Daftar isi Seminar Tahllnan Pengawasan Pemanfaatan
Tenaga NlIklir - Jakarta. II Desemher 2003
ISSN 1693 - 7902
ANALISIS KESELAMA T AN PADA MOD A OPERASI KONVEKSI ALAM REAKTOR RSG-GAS
Endiah Puji Hastuti, Tukiran Surbakti Pusat Pengembangan Teknologi Reaktor Riset (P2TRR) - BAT AN
ABSTRAK ANALISIS KESELAMATAN PADA MODA OPERASI KONVEKSI ALAM REAKTOR RSG-GAS. Untuk memenuhi keperluan eksperimen fisika teras, RSGGAS dioperasikan tanpa mengoperasikan pompa pendingin primer. Keselamatan pengoperasian reaktor dengan moda pendinginan konveksi alam telah dianalisis. Analisis ini dilakukan dengan tujuan untuk membuktikan secara teknis bahwa pengoperasian reaktor memenuhi marjin keselamatan dan tidak melanggar peraturan perijinan. Analisis dilakukan dari tiga aspek keselamatan yaitu perhitungan termohidrolika pendinginan konveksi alam menggunakan paket program NA TCON, insersi reaktivitas menggunakan POKDYN dan dengan mempertimbangkan batas kondisi operasi RSG-GAS. Hasil analisis termohidrolika menunjukkan bahwa RSGGAS dapat dioperasikan hingga mencapai daya 757,74 KW tanpa mengoperasikan pendingin primer, dimana pengoperasian dibatasi hingga 300 KW. Hasil analisis keselamatan pada insersi reaktivitas pa~a daya awal 1 watt dengan daya maksimum 300 KW tercapai pada detik ke 29, pada saat itu reaktivitas teras 0,1403 $/detik dengan perioda sebesar 0,45 detik. Apabila dibandingkan dengan batas alarm maupun batas proteksi reaktor maka dapat dibuktikan bahwa penyisipan reaktivitas pada daya rendah ini tidak menunjukkan terlampauinya batas proteksi Kata kunci : konveksi alam, NATCON, POKDYN, batas operasi
ABSTRACT SAFETY ANALYSIS OF THE NATURAL CONVECTION OPERATION MODE OF THE RSG-GAS REACTOR. For the purpose of core physics experiment, the RSG-GAS can be operated without primary coolant. The reactor operation safety using free convection mode has been analyzed. The purpose of analysis is to prove that the rector operation fulfill the safety margin and not pass the safety limit, as technically. The analysis was done by doing 3 safety aspects, namely, free convection thermalhydraulic analysis using NATCON, POKDYN and consider to the RSG-GAS limiting condition operation (LCO). The result of analysis showed that the RSG-GAS could be operated until 757.74 KW without primary coolant. Whereas the limit power is 300 KW. The safety analysis by doing reactivity insertion at power level of 1 W, the reactor will reach the maximum power of 300 KW at 29 second and that time the core reactivity is 0.1403 $/s and period is about 0.45 second. If it is compared to alarm limit and reactor protection limit, so it can be proved that reactivity insertion at low power level showed that not passed the reactor protection limit. Keywords: Free convection, NATCON, POKDYN, operation limit.
307
Seminar Tahunan Pengawasan Pcmanfaatan Tenaga Nuklir • Jakarta, II Dcsember 2003
ISSN 1693 - 7902
PENDAHULUAN Sesuai dengan Laporan Analisis Keselamatan
(LAK) RSG-GAS,
terdapat 4
(empat) moda pengoperasian reaktor. Salah satu diantaranya adalah Moda operasi 2, moda ini digunakan pada start-up dan operasi daya rendah, dimana reaktor dioperasikan pada ~ 1% dari daya nominal (300KW), term asuk kondisi kritis dan subkritis. Pada eksperimen Fisika Teras seperti kalibrasi batang kendali diperlukan moda pendinginan konveksi alam agar diperoleh kondisi yang diinginkan yaitu tidak adanya umpan
balik reaktivitas
suhu.
Demikian
pula pada pengukuran
fluks neutron
menggunakan keping (jail) atau kawat (wire), dipersyaratkan tidak diijinkan adanya aliran agar keping atau kawat tidak hanyut terbawa aliran pendingin.
Untuk itu
diperlukan jaminan keselamatan yang diperoleh dari serangkaian analisis perhitungan yang perlu dimasukkan ke dalam Laporan Analisis Keselamatan RSG-GAS.
