MOD3.2 UNTUK SIMULASI BEAM TUBE RUPTURE RSG-GAS Andi Sofrany Ekariansyah, Susyadi, Sukmanto Dibyo *)

JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR-TRI DASA MEGA, Vol. 8, No. 3, Oktober, 2006 : Hal 114 - 125

APLIKASI PROGRAM RELAP5/MOD3.2 UNTUK SIMULASI BEAM TUBE RUPTURE RSG-GAS Andi Sofrany Ekariansyah, Susyadi, Sukmanto Dibyo*) ABSTRAK APLIKASI PROGRAM RELAP5/MOD3.2 UNTUK SIMULASI BEAM TUBE RUPTURE RSG-GAS. Telah dilakukan simulasi kecelakaan beam tube rupture pada reaktor RSG-GAS dengan menggunakan program RELAP5/Mod3.2. Diasumsikan bahwa beam tube di dalam tangki reaktor mengalami kebocoran sehingga air tangki reaktor berkurang yang ditandai dengan turunnya level air. Untuk itu dilakukan modifikasi pemodelan reaktor RSG-GAS yang telah ada terutama untuk mengakomodasi kejadian bocornya air tangki melalui beam tube. Pada intinya, kebocoran melalui beam tube dimodelkan oleh katup trip yang akan membuka dan mengalirkan air tangki ke suatu volume tertentu diluar tangki. Direncanakan, kejadian yang ingin disimulasikan adalah penurunan level air tangki reaktor sampai lokasi kebocoran dengan jarak keseluruhan sekitar 11 m serta aspek-aspek termohidraulika lainnya. Pada simulasi yang dilakukan menggunakan RELAP5/Mod3.2, waktu perhitungan memakan waktu sampai 45000 detik dimana hasil simulasi menunjukkan bahwa penurunan level air disertai penurunan tekanan dan fluktuasi temperatur. Pada akhir perhitungan, simulasi terhenti pada level air 6 m di atas posisi kebocoran sedangkan temperatur bahan bakar mengalami fluktuasi di kisaran 65oC dan temperatur pendingin pada kisaran 50oC. Diperkirakan bahwa RELAP5/Mod3.2 tidak dapat mensimulasikan perubahan termohidraulika pada kondisi tekanan rendah atau perlunya pengembangan model lebih lanjut. ABSTRACT APPLICATION OF RELAP5/MOD3.2 CODE TO SIMULATE THE RSG-GAS BEAM TUBE RUPTURE. Simulation of beam tube rupture accident on RSG-GAS reactor using RELAP5/Mod3.2 code has been performed. It is assumed that the beam tube inside the reactor tank has leakage causing a decrease of water, which can be seen on drop of water level. For that purpose, a modification on a existing model of RSGGAS reactor need to be made particularly to accommodate the event of water leakage through the beam tube. Basically, the leakage through the beam tube is modeled by a trip valve, which opens to let the water flow into a certain volume outside the reactor tank. It is planned, that the simulated event are the drop of water level inside the reactor tank up to the position of the leakage with a overall distance of around 11 m and other thermohydraulic aspects. The simulation using the RELAP5/Mod3.2 code shows that it takes 45000 sec calculation time, where the drop of water level is also followed by pressure drop and temperature fluctuation. At the end of calculation time, the simulation is stopped at water level of 6 m above the leakage position with a fluctuation of fuel temperature around 65oC and cooling temperature around 50oC. It is assumed that the RELAP5/Mod3.2 code is failed to simulate the thermohydraulic changes on low pressure condition during the event or any model development might be considered. 114

APLIKASI PROGRAM RELAP5/MOD3.2 …. (Andi Sofrany Ekariansyah, Susyadi, Sukmanto Dibyo )

