e-Repository BATAN

Advanced Search

ANALISIS PENDINGINAN SIRKULASI ALAM PADA TERAS DAN KOLAM PENYIMPANAN BAHAN BAKAR BEKAS PWR-1000

Muhammad Darwis Isnaini, MDI and Muhammad Subekti, MS (2011) ANALISIS PENDINGINAN SIRKULASI ALAM PADA TERAS DAN KOLAM PENYIMPANAN BAHAN BAKAR BEKAS PWR-1000. ANALISIS PENDINGINAN SIRKULASI ALAM PADA TERAS DAN KOLAM PENYIMPANAN BAHAN BAKAR BEKAS PWR-1000. pp. 324-336. ISSN 0854-2910

[img]
Preview
Text
21_M_Darwis dkk-PTRKN-cd.pdf

Download (195kB) | Preview

Abstract

ABSTRAK ANALISIS PENDINGINAN SIRKULASI ALAM PADA TERAS DAN KOLAM PENYIMPANAN BAHAN BAKAR BEKAS PWR-1000. Telah dilakukan suatu analisis termohidrolika sirkulasi alam kondisi tunak pada teras dan kolam penyimpanan sementara bahan bakar PLTN PWR-1000. Dengan merujuk pada kecelakaan Fukushima, maka suatu analisis perlu dilakukan untuk mengetahui kemampuan pendinginan sirkulasi alam kondisi steady state teras PWR-1000 setelah beroperasi 1 tahun dan shutdown dalam waktu 0,1 detik. Analisis dilakukan dengan tahapan menghitung panas sisa dari perangkat bahan bakar, dan menghitung distribusi suhu pendingin dan bahan bakar dengan kode COBRA-EN. Selain itu, analisis ini juga untuk mengetahui kemampuan pendinginan sirkulasi alam kondisi steady state pada kolam penyimpanan bahan bakar bekas setelah bahan bakar digunakan dalam operasi reaktor selama 1 tahun dan shutdown selama 10 hari, dilakukan dengan kode COOLOD-N2. Hasil perhitungan pada pendingin sirkulasi alam tekanan tinggi 15 MPa pada kanal teras menunjukkan bahwa panas rerata peluruhan setelah shutdown 0,1 detik masih sebesar 236,28 MW. Peluruhan panas dengan pendinginan sirkulasi alam menghasilkan suhu saturasi pendingin 342,82o C, suhu keluaran pendingin sebesar 342,82o C, suhu maksimum kelongsong 343,65o C dan suhu maksimum meat di tengah bahan bakar sebesar 375,45o C. Selanjutnya telah terjadi pendidihan sepanjang bahan bakar 1,39 m atau 38,1% ujung bagian atas rod bahan bakar. Adapun hasil perhitungan pada pendinginan sirkulasi alam pada kolam penyimpanan bahan bakar setelah bahan bakar digunakan dalam operasi reaktor selama 1 tahun dan shutdown selama 10 hari, menunjukkan bahwa panas peluruhan sebesar 8,36 MW tidak mampu didinginkan dengan pendinginan sirkulasi alam, dan terjadi pendidihan sepanjang 75 – 80% panjang rod bahan bakar. Kedua hasil analisis tersebut merekomendasikan bahwa setelah reaktor shutdown maka pendinginan perangkat bahan bakar di dalam teras maupun di dalam kolam penyimpanan sementara bahan bakar harus dilakukan secara konveksi paksa untuk menghindari terjadinya pendidihan Kata kunci: Sirkulasi alam teras, COBRA-EN, kolam penyimpanan bahan bakar, COOLOD-N2, PWR-1000. ABSTRACT NATURAL CIRCULATION COOLING ANALYSIS IN PWR-1000’S CORE AND SPENT FUEL STORAGE. The analysis of natural circulation cooling in PWR-1000’s core and spent fuel storage was done. Refering to Fukushima accident, an analysis is required for knowing the capability of natural circulation cooling in steady state condition of PWR-1000 core after operated 1 year and shutdown in 0.1 second. The analysis was done using step calculate the decay heat from fuel assemblies, and calculate the meat and coolant temperature distribution using COBRA-EN code. Furthermore, the analys is also for knowing the capability of natural circulation in steady state condition of fuel storage after fuel has been used in reactor operation for 1 year and shutdown time for 10 days, using COOLOD-N2 code. The calculation result of natural circulation with high pressure of 15 MPa in core channel showed that averaged decay heat is still 236.28 MW after shutdown 0.1 second. Decay heat with natural circulation resulted that the coolant saturation temperature is 342.82 oC, coolant outlet temperature is 342.82o C, cladding maximum temperature is 343.65 oC, and meat maximum temperature in the middle fuel is 375.45 oC. Furthermore boiling was occured for fuel length of 1.39 m or 38.1% on upper side of fuel rod. The calculation result for fuel storage after fuel has been used in reactor operation for 1 year and shutdown time for 10 day, showed that decay heat of 8.36 MW can not be cooled by natural circulation and boiling will be happened for 75-80% fuel rod length. Both analysis results recommend that the fuel cooling either in core or in fuel storage must be done by forced convection after reactor shutdown, to avoid boiling. Keywords: Core natural circulation, COBRA-EN, spent fuel storage, COOLOD-N2, PWR-1000.

Item Type: Article
Subjects: Keselamatan dan Keamanan Nuklir
Divisions: Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir
Depositing User: USER PTKRN BATAN
Date Deposited: 12 Nov 2018 09:01
Last Modified: 12 Nov 2018 09:01
URI: http://repo-nkm.batan.go.id/id/eprint/4961

Actions (login required)

View Item View Item