Analisis
keselamatan penerapan Moda pendinginan konveksi alam (moda 2) terhadap operasi reaktor selain dilakukan dengan analisis perhitungan juga dengan memperhitungkan batasan pengoperasian reaktor. Sebelum melakukan analisis, terlebih dahulu perlu ditentukan jenis kecelakaan yang mungkin dapat terjadi pada Moda operasi ini. Kondisi kritis yang dapat memicu terjadinya kecelakaan antara lain adalah: 1. Terjadinya onset of nucleate boiling 2. Kenaikan daya reaktor akibat insersi reaktivitas pada daya rendah 3. Perioda reaktor karena kenaikan daya yang cepat. Ruang lingkup analisis dibatasi terhadap karakteristika
termohidrolika
elemen
bakar dan pendingin, dinamika reaktor akibat insersi reaktivitas dan batasan spesifikasi teknis dari pengoperasian reaktor.
Analisis termohidrolika dilakukan terhadap Moda
pendinginan konveksi alam pada kondisi tunak (steady state) menggunakan program perhitungan
NA TCON, yaitu perhitungan
perpindahan
panas pada elemen bakar
berbentuk pelat dengan moda pendinginan konveksi alamo Sedangkan dinamika reaktor tanpa pendingin pada kondisi transien dilakukan dengan paket perhitungan POKDYN, yaitu perhitungan dinamika reaktor akibat insersi reaktivitas menggunakan teori point kinetik.
Seluruh data perhitungan menggunakan
tingkat muat 2,96 g U/cc.
308
data bahan bakar silisida dengan
Seminar Tahunan Pengawasan
ISSN 1693 -7902
Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Desclllbcr 2003
TEOR! Program Perhitungan NATCON dan Fenomena Pendinginan Konveksi Alam Program perhitungan NA TCON dikembangkan untuk menganalisis termohidrolik dalam keadaan tunak dari EB jenis pelat pada reaktor riset yang didinginkan seeara konveksi alam(l). Batas maksimum pengoperasian daya reaktor pada sistem pendinginan konveksi alam adalah suhu terjadinya awal pendidihan inti (ONB=Onset of Nucleate Boiling).
Program tersebut antara lain akan menghitung gaya apung, gaya gesek,
keeepatan pendingin, koefisien perpindahan panas, suhu kelongsong, suhu bahan bakar dan suhu dinding dimana terjadi awal pendidihan inti berdasarkan korelasi BerglesRohsenow.
Air pendingin mengalir mengambil panas yang dibangkitkan oleh bahan
bakar dengan arah aliran dari bawah ke atas karena adanya perbedaan rapat massa dalam air pendingin.
Gaya apung yang dihasilkan
diimbangi
dalam arah yang
berlawanan oleh gaya gesek yang dihasilkan dari aliran air pendingin yang mempunyai densitas tertentu.
Gaya apung dan gaya gesek terse but ditunjukkan oleh persamaan (1)
dan (2) di bawah ini.
(1) dengan: Pc
==
rapat massa rerata dari kolom air yang terpanasi, dirumuskan sebagai: Pc
I =
Lc
-
fpc(x) Lc 0
(2)
dx
PAMB
==
rapat massa dari pendingin dalam tangki reaktor,
Ac
==
luas tampang lintang kanal pendingin,
Lc
==
panjang kolom air yang terpanasi dari kanal pending in, leml.
Jg/cm31;
Icm21;
Gaya apung menyebabkan suatu aliran yang dihambat oleh gaya gesekan yang menghasilkan suatu penurunan tekanan. Keeepatan dari aliran akan mencapai suatu harga tertentu yang disebut keeepatan terminal di mana gaya apung tepat setimbang atau diimbangi oleh gaya gesek. Gaya gesek ini dapat dinyatakan sebagai : FF
(3)
309
ISSN 1693 - 7902
Scminar Tahunan Pcngawasan Pcmanfaatall Tcnaga Nuklir - Jakarta. II Dcscmbcr 2003
dengan: p
== == == ==
keeepatan aliran di inlet, lemldetikl; pereepatan gravitasi, lemldet21; d.h.i. diambil harga g = Ig/em31; 9,80665 rapat massa dari pendingin di lokasi yang ditunjukkan, tinggi garis faktortengah kenaikan gesekan; ataudari diameter noda dalam hidrolik kanal dari pendingin, kanal pendingin, leml; leml. m1det2;
vDH fg6zi
Fluks panas yang terjadi pada awal pendidihan inti dinyatakan dengan persamaan (4) dari korelasi Bergles- Rohsenov (4) di mana fluks panas (q/A) dinyatakan dalam Btu/(jam·ft2), tekanan p dinyatakan dalam lbrfem2 abs. (mutlak), dan suhu T dinyatakan dalam of.