Kata kunci: beam tube rupture, RELAP5/Mod3.2 *) Peneliti PTRKN BATAN

PENDAHULUAN Paket program RELAP5/Mod3.2 dirancang untuk memprediksi perilaku sistem reaktor dalam kondisi normal dan kecelakaan. Paket ini dikembangkan oleh Idaho National Engineering Laboratory (INEL) di bawah lisensi U.S. Nuclear Regulatory Commision. Paket program ini dapat digunakan untuk analisis berbagai kondisi kecelakaan pada rentang yang sangat luas dan telah divalidasi terhadap berbagai data eksperimen dan data instalasi termasuk TMI-2. Untuk reaktor riset, validasi model yang dibuat untuk RELAP5/Mod3.2 masih sangat terbatas oleh karena itu upaya mendapatkan model untuk analisis berbagai kondisi transien sangatlah diharapkan. Hal yang terpenting dalam rangka mengoptimalkan penggunaan paket program RELAP5/Mod3.2 adalah memodelkan dan menyimulasikan kondisi termohidrolika sistem. Dalam hal ini yang perlu diperhatikan adalah kondisi tekanan sistem pada reaktor daya yang lebih tinggi daripada di reaktor riset. Karena itu keberlakuan perhitungan sifat termohidrolika fluida (pendingin air) pada tekanan rendah yang terdapat pada reaktor riset perlu divalidasi[1]. Aplikasi RELAP5/Mod3.2 diharapkan dapat melakukan investigasi fenomena termohidrolika reaktor riset RSG-GAS untuk berbagai kejadian transien. Analisis kecelakaan transien LOFA dan loss of heat-sink untuk RSG-GAS telah dilakukan[2]. Kejadian transien lainnya yang juga dikategorikan sebagai kecelakaan dasar desain RSG-GAS adalah kecelakaan LOCA. Salah satu jenis kecelakaan LOCA tersebut adalah beam tube rupture. Oleh karena analisis kecelakaan beam tube rupture ini belum pernah dilakukan maka dipilih untuk disimulasikan dengan menggunakan RELAP5/Mod3.2 Dalam simulasi tersebut yang terpenting terutama mengetahui aspekaspek keselamatan terkait dengan fenomena fisis pendingin primer RSG-GAS akibat perubahan tekanan. Modifikasi pemodelan reaktor yang sudah ada maupun pembuatan model baru perlu dikaji untuk mengakomodasi sekuensi kecelakaan beam tube rupture termasuk mengkaji sejauh mana korelasi-korelasi yang ada mampu menghitung karakteristika sifat-sifat fluida sistem. Diperkirakan bahwa dalam kecelakaan beam tube rupture akan terjadi perubahan termohidraulika pada tekanan rendah, yang dalam hal ini dapat mengurangi tingkat akurasi perhitungan. Simulasi beam tube rupture ini juga untuk mendukung kegiatan kontrak-riset IAEA-CRP tentang analisis RSG-GAS berdasarkan kecelakaan yang dipostulasikan (Analysis of Some Postulated Accidents). Dari uraian di atas, tujuan makalah ini adalah aplikasi paket program RELAP5/Mod3.2 untuk menginvestigasi fenomena termohidrolika reaktor riset RSG-GAS pada kejadian kecelakaan beam tube rupture.

115


DESKRIPSI RELAP5/Mod3.2[3] RELAP5/Mod3.2 merupakan paket program komputer yang dapat digunakan untuk melakukan simulasi steady-state maupun transien pada suatu sistem termal dan hidrodinamika reaktor nuklir berpendingin air. Program ini dikembangkan dari model node dan junction multi-dimensional untuk menghitung keseluruhan perilaku termohidrolika sistem pendingin. Model-model yang digunakan merupakan model hidrodinamika non-equilibrium dan non-homogeneus sistem fluida dua fasa termasuk perpindahan gas-gas tak terkondensasi, perpindahan panas konvektif dan radiatif, konduksi panas satu dimensi pada struktur sistem, kinetika reaktor titik, sistem kontrol dan trip logic. Komponen sistem khusus lainnya seperti katup dan pompa juga dimodelkan sehingga watak yang komplek pada kondisi termohidrolika satu maupun dua fasa dapat dideskripsikan. Komponen hidrodinamika dapat memodelkan single volumes, time-dependent volumes, pipa, anulus, separator, percabangan, akumulator maupun pompa. Setiap model hidrodinamika saling terhubung dengan model junction baik berupa timedependent juction, single/multiple-junction, atau katup. Komponen-komponen tersebut senantiasa memiliki korelasi persamaan satu dimensi untuk fluida tunggal maupun aliran dua fasa yaitu campuran air - uap air dimana menggunakan persamaan dasar yang terdiri dari persamaan kekekalan massa, momentum dan energi. Struktur panas (heat structure), terdapat pada komponen pembangkit panas maupun pada bagian dimana terjadi perpindahan panas yang dihubungkan dengan komponen hidrodinamika. Struktur panas dapat mewakili struktur yang melingkupi suatu kanal aliran dan pada suatu reaktor tertentu dapat digunakan untuk memodelkan dinding bejana reaktor, batang bahan bakar, dan U-tubes dari pembangkit uap. Data kinetika reaktor pada RELAP5 digunakan untuk mewakili perilaku daya reaktor berdasarkan pendekatan kinetika titik. Sebagai informasi tambahan, secara umum RELAP5/Mod3.2 telah banyak diaplikasikan untuk reaktor riset. Terdapat beberapa fitur-fitur yang penting untuk digunakan dalam analisis reaktor riset antara lain untuk mengakomodasi transien pada tekanan rendah dan adanya gas-gas tak terkondensasi[4]. Namun saat ini kegiatan validasi program RELAP5 beserta turunannya masih terus dilakukan terutama aplikasinya pada reaktor riset. Belum ada referensi yang berkaitan dengan transien tekanan rendah pada reaktor riset sejauh seperti yang akan disajikan pada makalah ini, sehingga hasil-hasilnya diharapkan dapat memberikan kontribusi pada proses validasi tersebut. DESKRIPSI REAKTOR RSG-GAS Deskripsi Umum Reaktor RSG-GAS adalah reaktor riset jenis MTR (Material Testing Reactor) pertama di dunia yang dioperasikan langsung dengan bahan bakar pengkayaan uranium rendah atau LEU (Low Enriched Uranium). Reaktor RSG-GAS dirancang dengan kolam terbuka untuk menghasilkan panas maksimum sebesar 30 MW. Teras reaktor dimoderasi dan didinginkan oleh air ringan secara konveksi paksa dengan arah aliran pendingin ke bawah. Komponen-komponen teras disusun dalam kisikisi dimana didalamnya diletakkkan elemen bakar standar (EB), elemen bakar kendali 116


