SEMINAR NASIONAL SDM TEKNOLOGI NUKLIR VII YOGYAKARTA, 16 NOVEMBER 2011 ISSN 1978-0176
PEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL TERMOHIDROLIK SUBKANAL PENDINGIN REAKTOR LWR Muhammad Khoiri1 , Tri Wulan Tjiptono2, Adhi Prihastomo3 1.Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasional Jl. Babarsari P.O.Box 6101 YKBB Yogyakarta 55281 2. Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan, Badan Tenaga Nuklir Nasional, Yogyakarta 3. Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasional
ABSTRAK PEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL TERMOHIDROLIK SUBKANAL PENDINGIN REAKTOR LWR. Telah dibuat kode komputer (PresTHa-C) untuk analisa thermohidrolik awal pada bagian subkanal pendingin Reaktor Air Ringan. Perhitungan termohidrolik dilakukan secara bertahap dengan diskritisasi kanal aksial pendingin menjadi beberapa segmen dan menghitung persamaan kesetimbanangan energi sesuai profil daya pada segmen tersebut. Dalam model perhitungan ditentukan 3 kondisi perpindahan panas, yaitu one phase flow , subcooled nucleat boiling , dan bulk boiling two-phase flow. Perpindahan panas one phase flow menggunakan korelasi Dittus Boelter, sedangkan perpindahan bulk boiling two-phase flow dan subcooled nucleat boiling menggunakan korelasi Jens and Lottes. Kode komputer ini mampu memprediksi distribusi temperatur bahan bakar, kelongsong, dan pendingin , penurunan tekanan, kualitas uap, serta fraksi void sepanjang kanal pendingin. PresTha-C telah divalidasi dengan kode komputer THAL dan Kuljian pada reaktor Westinghouse PWR 150 MWe dan General Electric BWR 150 MWe. Validasi tersebut menghasilkan perbedaan hasil perhitungan cukup kecil. Namun perbedaan perhitungan penurunan tekanan masih cukup besar. Kata Kunci : kode komputer termohidrolik, Reaktor Air Ringan (LWR)
ABASTRACT CONSTRUCTING COMPUTER CODE FOR PRELIINARY THERMALHYDRAULICS ANALYSIS FOR LWR SUBCHANNEL. Have been constructed a computer code (PresTHa-C) for preliminary thermalhydraulics analysis for LWR subchannel. Thermalhydraulics calculation performed sequentially by discreetizing the axial coolant channel into several segments dan perform energy balance equation appropriate heat density generated at that segment. The program determine 3 convection heat transfer mechanism such as one phase flow, subcooled nucleat boiling, and bulk boiling two-phase flow. One phase flow heat transfer calculation use Dittus Boelter correlation. Subcooled nucleat boiling and bulk boiling twophase flow heat transfer calculation use Chen correlation. This computer code able to predict coolant, clad, and fuel temperature distribution , pressure drop, steam quality, and void fraction along coolant subchannel. PresTHa-C have been verified to other computer code THAL and Kuljian in case Westinghouse PWR 150 MWe and General Electric BWR 15 MWe type reactor. Validating of both programs resulting small difference. Nevertheless the pressure drop calculation result is much far differ than THAL and Kuljian. Keywords: thermalhydraulics computer code, Light Water Reactor (LWR)
1. PENDAHULUAN Perancangan awal (Preliminary Design) PLTN terutama bertujuan melakukan studi, analisis, dan simulasi awal terhadap sistem reaktor[1]. Ada 2 pertimbangan utama dalam perancangan teras reaktor nuklir, yaitu pertimbangan Neutronik dan Termohidrolik [2]. Pada penulisan ini akan dibuat Muhammad Khoiri dkk
577
kode komputer untuk perhitungan termohidrolik reaktor jenis LWR (Light Water Reactor), karena jenis reaktor daya inilah yang banyak digunakan untuk PLTN saat ini. LWR adalah reaktor nuklir termal yang menggunakan air ringan (H2O) sebagai moderator dan sekaligus berfungsi sebagai pendingin teras. Menurut prinsip kerjanya , LWR Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN
terbagi menjadi dua jenis yaitu PWR (Pressurized Water Reactor) dan BWR (Boiling Water Reactor). Kode komputer yang dihasilkan diharapkan dapat digunakan untuk mempermudah dan mempercepat perhitungan termohidrolik yang ditampilakn dalam bentk numeric dan grafik. Selain itu dapat digunakan sebagai modul belajar (learning modul) untuk mempelajari sistem kerja reaktor PWR dan BWR, khususnya bagi mahasiswa yang sedang mempelajari system reactor. Rumusan masalah pada penelitian ini adalah bagaimana menentukan distribusi temperatur (pendingin, kelongsong, dan bahan bakar), penurunan tekanan (pressure drop), kualitas uap (steam quality) dan fraksi hampa (Void) sepanjang kanal pendingin reaktor. Permasalahan awal yang timbul adalah bagaimana menentukan terjadinya perubahan fase cair ke fase uap pada fluida pendingin. Karena diperlukan korelasi empiris yang berbeda pada masing-masing kondisi fluida untuk mengitung perpindahan panas konveksi fluida pendingin dengan permukaan kelongsong bahan bakar.
