e-Repository BATAN

Advanced Search

ANALISIS KEBOCORAN PIPA PRIMER UNTAI UJI TERMOHIDRAULIKA REAKTOR TERMODIFIKASI MENGGUNAKAN RELAP5/Mod3.2 Anhar R. Antariksawan, Susyadi, Khairul H., Joko P.W., Edy S., Surip W., Ismu H., Kiswanta, Giarno

Anhar Riza Antariksawan, ARA and Susyadi Susyadi, SS and Khairul, KH and Joko Prasetio Witoko, JPW and Edy Sumarno, ES and Surip Widodo, SW and Ismu Wahyono, Puradwi and Kiswanta, KW and Giarno, GN (2003) ANALISIS KEBOCORAN PIPA PRIMER UNTAI UJI TERMOHIDRAULIKA REAKTOR TERMODIFIKASI MENGGUNAKAN RELAP5/Mod3.2 Anhar R. Antariksawan, Susyadi, Khairul H., Joko P.W., Edy S., Surip W., Ismu H., Kiswanta, Giarno. In: Prosiding Presentasi Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir VIII ISSN No. 1410-0533, 26 dan 27 Pebruari 2003, Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir.

Full text not available from this repository.

Abstract

ABSTRAK ANALISIS KEBOCORAN PIPA PRIMER UNTAI UJI TERMOHIDRAULIKA REAKTOR TERMODIFIKASI MENGGUNAKAN RELAP5/Mod3.2. Telah dilakukan analisis kejadian kebocoran pipa pendingin primer Untai Uji Termohidraulika Termodifikasi (UUTR.Mod-1) menggunakan paket program komputer RELAP5/Mod3.2. Analisis dilakukan untukkebocoran ukuran diameter 10 mm pada pipa cold leg untuk kondisi operasi dingin (tanpa daya pemanas) dan kebocoran pada cold leg maupun hot leg untuk daya pemanas UUTR.Mod-1 sebesar 1000 kW. Hasil analisis menggunakan RELAP5/Mod3.2 tersebut dibandingkan dengan hasil eksperimen. Secara umum, hasil perhitungan dengan RELAP5/Mod3.2 untuk ketiga kasus yang dipelajari telah dapat mendekati dengan baik hasil eksperimen. Perbedaan paling signifikan terlihat pada perubahan tekanan sisi primer. Hasil perhitungan menunjukkan penurunan tekanan yang lebih cepat. Hal ini dapat disebabkan belum sempurnanya pemodelan hidraulik, terutama untuk perhitungan pressure drop. Kata Kunci: analisis, kecelakaan kehilangan pendingin, RELAP5/Mod3.2 ABSTRACT LEAK ANALYSIS OF PRIMARY PIPE OF MODIFIED REACTOR THERMOHYDRAULIC TEST LOOP USING RELAP5/Mod3.2 CODE. Analyses of primary pipe break of Reactor Thermal-hydraulic Test Loop (UUTR.Mod-1) have been conducted using RELAP5/Mod3.2 code. The analyses were done for the break of 10 mm diameter at the cold leg during cold operation (without thermal power), and the break at cold leg and hot leg during hot operation with 1000 kW thermal power. The analysis results were compared with the experimental data. In general, the calculation results agreed well with the experimental data. The significance difference was the primary pressure during transient; the calculation predicted faster pressure decrease. It could be caused by imperfect hydraulic model, especially for the pressure drop calculation. Key Words: analysis, loss-of-coolant accident, RELAP5/Mod3.2

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 Apr 2020 07:01
Last Modified: 21 Apr 2020 07:01
URI: http://repo-nkm.batan.go.id/id/eprint/9756

Actions (login required)

View Item View Item