(EK), elemen berilium, dan tempat iradiasi. Tabel 1 menunjukkan data desain terpenting reaktor RSG-GAS. Pengoperasian reaktor dengan tingkat daya nominal 30 MW, sistem pendingin dioperasikan pada daya penuh. Air pendingin primer dengan tekanan absolut 1,977 bar dipompakan ke dalam teras reaktor dengan debit ± 3100 m3/jam. Tabel 1. Data Desain Utama Reaktor RSG-GAS[5] Tipe reaktor kolam terbuka Sistem pendingin konveksi paksa aliran atas ke bawah Moderator / pendingin H2O Reflektor Be & H2O Daya Nominal (MWth) 30 Material bahan bakar U3Si2-Al (konversi dari U3O8-Al) Tekanan masuk teras, bar 1,997 Laju alir total / minimum sistem primer, kg/s Temperatur masuk teras nominal, ºC 40,5 Temperatur rerata keluaran teras, ºC 50,5 Selain mengoperasikan reaktor dengan sistem pendinginan konveksi paksa, juga diperlukan sistem pendinginan konveksi bebas (free convection) untuk mengakomodasi eksperimen yang memerlukan pengoperasian reaktor pada tingkat daya yang relatif rendah. Dalam hal ini, aliran pendingin mengalir karena adanya beda rapat massa air pendingin akibat pemanasan air pendingin oleh bahan bakar. Deskripsi Kolam Reaktor dan Fasilitas Beam Tube Kolam reaktor berbentuk silinder terletak di tengah-tengah bangunan reaktor dengan elevasi –0,6 m sampai +13,5 m. Liner kolam reaktor berbentuk silinder dengan bawahan mangkok, sementara kolam penyimpanan bahan bakar berbentuk kotak dengan bawahan rata. Kedua kolam tersambung satu sama lain melalui jembatan pemisah yang selalu berada pada posisi tertutup selama operasi reaktor dan dilengkapi dengan dua inflatable seals. RSG-GAS memiliki enam beam tube, beam tube S-1 digunakan untuk memproduksi Iodine-125. Beam tube S-6 (tangential beam tube) dilengkapi dengan powder defractometer. Empat beam tube yang lain digunakan untuk riset magnetic alloys, polimer dan bahan nuklir dengan teknik neutron scattering dan difraksi neutron. Ujung beam tube berada pada beryllium block reflector dan lobang pintu beam tube ada pada ruangan experimental hall. Apabila enam beam tube di dalam reaktor tidak sedang digunakan, beam tubes terisi air demineral dan berperan sebagai perisai radiasi. Beam tube tersebut diproteksi secara individu terhadap tekanan berlebih dengan katup-katup keselamatan. Potensi kebocoran dari katup keselamatan dapat diarahkan ke tangki air limbah aktivitas tinggi. Posisi beam tube terletak sekitar hampir setengah dari tinggi teras aktif. Gambar skematik kolam reaktor dan fasilitas beam tube di dalamnya dapat dilihat pada Gambar 1.