SEMINAR NASIONAL SDM TEKNOLOGI NUKLIR VII YOGYAKARTA, 16 NOVEMBER 2011 ISSN 1978-0176 Untuk reaktor yang mendekati bentuk silinder seperti pada kebanyakan LWR, distribusi fluks neutron atau daya reaktor ditentukan dalam arah aksial dan radial. Distribusi daya di dalam teras reaktor silinder tanpa reflektor adalah[2]
Dengan Re adalah bilangan Renold dan He adalah panjang fuel rod.
Fuel
d
Coolant channel
Coolant
p(Pitch)
(p) Triangular Lattice
2. DASAR TEORI Sistem Pembangkit Uap Nuklir merupakan keseluruhan sistem yang berperan dalam pemindahan energi yang dihasilkan dari reaksi pembelahan di dalam bahan bakar (teras reaktor). Sistem Pembangkit Uap Nuklir pada umumnya terdiri atas tiga komponen utama [2] , yaitu : 1. Reaktor Nuklir, sebagai sumber pembangkitan panas / energi. 2. Loop Pendingin Primer dan Pompa Pendingin Primer, berfungsi sebagai pemindah (transport) panas dari teras reaktor ke sistem pembangkit uap. 3. Pembangkit Uap, berfungsi mengubah air menjadi uap (steam) sebagai fluida kerja pada pendingin sekunder dengan panas dari pendingin primer. Pada reaktor BWR (Boiling Water Reactor), tidak diperlukan pembangkit uap karena uap dihasilkan secara langsung di teras reaktor. Analisis Termohidrolik Termohidrolik reaktor adalah studi mengenai proses transport energi dan massa dalam pemanfaatan energi hasil reaksi fisi di dalam teras reaktor[2]. Pada dasarnya, secara neutronik (pertimbangan nuklir) daya teras dapat dirancang pada daya berapapun besarnya. Namun besarnya daya tersebut dibatasi oleh kemampuan material teras dalam menyerap dan memindahkan panas tersebut ke pendingin dikenal sebagai pertimbangan non nuklir.
Fuel p
d Coolant channel
Coolant Rectangular Lattice
Gambar 1. Susunan bahan bakar di dalam teras[2] Perpindahan Panas Radial Pin Bahan Bakar Reaktor Air Ringan pada umumnya menggunakan Pin Bahan Bakar (Fuel elements) yang tersusun atas fuel pellets yang dibungkus material kelongsong. Terdapat ruang (gap) antara fuel pellets dengan kelongsong yang berisi gas inert. Mekanisme perpindahan panas arah radial pada Pin Bahan Bakar adalah : a. Konduksi pada Bahan bakar b. Konveksi pada Gap c. Konduksi pada Kelongsong d. Konveksi Paksa (Force Convection) pada Pendingin Didalam teras reaktor, pin bahan bakar dan pendingin disusun dalam susunan (lattice) tertentu.
