e-Repository BATAN

Advanced Search

ANALISIS LOSS OF COOLANT ACCIDENT PADA SISI COLDLEG UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR TERMODIFIKASI DENGAN PAKET PROGRAM CATHENA Susyadi, Sugiyanto, Ismu H., Edy Sumarno, Joko Prasetyo W., Anhar R. Antariksawan, Andi Sofrani E., Khairul H.

Susyadi Susyadi, SS and Sugiyanto, Mei and Ismu Wahyono, Puradwi and Edy Sumarno, ES and Joko Prasetio W, JPW and Anhar Riza Antariksawan, ARA and Andi Sofrany Ekariansyah, ASE and Khaerul Handono, KH (2003) ANALISIS LOSS OF COOLANT ACCIDENT PADA SISI COLDLEG UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR TERMODIFIKASI DENGAN PAKET PROGRAM CATHENA Susyadi, Sugiyanto, Ismu H., Edy Sumarno, Joko Prasetyo W., Anhar R. Antariksawan, Andi Sofrani E., Khairul H. 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 LOSS OF COOLANT ACCIDENT PADA SISI COLDLEG UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR TERMODIFIKASI DENGAN PAKET PROGRAM CATHENA. Dalam penelitian ini telah disimulasikan kejadian Loss of Coolant Accident (LOCA)di sisi coldleg pada untai uji termohidrolika reaktor yang ada di P2TKN. Simulasi dilakukan dengan membuat model sistem UUTR menggunakan paket program CATHENA. Model-model yang digunakan antara lain adalah model PUMP, VALVE, VOLUME, ACCUMULATOR TANK, RESERVOIR, DISCHARGE, GENERALIZED TANK, SEPARATOR dan GENHTP. Pemodelan yang telah dibuat kemudian dipakai untuk melakukan perhitungan kondisi tunak dimana daya test-section adalah sebesar 1 MWatt dengan tekanan dan laju aliran air masing-masing 15,5 MPa dan 9,4 kg/detik. Pada bagian sistem sekunder, laju alirair umpan adalah sebesar 15,0 kg/detik dan temperatur 27o C serta tekanan 0.8 MPa. Hasil perhitungan kondisi tunak menunjukkan bahwa temperatur masukan dan keluaran aliran pada test section adalah 121 o C dan 146 oC. Setelah kondisi tunak diperoleh, perhitungan dilanjutkan dengan menerapkan skenario LOCA pada sisi coldleg. Diawali pada kondisi tunak sebagaimana tersebut di atas, secara tiba-tiba pada detik ke sepuluh terjadi kebocoran dengan diameter sebesar 2 mm. Akibat kebocoran ini, tekanan sistem turun secara drastis. Saat tekanan mencapai 4,2 MPa, tangki accumulator bekerja untuk mengganti air yang terbuang. Selang beberapa saat kemudian, pompa mengalami trip karena tekanan terus turun hingga 4.0 MPa. Akibat trip tersebut laju alir juga turun hinggadibawah 40 % dari laju alir nominalnya. Hal ini menyebabkan test section juga mengalami trip. Dari hasil perhitungan program, terlihat bahwa saat transien temperatur aliran pendingin maksimum adalah sebesar 159 C dan temperatur pusat batang pemanasnyaadalah 223 C. Dari hasil tersebut dapat disimpulkan bahwa selama kondisi transien berlangsung batang pemanas berada pada kondisi yang aman. ABSTRACT COLDLEG LOSS OF COOLANT ACCIDENT (LOCA) ANALYSIS OF THE MODIFIED REACTOR THERMOHYDROLIC TEST FACILITY USING CATHENA COMPUTER CODE: A LOCA analysis at coldleg of the reactor thermal hydrolic test facility using CATHENA computer code has been completely conducted. The analysis was performed by modeling the reactor thermal hydrolic test loop into generic models of the CATHENA such as PUMP, VALVE, VOLUME, ACCUMULATOR, TANK,RESERVOIR, DISCHARGE, GENERALIZED TANK, and GENHTP. The primary system was simulated at power of 1 MWatt with pressure and mass flow at 15.5 MPa and 9.4 kg/s respectively. At secondary side, feedwater flowed at 15.0 kg/s with temperatur of 27 C and pressure of 0.8 MPa. The calculation showed that during steady state the inlet and outlet temperatur of test section were 121 C and 146 C. After calculating steady state condition, the calculation was followed by transient calculation. The transient was triggered by pipe break at coldleg with diameter of the break was 2 mm. Due to this break, the pressure decreased dramatically. When the presurre reached 4.2 MPa, the accumulator started suplying water into the system. A moment later, the pump was also tripped because of the continuing pressure drop that reached 4.0 MPa. As a consequence the coolant flow was also dropped. At the coolant 40 % of normal flow, the power of heated rods then shutted down. The result of calculation showed that during the transient, the maximum coolant temperatur was 159 C and the maximum temperatur of heated rods was 223 C. Based on these results, it can be concluded that during the transient, the heated rods were not in danger.

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 07:05
Last Modified: 21 Apr 2020 07:05
URI: http://repo-nkm.batan.go.id/id/eprint/9776

Actions (login required)

View Item View Item