117


Gambar 1. Penampang kolam reaktor dan fasilitas beam tube PEMODELAN DAN NODALISASI Pemodelan dan nodalisasi sistem reaktor RSG-GAS dibuat berdasarkan diagram skematik seperti terlihat pada Gambar 2. Pemodelan hanya dilakukan untuk sistem primer, sedangkan sistem sekunder diwakili oleh suatu sumber dingin tempat pembuangan panas akhir dengan karakteristika yang ditentukan. Model sistem primer sendiri dibagi menjadi beberapa bagian yaitu bagian tangki dan teras, bagian sistem perpipaan pendingin primer yang terdiri dari 2 untai dan 2 pompa primer, dan 2 bagian penukar panas. Sistem pendingin kolam (pool cooling system) tidak dimodelkan dalam hal ini. Gambar 3 menunjukkan nodalisasi pemipaan sistem primer termasuk penukar panasnya berdasarkan isometri sistem yang diambil dari acuan[6]. Pada gambar tersebut, nodalisasi tangki dan air teras reaktor masih belum dimodifikasi untuk simulasi kejadian beam tube rupture.

118


Gambar 2. Diagram skema RSG-GAS

P : Pipe B : Branch Sv: Single Volume Sj : Single Junction

Tv : Time dependent volume Tj : Time dependent junction Vlv : Valve

Gambar 3. Nodalisasi pemipaan primer dan tangki reaktor

119


Terlihat bahwa bagian sistem pemipaan primer dimodelkan dalam beberapa node, baik dalam bentuk pipe, branch, dan junction yang menghubungkan node-node tersebut. Pompa primer dan pompa sekunder dimodelkan sebagai time-dependent junction yang hanya mengatur laju alir pendingin dalam satuan waktu. Sumber dingin dan tempat pembuangan panas akhir sistem sekunder dimodelkan sebagai timedependent volume dengan beda temperatur 5oC dan tekanan atmosfir. Untuk memungkinkan simulasi kebocoran melalui beam tube maka dari nodalisasi yang ada, perlu dilakukan modifikasi model teras dan air tangki reaktor yang hasilnya dapat dilihat pada Gambar 4.

Gambar 4. Model teras dan tangki reaktor untuk simulasi beam tube rupture Model teras dibagi menjadi tiga daerah yaitu kanal bahan bakar dengan faktor daya tertinggi (P 290), kanal bahan bakar dengan faktor daya rerata (P 270), dan kanal yang mewakili reflektor berilium dan struktur internal bypass (P 210). Yang dimaksud kanal adalah daerah di sekitar elemen-elemen bahan bakar dengan faktor daya di atas yang dialiri air pendingin dan memperoleh panas dari elemen-elemen bahan bakar yang dikelilinginya. Bahan bakar sendiri dimodelkan sebagai struktur sumber panas yang secara radial dibagi menjadi daerah bahan bakar dan kelongsong. Selain itu, bahan bakar dibagi menjadi 11 volume secara aksial yang mewakili distribusi daya aksial. Air tangki reaktor dibagi menjadi beberapa nodes baik dalam bentuk single volume, pipe, branch, dan junction untuk memodelkan arah aliran air di dalam tangki. Tanda panah pada Gambar 4 di atas menunjukkan arah aliran air pendingin di dalam tangki pada kondisi konveksi paksa. Untuk menyimulasikan tekanan udara di atas 120