Fenomena awal
terjadinya pendidihan inti ditunjukkan oleh Gambar 1(2). Pendidihan titik telah terjadi pada saat ONB, apabila pad a saat itu fluks panas ditambah, maka akan terjadi fraksi void di dalam kanal pendingin dimana hal ini dapat memieu terjadinya instabilitas aliran.
=>
~ N
106 105 ~~ 0.2l04
r::: ::r: ()E ..<:
108
><
J07 !03 J02
10
100
Excess temperature
T••.- Tsal' (QC)
Gambar 1. Profil aliran sebagai fungsi fluks panas
310
1000
Seminar Tahunan Pengawasan
Pemanfaatan
ISSN 1693 - 7902
Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Oesember 2003
Insersi Reaktivitas Menggunakan Program POKDYN Program POKDYN ditulis dalam bahasa FORTRAN
yang terdiri dari Main
Program, Subrutin POKS, Subrutin POKIN, dan Function REAC yang menggunakan persamaan kinetika titik untuk menyelesaikan perhitungan kondisi transien dari segi neutronik dan kecelakaan karena penyisipan reaktivitas(3). Persamaan kinetika titik yang digunakan ditunjukkan dalam persamaan(5)
~
=[P(t~-fJ]P(t)+*AjCj
+Sp
(5)
dengan : P
= daya reaktor
j3
= fraksi neutron kasip
A = fraksi neutron kasip kelompok ke -j
q = parameter
proporsional untuk konsentrasi prekursor neutron kasip
= kuat sumber neutron
Sp
~ = konstanta peluruhan konsentrasi prekursor neutron kasip kelompok ke j A = waktu generasi neutron serempak Peks=
reaktivitas eksternal yang disebabkan oleh pergerakan batang kendali
Ptb
= reaktivitas umpan balik
Ptot
= reaktivitas transien total Reaktivitas awal daya transien menyinggung respon sistem reaktor nuklir dalam
perubahan Peks(t) pada berbagai tingkat daya. Efek lain yang menyebabkan perubahan reaktivitas adalah karena adanya perubahan daya. Batas Operasi Pada pengoperasian
reaktor menggunakan
moda pendinginan
diberlakukan batas kondisi operasi sebagai berikut (4) : 1. Daya maksimum sebesar 1% dari daya nominal atau 300 KW. 2. Alarm karena perioda, 10 detik, batas scram, 15 detik. 3. Bridging untuk kenaikan daya di atas 300 KW.
311
konveksi alam
ISSN 1693 - 7902
Seminar Tahunan Pengawasan Pcmant'aatan Tenaga Nuklir • Jakarta, 11 Desember 2003
TAT A KERJAIPEMODELAN 1. Perhitungan
termohidrolika
RSG-GAS
dengan moda pendinginan
konveksi
alamo Pendinginan konveksi alam pada kondisi tun~k dilakukan dengan menggunakan program NA TCON. Perhitungan dilakukan untuk elemen bakar silisida dengan tingkat muat 2,96 g Dice. Parameter termohidrolika dan daya reaktor maksimum dengan batasan terjadinya awal pendidihan inti dilakukan dengan menggunakan opsi perhitungan
daya otomatis.
Daya maksimum
yang' merupakan
batas
keselamatan pengoperasian reaktor tercapai, apabila mulai terjadi ONB. 2. Perhitungan insersi reaktivitas Perhitungan ini menyimulasikan keadaan terjadinya kecelakaan reaktivitas pada saat
pengoperasian
reaktor
dengan
moda
pendinginan
konveksi
alamo
Kecelakaan dimodelkan dengan memberikan reaktivitas positif akibat penarikan batang kendali, dengan memperhitungkan waktu tunda (delay time) antara sinyal dan jatuhnya batang kendali sebesar 0,5 detik. HASIL DAN PEMBAHASAN Analisis Pcndinginan Konvcksi Alam Hasil perhitungan parameter termohidrolik
pada sistem pendinginan
konveksi
alam pad a beberapa tingkat daya, dengan bahan bakar oksida dan silisida dirangkum dalam Tabel 1. Seperti telah dijelaskan di atas, batas keselamatan daya pada moda pendinginan
konveksi alam dilakukan dengan menggunakan
opsi perhitungan
daya
otomatis, dimana daya maksimum yang diijinkan dari analisis perhitungan ini adalah tercapainya suhu awal pendidihan inti (JONB=Onset of Nucleate Boiling). dimulai dari pembangkitan
daya sebesar 10 KW tanpa mengoperasikan
Perhitungan pendingin
primer dan sekunder, kemudian diikuti dengan kenaikan pembangkitan daya setiap 100 KW hingga mencapai daya maksimum.
