Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 1412 - 3258
STUDI TEORITIK KARAKTERISTIK ALIRAN PENDINGIN DI SEKITAR TERAS REAKTOR TRIGA 2000 MENGGUNAKAN CFD Oleh E.Umar1, N.P.Tandian2, T.Hardianto2, A.Suwono2 dan A.D.Pasek2 1
Mahasiswa Pascasarjana Institut Teknologi Bandung 2 Kelompok Riset Rekayasa Energi Industri Pusat Rekayasa Industri – Institut Teknologi Bandung Jalan Ganesa 10, Bandung 40132
ABSTRAK Pola aliran dalam tangki reaktor TRIGA 2000 sangat rumit dan komplek, air yang keluar dari teras reaktor akan bergerak ke atas menuju permukaan tangki dan sebagian diantaranya akan dipindahkan ke sistem pendingin. Sementara itu air dari pipa pendingin primer akan dikembalikan ke teras melewati suatu daerah yang berada dekat grid pelat bawah. Kaji analitis dan eksperimetal terhadap karakteristik aliran di sekitar teras reaktor sulit dilakukan mengingat kompleksnya sistem dan sulitnya menempatkan alat ukur. Untuk itu dalam penelitian ini telah dilakukan studi teoritik karakteristik aliran pendingin disekitar teras reaktor TRIGA 2000 menggunakan menggunakan perangkat CFD. Berdasarkan hasil analisis teoritik ini, bentuk pola aliran di sekitar teras reaktor dapat diprediksi dengan baik. Aliran paksa yang berasal dari sistem pendingin primer hanya mempengaruhi pola aliran di sekitar teras reaktor dan memberikan pengaruh yang relatif kecil terhadap kecepatan aliran dalam teras reaktornya.
ABSTRACT The flow pattern in the pool of TRIGA 2000 reactor is actually complex. Coolant exiting from the reactor core rises toward the top of the pool where some part of it is removed to the primary cooling system. Meanwhile, the coolant from the primary system’s heat exchanger is returned to the reactor core at the point near the level of bottom grid plate. Due to the complexity of the process and the difficulty in putting the apparatus, analytical and experimental study on the flow characteristic around the reactor core are difficult to be done. In the present work, theoretical study of coolant flow characteristic around the reactor core of TRIGA 2000 has been carried out using the CFD package. Based on the theoretical analysis, the velocity pattern around the reactor core can be predicted properly. On the other hand, the forced-convection coming in from the primary cooling system only affects the flow pattern around the reactor core, and yields relatively small influence to the flow rate in the core.
189
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 1412 - 3258
PENDAHULUAN Secara umum, teras reaktor nuklir penelitian terdiri atas berbagai komponen masif, baik dalam bentuk struktur teras reaktornya maupun dalam bentuk komponen pendukung lainnya. Keberadaan komponen-komponen masif ini
sudah tentu akan mempengaruhi
karakteristik aliran di sekitar teras reaktor tersebut. Sementara itu, pola aliran di sekitar teras reaktor diyakini pula sangat berpengaruh terhadap karakterisitik aliran dalam teras reaktornya. Untuk reaktor nuklir penelitian berbahan bakar silinder seperti reaktor TRIGA 2000, komponen masif tersebut antara lain adalah teras reaktor (core), thermal column, thermalizing column, struktur bawah teras, rotary specimen rack, chimney, kaki reflektor, difuser dan pipa-pipa sambungan batang kendali reaktor serta berbagai peralatan eksperimen