Distribusi Pembangkitan Kalor pada Reaktor Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN
578
Muhammad Khoiri dkk
SEMINAR NASIONAL SDM TEKNOLOGI NUKLIR VII YOGYAKARTA, 16 NOVEMBER 2011 ISSN 1978-0176 Pada LWR, ada dua susunan yang sering digunakan, seperti terlihat pada gambar 1, yaitu : 1. Triangular Lattice 2. Rectangular Lattice Enthalpi dan Kualitas Uap Keadaan termodinamik suatu materi direpresentasikan oleh 3 variabel, yaitu Tekanan (P), Volume (V), dan Temperatur (T)[1]. Untuk menyatakan kuantitas termodinamika suatu materi, maka digunakan definisi enthalpi. Enthalphi didefinisikan sebagai jumlah dari energi internal dengan hasil kali Tekanan dengan Volume. Konveksi Paksa pada Pendingin Satu Fase Dikatakan konveksi satu fase apabila fluida pendingin yang mengalir dalam keadaan cair seluruhnya. Perpindahan panas dari permukaan kelongsong ke fluida pendingin sesuai dengan Hukum Pendinginan Newton, yaitu[4]:
Konveksi Paksa pada Pendingin Dua Fase Pada konveksi 2 fase, terdapat campuran AirUap dengan fraksi tertentu yang mengalir dalam kanal pendingin.Dengan adanya pendidihan, maka terbentuk gelembung (bubble) uap. Panas yang diberikan dari pin bahan bakar digunakan untuk mengubah fase dalam bentuk panas latent penguapan (latent heat evaporation)[6]. Untuk menghitung koefisien perpindahan panas konveksi paksa pendingin dengan permukaan kelongsong pada keadaan subcooled nucleate maupun saturated boiling digunakan korelasi Jens and Lottes[2,4] yaitu:
Penurunan Tekanan (Pressure Drop) pada Pendingin. Penurunan tekanan adalah salah satu parameter termohidrolika yang cukup penting, karena berkaitan dengan daya pompa primer untuk mengalirkan pendingin melewati teras, yang pada akhirnya mempengaruhi efisiensi keseluruhan sistem PLTN. Komponen penurunan tekanan persegmen pada aliran satu fase terdiri dari[4] 1. Gesekan pada kanal pendingin (Channel friction) 2. Perubahan geometri kanal pendingin, seperti spacer grid dan inlet/otlet geometry 3. Gaya berat akibat perubahan ketinggian Komponen penurunan tekanan persegmen pada aliran dua fase terdiri dari[4] 1. Ekspansi pembentukan uap 2. Channel Friction Muhammad Khoiri dkk
579
3. Perubahan geometri kanal pendingin 4. Gaya berat akibat perubahan ketinggian 3. METODE PENELITIAN Kode komputer termohidrolik untuk LWR ini digunakan untuk mengetahui parameter-parameter penting termohidrolik pada reaktor PWR maupun BWR. Parameter ini antara lain distribusi temperatur pendingin, temperatur kelongsong dan bahan bakar, penurunan tekanan (pressure drop), serta kualitas uap sepanjang kanal pendingin teras. Kode komputer ini dibuat menggunakan Borland Delphi 7 sehingga hasil perhitungan dapat ditampilkan secara numerik dan grafik[5]. Metode dalam penelitian pembuatan kode komputer termohidrolik LWR ini adalah 1. Studi neutronik dan termohidrolik reaktor nuklir melalui studi pustaka, 2. pengumpulan data teknis reaktor dan data termodinamika air dari pustaka, 3. perancangan algoritma dan flow chart program 4. pembuatan kode komputer menggunakan program Delphi 7, 5. validasi perhitungan pada reaktor jenis Westinghouse PWR 150 MWe dan General Electric BWR 150 MWe dengan kode komputer THAL [6] dan Kuljian [6] , 6. analisa hasil validasi terhadap kode computer THAL dan Kuljian, 7. pengambilan kesimpulan 4. HASIL DAN PEMBAHASAN Telah dibuat kode komputer untuk analisa termohidrolik reaktor air ringan (Light Water Reactor) yang diberi nama PresTHa-C (Preliminnary Subchannel Reactor Thermalhydraulics Analysis Code) yang dioperasikan pada sistem operasi Windows. Algoritma Program Utama Algoritma program utama adalah 1. Mulai 2. Masukkan input 3. Hitung parameter teras dan cek fuel lattice 4. Hitung daya max pada posisi radial r 5. Hitung enthalpi inlet 6. Hitung lebar persegmen 7. Inisialisasi bagian inlet 8.
Hitung daya pada posisi
9.