Terjadinya aliran pendingin yang bergerak dari
bawah ke atas murni berasal dari beda densitas yang disebabkan karena beda suhu pendingin yang menerima panas dari elemen bakar. Kecepatan alir air pendingin terjadi apabila gaya apung
(FB)
dapat mengatasi atau lebih besar dibanding gaya gesek (FF)'
312
Seminar Tahunan Pengawasan
ISSN 1693 - 7902
Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Oesember 2003
Gaya yang mengakibatkan bergeraknya air pendingin ini akan naik secara linier sesuai dengan daya yang dibangkitkan (lihat Tabel 1). Tabel
1. HasH Perhitungan Parameter Termohidrolilm Pada Moda Pendinginan Konveksi alam 300 KW silisida 0,8993 45,2117 0,0073 40,32 5,419 85,26 85,33 44,5 67,4 53,69
silisida 89,74 0,0154 757,74 85,9 73,8156 9,059 0,00 KW 126,38 44,5 2,2713 126,57
Daya Reaktor
Daya maksimum dicapai ketika ~ TONB=
ODC,
daya reaktor maksimum yang
diijinkan pada sistem pendinginan konveksi alam adalah sebesar 757,74 KW, dengan kecepatan pendingin sebesar 9,059 cm/detik (5,6). Terjadinya perubahan kemampuan pembangkitan
daya reaktor pada sistem pendinginan konveksi alam ini diperkirakan
berasal dari perubahan konduktivitas bahan bakar silisida. Kecepatan maksimum aliran pendingin di dalam EB sebesar 9,059 cm/detik ini berasal dari beda densitas pendingin dari nodal aksial bawah hingga nodal berikut di atasnya,
besar bilangan
Re adalah antara 741,6 hingga
1312,0. Sehingga dapat
dikatakan bahwa pada sistem pendinginan konveksi alam, pengambilan panas yang dibangkitkan teras RSG- GAS masih terjadi secara aliran laminar. Akibat dari tidak adanya pengambilan panas secara paksa maka suhu kelongsong mendekati suhu bahan bakar. pengambilan
Suhu yang hampir sarna ini menunjukkan kemampuan
panas yang lebih lambat pada sistem pendinginan
dibanding sistem pendinginan konveksi paksa. dikatakan suhu terakumulasi
konveksi
alam
Akibat kelambatan ini maka dapat
pada kelongsong dan selanjutnya akan menyebabkan
313
ISSN 1693 - 7902
Scminar Tahllnan I'cngawasan I'cmanfaatan Tcnaga NlIklir - Jakarta. 11 Dcscmhcr 2003
tercapainya suhu awal pendidihan inti. Suhu maksimum kelongsong dan bahan bakar berkisar antara 126,35°C hingga 127,33°C. Tingkat pengoperasian daya reaktor pada moda pendinginan konveksi alam ini mencapai 757,74 KW tidak mengubah marjin pengoperasian daya reaktor pada sistem pendinginan konveksi alam karena adanya pembatasan daya sebesar 1% dari daya nominal atau sebesar 300 kW. Hasil analisis keselamatan menunjukkan bahwa RSGGAS mampu dioperasikan di atas batas kondisi operasi yang ditentukan. sepanjang
Profil suhu
elemen bakar daya 757,74 KW pada kondisi tunak dapat dilihat pada
Gambar 1.
50000
160
N 45000 1----E 40000
. 120
140
~ -; ~ ~
35000 30000 25000 20000 IJI 15000 "5 10000 U. 5000 o
'·100
U o
·80
-;
60
~
~ en
40 ·20 o o
15
30
45
60
Jarak Aksial (em) -
Fluks pns. Silisida
-+- Tkelongsong
-t-
Tpendingin silisida
--
silisida
Tbahan bakar silisida
Gambar 2. Karakteristika Termohidrolika Elemen Bakar RSG-GAS Kondisi Tunak Pada Moda pendinginan konveksi alam
Analisis Kcselamatan Akibat Penyisipan Reaktivitas Untuk menganalisis kecelakan reaktivitas teras RSG-GAS berdasarkan
insersi
reaktivitas, dilakukan skenario kecelakaan dengan mengangkat semua batang kendali reaktor secara simultan. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan paket program komputer.