reaktor [1,2]. Mengingat banyaknya komponen masif di sekitar teras reaktor, sudah tentu karakteristik dan pola aliran yang terbentuk di sekitar teras tersebut menjadi sangat komplek dan rumit. Meskipun demikian, dalam rancangan awalnya, aliran fluida pada teras reaktor TRIGA 2000 diusahakan berbentuk aliran yang bersirkulasi secara alamiah. Untuk mendapatkan aliran alamiah ini maka struktur pada bagian bawah teras reaktornya dibuat sedemikian rupa sehingga pengaruh aliran paksa yang berasal dari pipa pendingin primer direduksi sedemikian rupa sehingga pengaruhnya menjadi sangat kecil. Dalam tahap pemasangannya, struktur bagian bawah teras reaktor TRIGA 2000 mengalami sedikit modifikasi atau harus dilakukan sedikit perubahan karena dudukan batang kendali sedikit lebih panjang daripada struktur bawah teras reaktor tersebut. Modifikasi yang dilakukan adalah dengan membuka atau tidak memasang pelat penutup struktur bawah teras reaktornya. Dengan adanya modifikasi ini, diperkirakan atau dihipotesiskan pola aliran dalam struktur bawah teras akan dipengaruhi oleh
aliran
pendingin primer. Artinya, aliran yang dalam tahap rancangan awalnya berbentuk aliran yang bersirkulasi secara alamiah murni melalui lubang-lubang yang ditempatkan pada dinding struktur bawah teras reaktor maka setelah modifikasi ini pengaruh aliran paksa yang berasal dari pipa pendingin primer perlu dipertimbangkan. Pengaruh ini tidak saja dalam bentuk munculnya kecepatan arah aksial dari bawah teras reaktor tetapi juga terhadap bentuk pola aliran yang terjadi dalam struktur bawah teras reaktor tersebut. Setelah modifikasi ini, keberadaan lubang-lubang pada dinding struktur bawah teras reaktor diperkirakan juga akan ikut mempengaruhi bentuk dan arah aliran dalam struktur bawah teras reaktor tersebut. Untuk memahami karakteristik aliran di sekitar teras reaktor perlu dilakukan kajian secara menyeluruh terhadap daerah aliran di sekitar teras reaktor tersebut. Dalam penelitiannya sebelumnya, pola aliran dalam reaktor TRIGA sebenarnya sudah mulai dipelajari, tetapi perhatian lebih difokuskan pada aliran dalam teras reaktor yang disebabkan oleh munculnya gaya apung dengan meningkatnya suhu fluida [3-8]. Sementara itu, kajian mengenai karakteristik aliran yang berada di sekitar teras reaktor belum dilakukan mengingat sulitnya melakukan kajian secara analitis karena banyaknya
190
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 1412 - 3258
komponen masif yang mempengaruhi karakteristik aliran tersebut. Demikian pula untuk pengukuran kecepatan aliran secara langsung juga sulit dilakukan mengingat struktur bawah teras reaktor yang rumit sehingga tidak memungkinkan untuk memasang alat ukur laju aliran (flowmeter).
Salah satu cara yang dapat diterapkan untuk memprediksi
karakteristik aliran di sekitar teras reaktor secara menyeluruh adalah dengan menggunakan perangkat CFD. Studi teoritik ini dimaksudkan untuk mengetahui karakteristik aliran di sekitar teras reaktor TRIGA 2000 tersebut serta untuk mempelajari pula bagaimana pengaruh aliran pendingin primer terhadap kecepatan aliran pendingin dalam teras reaktor. Dalam studi ini digunakan perangkat CFD dengan mode tiga dimensi (3D) sehingga kecepatan aliran dalam arah radial (arah x dan y) dan aksial (arah z) dapat diformulasikan.