Hitung penambahan enthalpi
10. Hitung enthalpi saturasi air
dan uap
11. Cek kondisi pendingin, 12. Lakukan perhitungan termohidrolik sesuai kondisi pada segmen tersebut Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN
13. Cek apakah sudah mencapai bagian outlet teras ? Jika belum, pindah ke posisi segmen selanjutnya dan kembali ke alur nomor 8. Jika telah melewati outlet teras, lanjutkan ke alur no. 14 berikut 14. Tampilkan hasil perhitungan 15. Selesai. Validasi Perhitungan Validasi dilakukan dengan membandingkan hasil perhitungan PresTHa-C dengan hasil program lain yang lebih standar, yaitu THAL dan perhitungan dari Kuljian[6]. Jenis reaktor yang digunakan adalah Westinghouse PWR 150MWe untuk reaktor air tekan (PWR). serta General Electric BWR 150 MWe untuk reaktor air didih (BWR) dengan parameter-parameter teknisnya seperti terlihat pada table 3 Perhitungan Termohidrolika Reaktor PWR Parameter-parameter teknis reactor Westinghouse PWR 150 MWe dapat dilihat pada table 1. Tabel 1 Parameter Teknis Reaktor Westinghouse PWR 150 MWe Parameter
Nilai
Tinggi aktif teras
316,48 cm
Tinggi terekstrapolasi
334,48 cm
Susunan Bahan Bakar
Rectangular
Tekanan masukan
140,65 bar
Temperatur masukan Rata-rata kecepatan aliran/ kanal Rata-rata Daya Linier
260,55
o
SEMINAR NASIONAL SDM TEKNOLOGI NUKLIR VII YOGYAKARTA, 16 NOVEMBER 2011 ISSN 1978-0176 Tabel 2. Perbandingan hasil PresTHa-C, THAL dan Kuljian Parameter Temp. maks. pendingin pada outlet (oC) Temp. maks. kelongsong luar (oC) Temp. maks. kelongsong dalam (oC) Temp. maks. fuel pellet luar (oC) Temp. maks. pusat fuel pellet (oC) Total Pressure Drop (bar) Bagian subcooled boiling (%)
PresTHa-C
THAL
KULJIAN
324,62
324,88
322,86
356,08
341,61
330,00
414,11
381,40
373,33
570,07
698,01
702,77
1756,30
1752,15
2133,89
2,594
0,903(avg)
0,782 (avg)
71,2
64
------
Untuk membandingkan ketiga program, telah ditetapkan nilai maximum linier heat density yang sama yaitu sekitar 354.33 Watt/cm. Dari hasil tersebut dapat dikatakan hasil perhitungan program PresTHa-C mendekati hasil perhitungan THAL dan Kuljian. Gambar 2 adalah distribusi temperatur pendingin, permukaan kelongsong bagian luar dan dalam.
C
Daya Linier maksimum
760,71 kg/hr 89,72 W/cm 354,33
Pitch antar Elemen Bakar
W/cm 1,07188 cm
Diameter luar Elemen Bakar
0,86360 cm
Ketebalan Kelongsong
0,05334 cm
Ketebalan Gap
0,00508 cm
Jari-jari pellet Bahan Bakar
0,37338 cm
Hasil perhitungan termohidrolik dari PresTHaC dibandingkan dengan THAL dan Kuljian adalah seperti terlihat pada table 2.
Gambar 2. Distribusi Temperatur Pendingin dan Kelongsong PresTHa-C dan THAL telah memperkirakan subcooled boiling terjadi masing-masing sebesar 71,2 % dan 64 % bagian dari tinggi aktif teras di pusat teras. Sedangkan pada Kuljian tidak memperkirakan terjadinya subcooled boiling. Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN
580
Muhammad Khoiri dkk
SEMINAR NASIONAL SDM TEKNOLOGI NUKLIR VII YOGYAKARTA, 16 NOVEMBER 2011 ISSN 1978-0176 Sedangkan perbedaan cukup jauh pada hasil perhitungan penurunan tekanan .Hal ini terjadi karena THAL dan Kuljian menghitung rata-rata pressure drop seluruh kanal pendingin, sementara PresTHa-C hanya menghitung 1 kanal pendingin. Perhitungan Termohidrolika Reaktor BWR Parameter-parameter teknis reactor General Electric BWR 150 MWe dapat dilihat pada table 3.