Program yang digunakan dalam analisis ini adalah program perhitungan
POKDYN.
Dalam perhitungan ini akan dianalisis karakteristik teras RSG-GAS akibat
perubahan daya karena penyisipan reaktivitas, tanpa memperhitungkan reaktivitas bahan bakar dan moderator (7,8).
314
umpan balik
Perhitungan dilakukan secara transien,
Seminar Tahunan Pengawasan
ISSN 1693 - 7902
Pemanfaatan Tcnaga Nuklir - Jakarta. II Dcscmhcr 2003
daya sejak keadaan setimbang hingga terjadinya keadaan transien akibat gangguan reaktivitas
diamati
sebagai fungsi waktu.
perubahan
daya terhadap
Dalam perhitungan
waktu hingga mencapai
ini dapat diamati
daya maksimum
dan reaktor
terpancung. Analisis dilakukan dengan memodelkan terjadinya kecelakaan reaktivitas sebesar 0,0273$/detik
akibat penarikan batang kendali pada daya rendah yaitu 1 watt, waktu
tunda antara sinyal dan trip adalah 0,5 detik. Dalam perhitungan ini dianggap tidak ada aliran pendingin dan simulasi dilakukan pada trip daya 300 KW. Hasil analisis keselamatan pada insersi reaktivitas pada daya awal 1 watt dengan daya maksimum 300 KW, tercapai pada detik ke 29, pada saat itu reaktivitas teras mencapai 0,00098224 i1k/k atau 0,1403 $/detik. alarm maupun
batas proteksi
reaktor
Apabila dibandingkan dengan batas
maka dapat dibuktikan
bahwa
penyisipan
reaktivitas pada daya rendah ini tidak menunjukkan terlampauinya batas proteksi. Aspck Kesclamatan Opcrasi Pengoperasian berbagai
moda
pengoperasian
suatu sistem
memiliki
reaktor
prosedur
reaktor, pengoperasian
maupun
pengoperasian
pengoperasian masing-masing.
moda pendinginan
konveksi
reaktor Dari
dengan aspek
alam ini harus
dilakukan dengan batasan dan prosedur pendinginan konveksi alam dimana pompa pendingin primer tidak dioperasikan, yaitu reaktor dioperasikan dengan daya maksimum sebesar 1% dari daya nominal atau 300 KW.
Tingkat pengoperasian daya ini jauh
dibawah kemampuan hasil analisis keselamatan.
Pada daya 300 KW, suhu kelongsong
dan bahan bakar hampir sarna yaitu sebesar ± 85°C, sedangkan suhu pending in adalah 53,7°C. Suhu ini beradajauh di bawah suhu awal pendidihan inti. Alarm karena perioda (perub1han fluks neutron sebagai fungsi waktu) sebesar 10 detik akan membatasi penarikan batang kendali, tanpa sengaja. Sedangkan batas scram adalah 15 detik. Human error pada pengoperasian reaktor moda pendinginan konveksi alam, diantisipasi dengan mengunci penaikan level daya yang lebih tinggi (Bridging), untuk kenaikan daya di atas 300 KW.
315
Seminar Tahullan Pengawasan PemallfaatanTenagaNuklir-Jakarta.11
ISSN 1693 - 7902
Oesember 2003
KESIMPULAN Dari analisis keselamatan
di atas dapat disimpulkan
bahwa penerapan moda
pendinginan konveksi alam tanpa mengoperasikan pompa pendingin primer pada daya maksimum
300 KW kondisi steady state tidak mencapai
Pendidihan inti baru terjadi pada daya 757,74 KW.
suhu pendidihan
inti.
