e-Repository BATAN

Advanced Search

ANALISIS TERMOHIDROLIKA ELEMEN BAKAR UJI U-7Mo/Al dan U-6Zr/Al di RSG-GAS MENGGUNAKAN COOLOD-N2, NATCON dan CFD-3D

Endiah Puji Hastuti, EPH and Muhammad Subekti, MS (2013) ANALISIS TERMOHIDROLIKA ELEMEN BAKAR UJI U-7Mo/Al dan U-6Zr/Al di RSG-GAS MENGGUNAKAN COOLOD-N2, NATCON dan CFD-3D. ANALISIS TERMOHIDROLIKA ELEMEN BAKAR UJI U-7Mo/Al dan U-6Zr/Al di RSG-GAS MENGGUNAKAN COOLOD-N2, NATCON dan CFD-3D, 19 (1). pp. 1-14. ISSN 2528-0473

Full text not available from this repository.

Abstract

ANALISIS TERMOHIDROLIKA ELEMEN BAKAR UJI U-7Mo/Al dan U-6Zr/Al di RSG-GAS MENGGUNAKAN COOLOD-N2, NATCON dan CFD-3D. Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir PTBN-BATAN melalui litbang bahan bakar densitas tinggi menggunakan uranium pengayaan rendah (<20% U235), merencanakan uji iradiasi elemen bakar uji (EBU) U-7Mo dan U-6Zr/Al di RSG-GAS. Posisi iradiasi G-7 dipilih dengan pertimbangan akan memberikan dampak perubahan reaktivitas minimum. Analisis keselamatan termohidrolika pada kondisi tunak (steady state) dan konveksi alam dilakukan pada daya 30 MW dan daya operasional 15 MW. Program komputasi satu dimensi COOLOD-N2 dan NATCON masing masing digunakan untuk menghitung parameter termohidrolika pada kondisi konveksi paksa dan konveksi alam, sedangkan program komputasi dinamika fluida tiga dimensi (CFD-3D) FLUENT untuk memberikan visualisasi parameter termohidrolika. Hasil verifikasi perhitungan FLUENT dengan COOLOD-N2 diperoleh deviasi antara 2,78% hingga 13,92%. Batas keselamatan EBU U-7Mo/Al dan U-6Zr/Al yang diiradiasi pada daya 15 MW maupun 30 MW memenuhi batas keselamatan sesuai dengan yang dipersyaratkan 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 FUEL ELEMENT in RSG-GAS BY USING COOLOD-N2, NATCON and CFD-3D.The Center for Nuclear Fuel Technology BATAN through research and development of low-enriched uranium fuel (<20% U235) has a plan for irradiating experimental fuel element plates of U-7Mo and U-6Zr/Al in RSG-GAS. G-7 irradiation position is therefore selected with a consideration to give minimum reactivity changes. Thermal hydraulics safety analysis at steady state and free convection is performed on the power of 30 MW and 15 MW. One-dimensional computational programs, COOLOD-N2 and NATCON, are used to calculate thermal hydraulics parameters in conditions of forced and free convection, while three-dimensional computational fluid dynamic FLUENT 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 margin required 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.

Item Type: Article
Subjects: Keselamatan dan Keamanan Nuklir
Divisions: Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir
Depositing User: USER PTKRN BATAN
Date Deposited: 18 May 2018 03:39
Last Modified: 18 May 2018 03:39
URI: http://repo-nkm.batan.go.id/id/eprint/2009

Actions (login required)

View Item View Item