PEMODELAN a. Kondisi Batas Struktur bawah teras reaktor TRIGA 2000 yang akan dimodelkan dapat dilihat pada Gambar 1, sedangkan dimensi berbagai komponen reaktor seperti teras reaktor, thermal column, thermalizing column dan reflektor dapat dilihat pada Gambar 2. Dalam pemodelan ini, untuk tujuan efisiensi perhitungan
maka tinggi tangki
reaktor dibatasi sampai ketinggian 2,8 meter dari dasar tangki. Akibatnya tangki reaktor yang awalnya mempunyai ketinggian 6,4 meter di atas permukaan elemen bakar harus dipotong dan pada permukaan potong ini diterapkan kondisi batas tekanan yang nilainya sama dengan tekanan statik air pada lokasi tersebut yaitu sebesar 150341 Pa. Sebagai pusat model diambil pusat teras reaktor sehingga diperoleh nilai koordinat X, Y, Z minimum serta X, Y dan Z maksimum. Xmin = - 0,957 m
dan Xmaks = 0,957 m
Ymin = - 0,957 m
dan Ymaks = 0,957 m
Zmin = - 0,854 m
dan Xmaks = 1,946 m
191
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 1412 - 3258
Gambar 1. Struktur bagian bawah teras reaktor
Chimney
Thermal colom Pipa primer Reflektor
Thermalizing colum 634
Pusat teras
516 90 854
25 533 85
720
577
28
667 270
137 1914
Jumlah lubang dalam satu baris 12 buah
Gambar 2. Dimensi tangki dan komponen teras reaktor TRIGA 2000
192
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 1412 - 3258
Berdasarkan nilai X, Y dan Z ini maka domain perhitungan akan mencakup
volume
dengan ketinggian 2,8 meter dan jari-jari 0,957 meter. Sementara itu kondisi batas pada sisi masuk dipilih velocity inlet dengan kecepatan seragam, sedangkan pada sisi keluarnya diterapkan kondisi batas outflow. Dalam model ini, seluruh lubang top grid diisi dengan elemen bakar dan pada bidang pertemuan antara dinding masif (wall) dan fluida diasumsikan berlaku kondisi tak slip. Gambar 3 menunjukkan penempatan elemen bakar nuklir, batang
kendali dan fasilitas iradiasi pada model teras reaktor TRIGA 2000,
sedangkan Gambar 4 dan 5 menunjukkan geometri model tangki reaktor beserta komponen yang ada didalamnya.
A
Elemen bakar Batang kendali Fasilitas radiasi Gambar 3. Konfigurasi teras reaktor yang dimodelkan
193
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 1412 - 3258
Gambar 4. Geometri tangki reaktor dengan 121 elemen bakar nuklir
Gambar 5. Penampang horizontal model tangki reaktor
b. Pembuatan mesh
194
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 1412 - 3258
Pembuatan mesh dilaksanakan dengan bantuan perangkat lunak yang sudah terdapat dalam paket CFD yang digunakan. Sementara itu, pemilihan jumlah grid dilakukan dengan pertimbangan ketelitian, kecepatan perhitungan dan efisiensi pemakaian memori komputer. Berdasarkan pertimbangan ini, dalam perhitungan dipilih grid berbentuk tetrahedral dengan jumlah sel sebanyak 379296 buah. Gambar 6 menunjukkan mesh pada volume tangki reaktor yang menggambarkan domain perhitungan. Geometri mesh ini kemudian diekspor ke program utama CFD untuk diperiksa dan dilakukan beberapa penyesuain.
Gambar 6. Bentuk mesh pada volume tangki yang dimodelkan c. Perhitungan Setelah grid selesai dibuat maka dalam langkah selanjutnya perangkat CFD akan mendefinisikan material, tekanan kerja acuan dan kondisi batas yang diterapkan pada model.
Kemudian dilakukan pengendalian solusi, inisialisasi, pemantauan proses dan
iterasi. Dalam perhitungan ini diterapkan kriteria konvergensi untuk persamaan kontinuitas dan komponen kecepatan dalam arah x, y dan z sebesar 10-3. Dalam proses penyelesaian kasus aliran pendingin dalam tangki reaktor ini, kecepatan aliran masuk diasumsikan seragam dalam arah z negatif (mengarah ke bawah).
195
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 1412 - 3258
Ujung pipa primer ditempat pada ketinggian 72 cm di atas dasar tangki dan laju aliran air pendingin dipilih sebesar 2,8 m/s. Kecepatan aliran pendingin primer yang dipilih ini disesuaikan dengan kecepatan aliran pendingin primer saat reaktor dioperasikan. Sementara itu, suhu air pendingin masuk dipilih sebesar 300 K dan menggunakan suhu ini dapat ditentukan sifat fisis fluida seperti rapat massa dan viskositasnya.
HASIL DAN PEMBAHASAN Menggunakan model yang sudah dibuat ini, telah didapatkan bentuk pola aliran fluida pendingin di sekitar teras reaktor reaktor TRIGA 2000. Bentuk pola aliran untuk penampang yang melewati pipa pendingin primer dan pusat teras reaktor dapat dilihat pada Gambar 7.