Kenaikan kemampuan tingkat
pengoperasian daya reaktor ini tidak mengubah marjin pengoperasian daya reaktor pada sistem pendinginan konveksi alam karena adanya pembatasan daya sebesar 1% dari daya nominal atau sebesar 300 kW. Sedangkan dari hasil analisis kecelakaan reaktivitas teras RSG-GAS berbahan bakar silisida dengan tingkat muat 2,96 g U/cc dengan menggunakan program POKDYN dapat disimpulkan bahwa insersi reaktivitas pada saat start-up dengan qaya awal 1 W marjin keselamatan pada model kecelakaan tersebut masih mencukupi. Secara keseluruhan konveksi alam
dapat dinyatakan
bahwa penggunaan
moda pendinginan
terhadap operasi reaktor RSG-GAS berbahan bakar silisida RSG-GAS
dengan tingkat muat 2,96 gU/cc tidak melampaui batas keselamatan. DAFT AR PUS}' AKA 1.
R. S. SMITH dan W. L. WOODRUFF, A Computer Code, NATCON, for The Analyses of Steady-State Research
Reactors
Thermal-Hydraulics
Cooled
by Natural
and Safety Margins in Plat-Type Convection,
ANL/RERTR/TM-12,
Argonne National Laboratory, 9700 South Cass Avenue, Argonne, Illinois, 1988. 2.
M.M. EL- WAKIL, Nuclear Heat Transport, The American Nuclear Society La Grange Park, Illinois.
3.
OM PAL SINGH,et.al., POKDYN: A Point Dynamics Code with Reactivity Feed Back Through Dynamics Power Coefficient of Reactivity, Project: IAEA-PPTN, No. INS 104 1018/3,1987.
4.
BATAN, Safety Analysis Report of the Indonesian Multipurpose
Reactor GA-
Siwabessy, Rev.8, Maret 1999. 5.
ENDIAH PUJI HASTUTI and MASANORI KAMINAGA
Thermal Hydraulic
Transient Accident Analysis of The RSG-GAS Silicide Core Design by Using EUREKA-2/RR Code, JAERI-Report, 1998
316
Seminar Tahunan Pengawasan
6.
Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Dcscmbcr 2003
ISSN 1693 - 7902
ENDIAH PUJI HASTUTI, SURIAN PINEM, Pengkajian Keselamatan Konversi Teras Rsg-Gas
Menggunakan
Bahan Bakar Silisida Densitas
2,96 G Vice,
Laporan PK Silisida, P2TRR-BATAN, 2002 7.
TUKlRAN.S.,
Analisis
lnsersi Reaktivitas
Teras RSG-GAS
Berbahan
Bakar
Silisida, Prosiding Seminar Keselamatan PLTN dan Fasilitas Nuklir, Bandung 1415 November 2001. 8.
SURIAN PINEM, TAGOR MALEM SEMBIRING, Analisis Sensitivitas Ekskursi Daya Reaktor RSG-GAS Akibat Insersi Reaktivitas,
Prosiding
Seminar ke-7
Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir, Bandung 19 Februari 2002.
DISKUSI Pertanyaan (A.R. Antariksawan, P2TKN - BATAN) 1. Disebutkan suhu awal pendidihan inti tercapai pada daya 757,54 Kw. Apakah ini berarti dikalikan dulu temperatur pendidihan
inti, kemudian
daya divariasikan
hingga menemukan temperatur tersebut? 2. Tabel 1 tertulis TONB, °c menurut saya harus diubah untuk menunJukan bahwa yang maksud selisih terhadap TONB (misalnya : 3. Apakah natural cireulationflaf
!::::..
TONB)
(NCF) sudah dimodelkan? Perlu diingat bahwa efek
hidranlah NCF akan disignifikan? Jawaban (Endiah Puji Astuti, P2TRR - BATAN) I. Daya tersebut dicapai ketika 2. Benar, seharusnya
!::::..
!::::..
TONB mencapai 0 °c.
TONB.
3. Program NA TCON tidak memodelkan NCF, analisis hanya dilakukan pada kanal tunggal.
317
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, II Desember 2003
ISSN 1693 - 7902
Pertanyaan (Azizul Khakim, PKRe - BAP ETEN) 1. TONB < T pendingin sudah terjadi ONE. 2. 0,1403 $/detik, laju penyisipan reaktivitas? 3. Mana profil parameter teras saat transien RIA? Jawaban (Endiah Puji Astuti, P2TRR - BATAN) 1. Yang dimaksud adalah 6. TONB. 2. 0,1403 $/detik adalah reaktifitas teras reaktor akibat penarikan batang kendali pada daya 300 kw. 3. Program POKDYN hanya menghitung dinamika teras reaktor sebagai reaktifitas, program ini tidak dikopel dengan leokohidralika dengan profil terse but tidak ada.
318