kolam reaktor digunakan node time-dependent volume (TV 110). Volume air pendingin sebelum masuk ke dalam teras merupakan daerah pencampuran sehingga dimodelkan secara cross-flow. Untuk menyimulasikan perubahan arah aliran pendingin masuk ke teras pada kondisi sirkulasi alam (free convection), digunakan komponen katup trip (VLV 471) yang mewakili model flap di bawah teras. Kebocoran melalui beam tube dimodelkan melalui satu katup trip (VLV 479) yang akan membuka untuk mengalirkan air bocoran ke satu volume penampung (TV 111). Kapasitas volume penampung disini ditetapkan sebesar mungkin, sehingga memungkinkan turunnya level air tangki reaktor sampai ke posisi kebocoran. Luas penampang katup trip mewakili total luas penampang bocoran melalui beam tube yang diasumsikan sebesar 0,00028 m2. Ketinggian katup trip sesuai dengan posisi beam tube yang sebenarnya yaitu 0,27 m diukur dari volume sejajar dengan bawah teras aktif (P 472) atau hampir di tengah-tengah tinggi teras aktif. Level air pendingin di dalam tangki diukur dari bawah teras aktif (P 472) sampai atas volume pencampuran air (P 480) adalah 11,367 m atau 12,017 m bila diukur dari bawah tangki reaktor (SV 468). SKENARIO KECELAKAAN BEAM TUBE RUPTURE Skenario kondisi steady-state maupun transien dalam input file model RELAP5 ditetapkan dalam bagian trip dan logical trip. Sebelum skenario kecelakaan beam tube rupture dimulai, perlu dilakukan perhitungan kondisi steady-state selama waktu tertentu agar perhitungan beberapa parameter operasi RSG-GAS mencapai konvergensi atau mencapai besaran konstan. Parameter-parameter operasi yang dijadikan acuan kondisi steady-state antara lain daya termal 30 MW, tekanan air pendingin di dalam tangki 1,89.105 Pa, laju alir primer 860 kg/detik, level air tangki 11,367 m, temperatur bahan bakar di kanal terpanas 128oC, dan temperatur fluida keluaran teras 56oC. Kondisi steady-state parameter-parameter operasi di atas dapat dicapai dalam waktu 2200 detik. Setelah waktu operasi steady-state 2200 detik terlampaui, dimulai inisiasi kebocoran melalui beam tube dengan mengasumsikan bahwa salah satu beam tube mengalami patah (rupture) sehingga air mengalir keluar tangki reaktor. Untuk menyimulasikan ini dibuka katup trip VLV 479. Kebocoran tersebut menyebabkan turunnya level air tangki reaktor dari nilai nominal 11,367 m sampai ke level 11,07 m sebagai reactor trip setpoint, dimana pada level tersebut terjadi scram reaktor dengan waktu tunda 0,5 detik. Ketika daya reaktor turun drastis, level air tangki masih terus turun sampai ke level 10,35 m sebagai pump trip set-point, dimana pada level tersebut terjadi trip pompa primer dan sekunder. Laju alir pendingin primer disimulasikan menurun sampai 0 kg/detik yang membutuhkan waktu 92 detik, sementara laju alir sekunder disimulasikan berhenti dalam waktu 1 detik. Ketika laju alir primer menurun sampai ke nilai 129 kg/detik sebagai natural circulation flap set-point yang dideteksi pada salah satu untai pendinginnya, katup trip VLV 471 terbuka untuk mensimulasikan terbukanya flap di bawah teras reaktor. Setelah sekuensi-sekuensi transien di atas, simulasi kebocoran yang dilihat dari penurunan level air tangki terus dilakukan sampai level air tangki mencapai lokasi kebocoran. Gambar 5 menampilkan diagram alir skenario kecelakaan beam tube rupture di atas.

121


Kondisi steady-state tercapai

Laju alir primer: 860 kg/detik

Laju alir primer: 129 kg/detik

Beam tube rupture (Katup 479 terbuka)

Level air: 11,367 m

Reactor trip set-point

Level air: 11,07 m

Pump trip set-point (Pompa primer + sekunder)

Level air: 10,35 m

Natural circulation Flap set-point (katup trip 471 terbuka)

Transien berlanjut

Penurunan Level Air

Gambar 5. Diagram alir skenario kecelakaan beam tube rupture HASIL DAN PEMBAHASAN Kondisi transien setelah kejadian beam tube rupture disajikan pada Gambar 6 dan Gambar 7. Waktu yang terdapat pada kedua gambar merupakan waktu riil kejadian transien. Aplikasi program yang dilakukan berusaha menyimulasikan penurunan air kolam reaktor melalui beam tube sampai pada posisi lokasi kebocoran sehingga mencapai kondisi core uncovery. Saat scram dimulai ketika level air mencapai 11,07 m, tampak bahwa level air tangki menurun secara linier yang diikuti dengan berkurangnya tekanan air. Pergeseran kurva tekanan pada detik ke 5000 disebabkan oleh perubahan temperatur yang terjadi pada teras reaktor sehingga tekanan naik sekitar 0.2x105 Pa, kenaikan ini dapat dilihat pada Gambar 7.

122


.

