 700 kW Pada penelitian lebih lanjut, akan kami masukkan pengaruh elemen bakar tetangga nya.
106