Gambar 7. Bentuk pola aliran dalam tangki reaktor TRIGA 2000
Pada gambar 7 dapat dilihat bahwa secara umum kecepatan aliran yang berasal dari pipa pendingin primer hanya memberikan pengaruh yang signifikan terhadap arah dan kecepatan aliran di sekitar ujung pipa pendingin primer serta pada bagian atas dasar tangki reaktor. Pada daerah di sekitar ujung pipa pendingin primer terbentuk aliran vortex
196
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 1412 - 3258
dengan kecepatan yang berubah. Aliran ini terbentuk karena adanya struktur bawah teras reaktor yang menghalangi gerakan air yang keluar dari ujung pipa pendingin primer. Bila pola aliran yang terbentuk ini diteliti lebih lanjut maka aliran pendingin primer ini ternyata memberikan pengaruh yang berbeda-beda terhadap berbagai daerah aliran di sekitar teras reaktor. Pada Gambar 8 - 14
ditunjukan arah vektor kecepatan aliran
untuk berbagai daearah di sekitar teras reaktor.
Gambar 8. Vektor kecepatan air pendingin keluar pipa pendingin primer
Gambar 8 menunjukkan vektor kecepatan aliran pendingin
saat keluar pipa
pendingin primer dan aliran ini kemudian menimbulkan aliran vortex pada daerah di sekitar struktur bawah teras reaktor. Kemudian pada bagian samping pipa primer yaitu pada celah antara dinding pipa dengan dinding thermalizing column teramati pula adanya aliran fluida yang mengarah ke bawah akibat tarikan aliran yang keluar dari pipa pendingin primer. Gambar 9 sampai 11 menunjukkan vektor kecepatan aliran pendingin saat keluar teras reaktor, dalam chimney dan pada dinding thermal column. Teramati dengan jelas bahwa arah aliran pada ketiga daerah ini mengarah ke atas (ke arah Z positif) tetapi nilai kecepatan untuk daerah disamping thermal column lebih besar. Keadaan ini menunjukkan bahwa fraksi aliran yang melewati saluran by-pass lebih dominan mengingat penampang aliran pada daerah ini juga lebih besar.
197
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 1412 - 3258
Gambar 9. Vektor kecepatan air pendingin keluar teras reaktor
Gambar 10. Vektor kecepatan air pendingin dalam chimney
Gambar 11. Vektor kecepatan air pendingin di samping thermal column Pada Gambar 12 dan 13
ditunjukkan vektor kecepatan air pendingin di samping
thermalizing column dan pada bagian atas pipa pendingin primer. Pada kedua daerah ini
198
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 1412 - 3258
teramati dengan jelas arah vektor kecepatan aliran yang mengarah ke bawah (mengarah pada z negatif) akibat tarikan aliran yang keluar dari pipa pendingin primer. Kenyataan ini menunjukkan bahwa arah aliran di sekitar teras reaktor tidak seluruhnya mengarah ke atas tetapi sebagian bergerak menuju dasar tangki reaktor akibat dipengaruhi oleh aliran yang berasal dari pipa pendingin primer.
Gambar 12. Vektor kecepatan air pendingin di samping thermalizing column
Gambar 13. Vektor kecepatan air pendingin di atas ujung pipa pendingin primer . Daerah aliran yang menarik untuk dianalisis lebih jauh adalah daerah yang terletak tepat dibawah teras reaktor. Dalam rancangan awalnya, daerah ini berfungsi untuk membentuk aliran sirkulasi alamiah dalam teras reaktor, yaitu dengan mengarahkan aliran
199
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 1412 - 3258
melalui lubang-lubang yang berada disekeliling struktur bawah teras reaktor ini (Gambar 1). Tetapi setelah struktur bawah teras reaktor dimodifikasi maka karakteristik aliran dalam daerah ini menjadi berubah (Gambar 14). Aliran pendingin pada daerah ini berasal dari aliran pendingin primer yang mengalir melewati celah yang terdapat pada bagian atas dasar tangki reaktor. Aliran ini kemudian menabrak dinding struktur bagian bawah teras reaktor sehingga menimbulkan aliran vortek dibagian tengah struktur. Sementara itu, aliran pendingin dari daerah di bagian luar thermal column juga masuk ke dalam struktur ini melewati lubang di sekeliling struktur bawah teras reaktor. Selanjutnya, sebagian aliran pendingin bergerak ke atas melewati teras reaktor dan sebagian lagi keluar melewati lubang yang ada di sekitar struktur bawah teras reaktor. Keadaan menunjukkan bahwa lubang yang ada di sekitar struktur bawah teras reaktor telah berubah fungsi. Bila dalam rancangan awalnya semua lubang ini disediakan sebagai saluran air masuk ke teras reaktor maka dalam kenyataannya lubang ini sebagian berfungsi sebagai saluran air keluar bagi aliran yang masuk dari dasar tangki reaktor.
