ANALISIS TERMOHIDROLIKA ELEMEN BAKAR UJI U-7Mo/Al dan U-6Zr/Al di RSG-GAS MENGGUNAKAN COOLOD-N2, NATCON dan CFD-3D
| Main Authors: | Hastuti, Endiah Puji; Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN)-BATAN, Subekti, Muhammad; Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN)-BATAN |
|---|---|
| Other Authors: | Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN)-BATAN |
| Format: | Article application/pdf eJournal |
| Bahasa: | ind |
| Terbitan: |
Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
, 2015
|
| Online Access: |
http://jurnal.batan.go.id/index.php/urania/article/view/2277 |
Daftar Isi:
- ANALISIS TERMOHIDROLIKA ELEMEN BAKAR UJI U-7Mo/Al dan U-6Zr/Al di RSG-GASMENGGUNAKAN COOLOD-N2, NATCON dan CFD-3D. Pusat Teknologi Bahan Bakar NuklirPTBN-BATAN melalui litbang bahan bakar densitas tinggi menggunakan uranium pengayaanrendah (<20% U235), merencanakan uji iradiasi elemen bakar uji (EBU) U-7Mo dan U-6Zr/Al diRSG-GAS. Posisi iradiasi G-7 dipilih dengan pertimbangan akan memberikan dampak perubahanreaktivitas minimum. Analisis keselamatan termohidrolika pada kondisi tunak (steady state) dankonveksi alam dilakukan pada daya 30 MW dan daya operasional 15 MW. Program komputasisatu dimensi COOLOD-N2 dan NATCON masing masing digunakan untuk menghitung parametertermohidrolika pada kondisi konveksi paksa dan konveksi alam, sedangkan program komputasidinamika fluida tiga dimensi (CFD-3D) FLUENT untuk memberikan visualisasi parametertermohidrolika. Hasil verifikasi perhitungan FLUENT dengan COOLOD-N2 diperoleh deviasiantara 2,78% hingga 13,92%. Batas keselamatan EBU U-7Mo/Al dan U-6Zr/Al yang diiradiasipada daya 15 MW maupun 30 MW memenuhi batas keselamatan sesuai dengan yangdipersyaratkan di dalam Laporan Analisis Keselamatan RSG-GAS.Kata kunci: elemen bakar uji, pelat elemen bakar U-7Mo/Al, pelat elemen bakar U-6Zr/Al,COOLOD-N2,NATCON, CFD-3D FLUENT.THERMALHYDRAULIC ANALYSIS of U-7Mo/Al and U-6Zr/Al EXPERIMENTAL FUELELEMENT in RSG-GAS BY USING COOLOD-N2, NATCON and CFD-3D.The Center forNuclear Fuel Technology BATAN through research and development of low-enriched uraniumfuel (<20% U235) has a plan for irradiating experimental fuel element plates of U-7Mo andU-6Zr/Al in RSG-GAS. G-7 irradiation position is therefore selected with a consideration to giveminimum reactivity changes. Thermal hydraulics safety analysis at steady state and freeconvection is performed on the power of 30 MW and 15 MW. One-dimensional computationalprograms, COOLOD-N2 and NATCON, are used to calculate thermal hydraulics parameters inconditions of forced and free convection, while three-dimensional computational fluid dynamicFLUENT is used to provide visualization of thermal hydraulics parameters. The comparison of COOLOD-N2 and FLUENT calculation results shows a deviation between 2.78% to 13.92%.Safety margin of U-7Mo and U-6Zr/Al irradiated at 15 MW and 30 MW meet the safety marginrequired in the RSG-GAS Safety Analysis Report.Keywords: experimental fuel element, U-7Mo/Al fuel element plate, U-6Zr/Al fuel element plate,COOLOD-N2, NATCON, CFD-3D FLUENT.