e-Repository BATAN

Advanced Search

ANALISIS TRANSIEN TERMOHIDROLIKA TERAS SILlS IDA RSG-GAS AKIBAT HILANGNYAPENDINGIN PRIMER (LOFA)

Endiah Puji Hastuti, EPH (1999) ANALISIS TRANSIEN TERMOHIDROLIKA TERAS SILlS IDA RSG-GAS AKIBAT HILANGNYAPENDINGIN PRIMER (LOFA). PROSIDING SEMINAR HASIL PENELITIAN PRSG. ISSN 0854-5278

[img]
Preview
Text
Endiah Puji H.pdf

Download (5MB) | Preview

Abstract

ANALISIS TRANSIEN TERMOHIDROLIKA TERAS SILISIDA RSG-GAS AKIBAT HILANGNYA PENDINGIN PRIMER (LOFA). Analisis terhadap disain termohidrolika.teras silisida RSG-GAS pacta kondisi transien dilakukan sesuai dengan model design basic accident. LOFA diasumsikan terjadi ketika laju alir pendingin berkurang hingga mencapai batas minimum yang mengakibatkansistem proteksi reaktor bekerja. Analisis dilakukan dengan cara membuat pemodelan disain teras dalam bentuk pembagian kanal sesuai dengan faktor distribusi radial teras silisida. Selanjutnya perhitungan dilakukan dengan menggunakan paket program EUREKA-2/RR. Titik berat analisis dilakukan untuk mempelajari karakteristik keselamatan termohidrolika segera setelah reaktor scram karena sinyal akibat kurangnya laju alir dan setelah terjadi aliran balik akibatterbukanya katup sirkulasi alamo Hasil analisismenunjukkanbahwa pactasaat terjadi LOFA, scram terjadi 2,95 detik setelah awal kecelakaan. Suhu maksimum meat, kelongsong dan suhu keluaran pendingin pacta kanal terpanas masing-masing adalah 147,83°C, 142,39°Cdan 46,5°C dan DNBR minimumsebesar 1,16. Katup sirkulasi alam membuka pactadetik ke 67,82 setelah awal scram terjadi. Suhumeat maksimum dan suhu kelongsong maksimum terjadi 73,10 detik setelah scram. Suhu maksimum pendingin keluar teras mencapai 78,36°C ketika 70,40 detik setelah scram dan DNBR minimum sebesar 1,74. ABSTRACT THERMAL HYDRAULICS TRANSIENT ANALYSIS FOR THE RSG-GAS CORE DESIGN DUE TO LOFA. Analysisfor the thermal hydraulic silicide core design has been carried out as a designbasic accident model. LOFA is assumeto be occur while the primary flow rate reached to the minimal value, the signal will be initiated reactor protectionsystem to work. The calculation modelwas developedby divided the core into channel group according with the silicide radial peaking factors. And then the analysis done by using EUREKA-2/RR program. The accident sequence has two important thermal hydraulic behaviors from safety point of view. One just after the reactor scram and the other is after natural circulation flaps open. The analysis results show that the reactor scram takes place 2.95 sec after the accident initiated. The fuel meat maximum temperature, fuel surface temperature and hot channel outletcoolant temperature each are 147.83°C, 142.39°C and 46.5°C, respectively, and the minimum DNBR is 1.16. The natural circulationflaps was opened at 67.82 second

Item Type: Article
Subjects: Reaktor Nuklir > Teknologi Reaktor > Fisika Reaktor
Divisions: Pusat Reaktor Serba Guna
Depositing User: EDITOR PRSG BATAN
Date Deposited: 20 Sep 2018 04:13
Last Modified: 20 Sep 2018 04:13
URI: http://repo-nkm.batan.go.id/id/eprint/3983

Actions (login required)

View Item View Item