e-Repository BATAN

Advanced Search

THERMAL DISTRIBUTION ANALYSIS IN PRESSURE VESSEL WALL OF PWR

Elfrida Saragi, EG and Roziq Himawan, rh (2016) THERMAL DISTRIBUTION ANALYSIS IN PRESSURE VESSEL WALL OF PWR. In: Prosiding Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir 2016, 4-5 Agustus 2016, BATAM.

[img]
Preview
Text
PROSIDING_SENTEN_2016.pdf

Download (145MB) | Preview

Abstract

ABSTRAK ANALISIS DISTRIBUSI THERMAL PADA DINDING BEJANA TEKAN PWR. Bejana tekan reaktor merupakan komponen sangat penting yang dikategorikan kedalam standar keselamatan kelas 1 dalam reaktor tipe Pressurized Water Reactor (PWR). Bejana tekan reaktor sering mendapatkan beban panas, radiasi, tekanan dan kemungkinan korosi. Keandalan dalam bagian ini sangat tergantung pada beban yang diterima seperti beban temperatur yang berubah -ubah. Untuk mengantisipasi agar bejana tekan dapat tetap berfungsi dengan baik maka dilakukan analisis struktur. Tujuan dari penelitian ini adalah mengevaluasi pengaruh temperatur terhadap desain struktur bejana tekan reaktor AP1000 menggunakan analisis termal transien. Analisis termal transien dilakukan pada dinding bejana tekan reaktor PWR. Analisis termal transien menggunakan metode komputasi pemodelan berbasis elemen hingga. Komputasi pemodelan menggunakan data bejana tekan reaktor AP1000. Komputasi pemodelan yang dilakukan dengan menvariasikan temperatur inlet dan outlet. Temperatur inlet dan outlet digunakan sebagai beban. Dinding bejana tekan dimodelkan secara 2-D menggunakan elemen axisimetri. Hasil analisis adalah distribusi temperatur. Hasil yang diperoleh terjadi penurunan temperatur dari 343 oC menjadi 340 oC pada waktu (t) 998.7 detik dan 427 oC menjadi 419 oC pada waktu 999.9 detik. Penurunan temperatur ini tidak akan menyebabkan kerusakan pada dinding bejana tekan AP1000. Penyelesaian masalah menggunakan code MSC-PATRAN berbasis elemen hingga. Kata Kunci: Dinding Bejana Tekan, PWR, Transien Termal, Code MSC-PATRAN. ABSTRACT THERMAL DISTRIBUTION ANALYSIS IN PRESSURE VESSEL WALL OF PWR.The reactor pressure vessel is a very important component of which is categorized into Class 1 safety standard of the reactor type Pressurized Water Reactor (PWR). The reactor pressure vessel gets a load of heat, radiation, pressure and the possibility of corrosion and chemical. Reliability in this section is highly dependent on the load it receives such as changing temperature loads. To assure that the pressure vessel can remain functioning properly then do the structural analysis. The purpose of this study was to evaluate the effect of temperature on the structural design of the AP1000 reactor pressure vessel which used transient thermal analysis.Transient thermal analysis was done on the walls of the reactor pressure vessel PWR. Transient thermal analysis used computational modeling. Computational modeling used AP1000 reactor data. Inlet and outlet temperature is used as load. Computational modeling was done by varying the inlet and outlet temperature. The wall was modeled using 2-D by axisymmetric elements. The results of the analysis are the temperature distributions. The temperature drop are occurred from 343 °C to 340 °C at 998.7 seconds and from 427 oC to 419 oC at 999.9 seconds. This temperature drop will not cause damage in pressure vessel wall of PWR.The solving problem used MSC-PATRAN code which is based on finite element method Keywords: Wall Pressure Vessel, PWR, ThermalTransient, MSC-PATRAN Code

Item Type: Conference or Workshop Item (Paper)
Subjects: Keselamatan dan Keamanan Nuklir
Divisions: Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir
Depositing User: USER PTKRN BATAN
Date Deposited: 21 May 2018 06:16
Last Modified: 21 May 2018 06:16
URI: http://repo-nkm.batan.go.id/id/eprint/2169

Actions (login required)

View Item View Item