Gambar 14. Vektor kecepatan pendingin di bawah teras reaktor
Menggunakan data pada Gambar 14 dapat pula digambarkan perubahan vektor kecepatan aliran dalam arah aksial pada struktur bawah teras reaktor (Gambar 15). Hasil ini menunjukkan bahwa kecepatan aliran dalam arah aksial mencapai nilai maksimum sebesar 4,5 cm/s pada bagian tengah struktur, kemudian nilai kecepatan ini berkurang dan mencapai 2,9 cm/s saat memasuki teras reaktor. Kenyataan ini menunjukkan bahwa aliran paksa sebesar 2,8 m/s yang berasal dari pipa pendingin primer hanya menghasilkan kecepatan aliran masuk teras reaktor yang relatif kecil yaitu sekitar 2,9 cm/s atau sekitar 1 %. Artinya perubahan struktur bawah teras reaktor hanya mempengaruhi bentuk pola aliran tetapi relatif tidak mempengaruhi kecepatan aliran dalam teras reaktornya.
200
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 1412 - 3258
Kecepatan aksial (cm/s)
5 4.5 4 3.5 3 2.5 0
10
20
30
40
50
60
70
Posisi dari dasar tangki (cm)
Gambar 15. Distribusi kecepatan pendingin arah aksial di bawah teras reaktor Sekarang timbul pertanyaan seberapa jauh pengaruh kecepatan arah aksial ini terhadap kecepatan aliran dalam teras reaktor yang disebabkan gaya apung saat reaktor dioperasikan? Dalam penelitian terdahulu [8], besarnya kecepatan aliran konveksi alamiah dalam teras reaktor saat reaktor dioperasikan pada daya 2000 kW mencapai 35 cm/s. Sedangkan besarnya kecepatan arah aksial menuju teras reaktor yang disebabkan oleh aliran pendingin primer hanya sekitar 2,8 cm/s atau sekitar 8 % relatif terhadap kecepatan aliran yang disebabkan gaya apung. Artinya pergerakan air dalam teras reaktor pada saat reaktor dioperasikan tetap didominasi oleh aliran sirkulasi alamiah akibat perubahan suhu pendingin reaktor. Kecepatan aliran aksial ini hanya akan memberikan efek aliran paksa terhadap aliran dalam teras reaktor pada ujung bagian bawah elemen bakar.
Kalau
dianalisis lebih jauh bentuk struktur padatan antara ujung bawah elemen bakar reaktor dengan lubang pada bottom grid plate maka pengaruh kecepatan arah aksial ini akan menjadi semakin kecil. Kenyataan ini menunjukkan bahwa aliran konveksi paksa dari pipa pendingin primer semakin tidak memberikan pengaruh yang dominan terhadap kecepatan aliran fluida dalam teras reaktor. Berdasarkan
studi teoritik yang telah dilakukan ini dapat ditunjukkan bahwa
karakteristik aliran di sekitar teras reaktor TRIGA 2000 dapat dipelajari dengan baik menggunakan perangkat CFD. Hasil yang diperoleh ini juga telah dapat mengatasi kendala yang dialami selama ini mengingat kajian analitis dan eksperimental untuk memprediksi karakteristik aliran di sekitar teras reaktor ini sangat sulit dilakukan. Melalui kajian teoritik ini pula, visualisasi aliran di seluruh medan aliran di sekitar teras reaktor, baik dalam bentuk kontur kecepatan maupun dalam bentuk jejak aliran dapat pula dilakukan dengan baik.