Gambar 6. Grafik penurunan level air dan tekanan reaktor setelah beam tube rupture Tetapi pada detik ke 45000 proses perhitungan terhenti setelah mengalami fluktuasi parameter temperatur pada detik ke 15000 seperti dapat dilihat pada Gambar 7. Ini merupakan proses analisis transien paling lama yang selama ini dilakukan dengan menggunakan RELAP5/Mod3.2. Gambar 7 juga menunjukkan bahwa transien penurunan daya akibat scram yang dipicu oleh penurunan level air ini disertai oleh fluktuasi temperatur bahan bakar maupun air pendingin. Fenomena ini dapat disebabkan oleh beberapa hal, misalnya adanya pengaruh faktor reaktifitas dan perubahan tekanan akibat turunnya level air kolam reaktor. Gambar 6 menunjukkan bahwa level air telah mencapai 6.0 m yang berarti level air turun sekitar 50%. Sementara itu kurva tekanan air turun sampai 1.5x105 Pa yang merupakan tekanan statis air dikolam reaktor.

Gambar 7. Grafik penurunan daya dan temperatur bahan bakar dan pendingin

123


Fluktuasi temperatur bahan bakar berlangsung pada kisaran 65oC sementara temperatur pendingin pada kisaran 50oC. Pada pengamatan ini dapat dikatakan bahwa parameter temperatur tersebut tampak stagnan meskipun berlangsung dalam kondisi yang berfluktuasi. Berdasarkan hasil perhitungan yang diperoleh, perlu dilakukan investigasi secara lebih dalam untuk memahami dan menjelaskan adanya kurva yang fluktuatif pada parameter temperatur. Beberapa penyebab dapat diasumsikan seperti ketidakmampuan RELAP5/Mod3.2 dalam menghitung perubahan aspek termohidraulika pada kondisi rendah atau perlunya pengembangan model dari yang telah ada untuk mengakomodasi perubahan termohidraulika akibat kejadian beam tube rupture. Diperkirakan dengan mengubah model dan memperkecil time-step perhitungan, hasil yang diperoleh mungkin berbeda namun hal tersebut memakan waktu running yang sangat lama karena berhubungan dengan kebocoran beam tube yang sangat kecil.

KESIMPULAN Simulasi kebocoran melalui beam tube reaktor RSG-GAS dengan menggunakan RELAP5/Mod3.2 telah berhasil dilakukan walaupun tidak berjalan sesuai yang direncanakan yaitu penurunan level air tangki sampai ke lokasi kebocoran. Penurunan level air tangki yang dapat dicapai hanya sampai posisi level air 6 m sehingga belum mencapai kondisi core uncovery. Ketidakstabilan perhitungan dapat dilihat dari adanya fluktuasi temperatur bahan bakar dan pendingin reaktor sebelum proses perhitungan terhenti pada detik ke 45000. Perubahan model yang ada dan memperkecil time stepnya kemungkinan dapat dilakukan akan tetapi memakan waktu proses simulasi yang sangat lama. Dengan demikian hasil yang dicapai masih terbuka untuk investigasi lebih lanjut dalam menyimulasi kecelakaan beam tube rupture ini.

UCAPAN TERIMA KASIH Terima kasih kepada semua pihak yang telah mendukung kegiatan ini termasuk dukungan data-data yang diperlukan sehingga penelitian ini dapat selesai dikerjakan.

124


DAFTAR PUSTAKA 1. HARI, S., HASSAN, Y. A. And TU, J., “Analysis of Transient Event Without Scram in a Research Reactor Using the RELAP5/Mod3.2 Computer Code”, Nuclear Technology, 130(3), pp. 269-309, June 2000. 2. SUKMANTO D, “ Simulasi Kegagalan Sistem pendingin sekunder Moda Satu Jalur RSG-GAS”, Jurnal Teknologi Reaktor TDM, Okt.2003. 3. RELAP5 Code Development Team, “RELAP5/MOD3. Code Manual“, User Guide and Input Requirements, NUREG/CR-5535-V2. Idaho National Engineering Laboratory, Washington DC 1995. 4. ALLISON, C., “Overview RELAP”, Material presented at Training Workshop on Thermal-Hydraulic Safety Analysis, P3TkN, Bandung, 29 Nov – 10 Des. 2004 5. BATAN, Safety Analysis Report, Multi Purpose Research Reactor GAS, Rev.8, 2001. 6. HUDI H, “Investigation on ATWS and Hypothetical Accidents for the Indonesian Multipurpose Research Reactor RSG-GAS”, Gajah Mada University Yogyakarta, 1996.

125

MOD3.2 UNTUK SIMULASI BEAM TUBE RUPTURE RSG-GAS Andi Sofrany Ekariansyah, Susyadi, Sukmanto Dibyo *)

Recommend Documents