Untuk membandingan ketiga program, pada data teknis Reaktor General Electric BWR 150 MWe telah ditetapkan nilai maximum linier heat density yang sama yaitu sekitar 613,38 Watt/cm. Gambar 3 adalah distribusi temperatur pendingin, permukaan kelongsong bagian luar dan dalam sedang gambar 4 adalah distribusi steam quality dan void fraction
Tabel 3. Parameter Teknis Reaktor General Electric BWR 150 MWe Data
Nilai
Tinggi aktif teras
360,68 cm
Tinggi terekstrapolasi
379,68 cm
Tekanan masukan
73,87
bar
Temperatur masukan
274,44
o
Rata-rata kecepatan aliran/ kanal Rata-rata daya linier
1095,10 kg/hr 165,36
W/cm
Daya linier maksimum
613,38
W/cm
Pitch antar Elemen Bakar
1,9558
cm
Diameter luar Elemen Bakar
0,86360 cm
Ketebalan Kelongsong
0,05334 cm
Ketebalan Gap
0,00508 cm
Diameter pellet Bahan bakar
0,37338 cm
C
Hasil perhitungan termohidrolik dari PresTHaC dibandingkan dengan THAL dan Kuljian adalah sebagai berikut Tabel 4. Perbandingan hasil PresTHa-C, THAL dan Kuljian Parameter
PresTH a-C 290,90
THAL 288,27
KULJI AN 287,22
Temp. maks. kelongsong luar (oC) Temp. maks. kelongsong dalam (oC) Temp. maks. fuel pellet luar (oC) Temp. maks. pusat fuel pellet (oC) Total Pressure Drop (bar)
340,22
304,10
296,66
441,22
414,61
372,22
638,91
847,60
805,00
2660,57
3075,89
0.848
1,29
2685,0 0 2,55
Non-Bulk boiling height (% tinggi aktif) Kualitas Uap maksimum (%)
30,3
35,21
40,00
21,96
24,74
20,80
Fraksi Void maksimum (%)
77,01
77,10
70,00
Temp. pendingin outlet (oC)
Gambar 3. Distribusi Temperatur Pendingin dan Kelongsong Pendidihan pada seluruh bagian pendingin (bulk boiling) terjadi pada posisi sekitar 100 cm dari bagian inlet teras. Atau sekitar 30,3 % bagian pendingin belum mengalami bulk boiling. Keadaan pendingin pada bagian outlet reaktor berada pada kondisi saturasi. Temperatur outlet pendingin mencapai temperatur saturasi 290,90oC. Pada reaktor BWR terjadi aliran pendingin dalam bentuk campuran uap-air. Semakin besar panas yang diserap selama melewati kanal pendingin, maka semakin banyak massa uap yang terbentuk. Karena densitas uap sangat kecil jika dibandingkan dengan air, maka kenaikan fraksi uap (steam quality) yang kecil menghasilkan uap dengan volume sangat besar. Fraksi uap yang keluar di bagian outlet sekitar 21,96 % dan Fraksi Void sekitar 70,01 %.
Untuk membandingan ketiga program digunakan nilai maximum linier heat density yang sama yaitu sekitar 613,38 Watt/cm. Dari hasil tersebut dapat dikatakan hasil perhitungan program PresTHa-C mendekati hasil perhitungan THAL dan Kuljian.
Muhammad Khoiri dkk
581
Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN
SEMINAR NASIONAL SDM TEKNOLOGI NUKLIR VII YOGYAKARTA, 16 NOVEMBER 2011 ISSN 1978-0176 b. Subcooled boiling terjadi pada 68,2 % bagian subkanal pendingin. c. Total Pressure drop sepanjang kanal pendingin sebesar 2,544 bar. 3. Perhitungan termohidrolik pada reaktor General Electric BWR 150 MWe menggunakan PresThaC dengan Maximum Linier Heat Density sebesar 613.38 Watt/cm menghasilkan : a. Temperatur pendingin dan material teras : i. ii. iii. iv. v.