201
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 1412 - 3258
KESIMPULAN Berdasarkan hasil studi teoritik terhadap karakteristik aliran di sekitar teras reaktor TRIGA 2000 ini dapat diambil beberapa kesimpulan : 1. Pola aliran disekitar teras reaktor TRIGA 2000 dapat dipelajari dengan baik menggunakan metode numerik dengan perangkat CFD. 2. Aliran paksa dari sistem pendingin primer memberikan pengaruh terhadap pola aliran di sekitar teras reaktor tetapi memberikan pengaruh yang relatif kecil terhadap kecepatan aliran dalam teras reaktornya.
3. Modifikasi struktur bagian bawah teras telah mengubah fungsi lubang-lubang yang berada disekitar dinding struktur tersebut.
DAFTAR PUSTAKA 1. General Atomic, (1996), Safety analysis report for upgrade of TRIGA Mark II reactor, GA Document, 596-599. 2. Tim upgrading reaktor, Laporan analisis keselamatan reaktor TRIGA 2000 Bandung, Revisi 2, (2000). 3. Umar, E, (2001), Prediction of mass flow rate and pressure drop in the coolant channel of the TRIGA 2000 reactor core, ATOM INDONESIA, Vol. 27, 67-84.
202
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 1412 - 3258
4. Umar, E., Kamajaya, K., Suwono, A., Tandian, N.P. and Hardianto, T., (2003), Steady state thermal hydraulics analysis of TRIGA 2000 research reactor, Proceedings of international conference on fluid and thermal energy conversion 2003, Bali, Indonesia.
5. Umar, E. and Kamajaya, K., (2003), Loss of flow analysis for the upgrading of TRIGA 2000 research reactor, Proceedings of international conference on fluid and thermal energy conversion 2003, Bali, Indonesia.
6. Umar, E., Kamajaya, K., Suwono, A., Tandian, N.P. and Hardianto, T., (2004), The chimney effect on natural circulation in the coolant channel of TRIGA 2000 research reactor, Proceedings of international seminar on nuclear safety 2004, Tokai-mura, Japan.
7. Umar, E., Kamajaya, K., Suwono, A., Tandian, N.P. and Hardianto, T., (2005), An experimental study of natural convection in the hottest channel of TRIGA 2000 kW, Submit to 15th Pacific Basin Nuclear Conference Managers, October 2006.
8. Umar, E., Kamajaya, K., Suwono, A., Tandian, N.P. and Hardianto, T., (2005), Analisis teoritis parameter termohidrolik reaktor TRIGA 2000 menggunakan STAT Code, Prosiding Seminar Sains dan Teknologi Nuklir, P3TkN-BATAN, Bandung.
DISKUSI DAN TANYA JAWAB Penanya: Haendra Subekti ( DP2IBN-BAPETEN ) Pertanyaan:
a.Setelah mengetahui karakteristik aliran dalam teras Triga 2000 apakah dapat diketahui. Apakah sistem pendingin di TRIGA sudah cukup baik atau perlu didesain ulang untuk meningkatkan keselamatan? Jawaban:
a.Dengan mengetahui karakteristik aliran dalam tangki maka pengaruh aliran pendingin primer terhadap aliran dalam kanal elemen bakar dapat diketahui. Pengaruh aliran
203
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 1412 - 3258
pendingin primer ini akan dipertimbangkan dalam pengembangan ”computer code” untuk TRIGA 2000. Seperti dikemukakan dalam penelitian sebelumnya ”computer code” yang dikembangkan general automic kurang tepat dalam memprediksi suhu pendingin dalam teras reaktor ( under estimate ). Dengan mempertimbangkan berbagai aspek ( termasuk pengaruh aliran primer ) diharapkan code yang akan dikembangkan dapat lebih baik sehingga prediksi suhu pendingin dalam teras reaktor dapat lebih baik pula sehingga otomatis
meningkatkan keselamtan
operasi
reaktor.
Hasil
kajian
eksperimental
menunjukkan bahwa suhu teras pada saat reaktor beroperasi roda daya 2 MW masih dibawah suhu didih artinya sistem pendingin teras cukup baik dan tidak didesain ulang. Jadi metode analisis ( computer code ) yang perlu dikembangkan atau dimodifikasi.
204