Gambar 4. Distribusi Steam Quality dan Void fraction Pada reaktor BWR kualitas uap dan fraksi void yang dihasilkan cukup rendah, karena kedua hal tersebut akan mempengaruhi faktor multiplikasi dan reaktivitas reaktor. Jika kualitas uap dan fraksi void terlalu tinggi, akan mengakibatkan turunnya probabilitas terjadinya proses termalisasi neutron cepat menjadi neutron lambat sehingga akan menurunkan fluks neutron termal dandensitas daya reaktor . Hal ini mengingat air selain sebagai pengambil panas pada teras sekaligus berfungsi sebagai moderator dalam proses nuklir. Sehingga perubahan kerapatan air akan mengakibatkan perubahan profil daya reaktor. Sedangkan perbedaan cukup jauh pada hasil perhitungan penurunan tekanan. Hal ini terjadi karena THAL dan Kuljian menghitung rata-rata pressure drop seluruh kanal pendingin, sementara PresTHa-C hanya menghitung 1 kanal pendingin. 5. KESIMPULAN Berikut kesimpulan yang dapat diambil dari penelitian ini adalah: 1. Telah dibuat Program Termohidrolik Reaktor Air Ringan yang diberi nama PresTHaC dan dapat dijalankan di Personal Computer berbasis Windows. 2. Perhitungan termohidrolik kanal pendingin terpanas pada reaktor Westinghouse PWR 150 MWe menggunakan PresTha-C dengan Maximum Linier Heat Density sebesar 440 Watt/cm menghasilkan : a. Temperatur pendingin dan material teras :
Temp. pendingin pada outlet = 290,94oC Temp. maks. kelongsong luar = 338,59oC Temp. maks. kelongsong dalam= 439,59oC Temp. maks. fuel pellet luar = 637,64oC Temp. maks. pusat fuel pellet = 2659,30oC
b. Non-Bulk boiling terjadi pada 30,3 % bagian panjang subkanal pendingin. c. Kualitas uap dan Fraksi Void pada bagian outlet masing-masing sebesar 20,72 % dan 75,67 %. d. Total Pressure drop sepanjang kanal pendingin sebesar 0,764 bar. 4. PresTHaC dapat digunakan pada reaktor PWR dan BWR dengan rentang tekanan 5 MPa sampai dengan 20 MPa. 5. Dari hasil perbandingan dengan program THAL dan Kuljian, hasil perhitungan kode komputer PresTHa-C untuk temperatur pendingin, kelongsong, dan temperatur pusat bahan bakar serta kualitas uap dan fraksi void mendekati perhitungan THAL dan Kuljian. Sedangkan perbedaan cukup jauh pada hasil perhitungan penurunan tekanan. 6. Saran 1. Pada kode komputer ini masukan daya reaktor pada arah radial merupakan fungsi Bessel sedangkan pada arah aksial merupakan fungsi Sinusoidal. Sehingga kode ini terbatas pada reaktor silinder tanpa reflektor. Untuk dapat melakukan analisa termohidrolik reaktor silinder dengan reflektor, maka dibutuhkan modul neutronik tersendiri yang mampu menghasilkan distribusi fluks dengan menurunkan persamaan difusi neutron menggunakan metode numerik. 2. Kode komputer ini hanya melakukan perhitungan 1 subkanal pendingin, untuk dapat menghitung seluruh kanal diperlukan looping perhitungan pada posisi subkanal yang lain(pada arah radial) sampai bagian tepi teras. Sehingga dapat dihitung nilai ratarata dari parameter termohidrolik reaktor tersebut.
Temp. pendingin pada outlet = 322,02oC Temp. maks. kelongsong luar = 355,54oC Temp. maks. kelongsong dalam = 413,58oC Temp. maks. fuel pellet luar = 569,63oC v. Temp. maks. pusat fuel pellet = 1755,86oC
i. ii. iii. iv.
Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN
582
Muhammad Khoiri dkk
SEMINAR NASIONAL SDM TEKNOLOGI NUKLIR VII YOGYAKARTA, 16 NOVEMBER 2011 ISSN 1978-0176 6. DAFTAR PUSTAKA [1] Masaaki, Ucihda. Thermal-Hydraulics of Nuclear Reactor,Tokai Training Center,JAERI. [2] Dudderstad, James J and Louis J. Hamilton. 1976. Nuclear Reactor Analysis. Michigan: John Wiley and Sons,Inc. [3] Reihman, Thomas C. 1974. Nuclear Engineering Thermal-Hydraulics Computer Modules, TH-1: Pressurized Water Reactors, TH-2 :Liquid Metal Fast Breeder Reactor, TH-3: High Temperature Gas cooled Reactor, Virginia Polytechnic Institute. [4] M. M. El-Wakil. 1971. Nuclear Heat Transport, Intext, Scranton . [5] www.delphibasic.co.uk [6] Sial, Ijaz H. and Parvez, A. 1981. THAL Computer Code for Thermal Hydraulic Analysis of Light Water Reactors, Journal Nucleus Volume 18:3, Karachi, Pakistan.
Muhammad Khoiri dkk
583
Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN
