OPTIMASI UKURAN TERAS DAN DAYA TERMAL TERHADAP TINGKAT SIRKULASI ALAMIAH BAHAN PENDINGIN Pb-Bi PADA REAKTOR CEPAT

Sri Oktamuliani, Dian Fitriyani

Abstract

Telah dilakukan analisis pengaruh ukuran teras geometri kubus terhadap tingkat sirkulasi alamiah bahan pendingin Pb-Bi pada reaktor cepat LMFBR dengan bahan bakar UN-PuN dan laju aliran massa pendingin total 4000 kg/s menggunakan program simulasi komputasi DTRIDI. Simulasi diawali oleh perhitungan neutronik yang memberikan hasil harga multiplikasi neutron dan fluks neutron yang dapat digunakan untuk perhitungan termal-hidrolik sehingga diketahui distribusi temperatur pada elemen bahan bakar dan pendingin. Tingkat sirkulasi alamiah dilakukan dengan pendekatan kuasistatik dari grafik yang ditunjukkan oleh perpotongan antara presure drop dan driving head sebagai fungsi dari laju alir total pendingin. Pada kondisi tersebut, adanya pengurangan daya pompa yang digunakan. Tingkat sirkulasi alamiah berdasarkan optimasi ukuran teras dan daya termal tercapai pada ukuran geometri teras yang lebih kecil dengan daya yang lebih besar. Tingkat sirkulasi alamiah pada daya 150 MWth tercapai pada ukuran geometri teras yang lebih kecil yaitu 50 cm bervolume 125 liter sebesar 12,5%. Sedangkan untuk reaktor dengan ukuran teras 80 cm tidak menunjukkan tingkat sirkulasi alamiah yang berarti reaktor dalam keadaan bahaya jika terjadi kecelakaan ULOF yaitu kecelakaan akibat hilangnya daya pompa.

Full Text:

PDF

References

Agostini, P dan Bertacci, G., (2002), Natural Circulation of Lead-Bismuth in OneDimensional Loop: Experiment and code predictions, Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering, Arlington, 14-18.

Chang, J-E dan kune Y.S., (2000), Natural Circulation Heat Transfer Analysis for A Liquid Metal Reactor, Proceedings of 8th I International Conference on Nuclear Engineering, Baltimore, MD, USA, 2-6.

Duderstadt, J.J. dan Hamilton, L.J., (1978), Nuclear Reactor Analysis, John Wiley & Sons, Inc., Kanada.

Fitriyani, D., (2006), Studi Desain Reaktor daya Nuklir Berbasis Kapal, Disertasi, Departemen Fisika, Institut Teknologi Bandung (ITB).

Jaluria, Yogesh, 1980, Natural Convection, Rutgers University, New Jersey.

Kazimi, M.S. dan Todreas, N.E., (1993), Thermal Hydraulic Fundamentals, Taylor&Francis, Amerika.

Krane, K.S., (1988), Introductory Nuclear Physics, John Wiley & Sons Inc., new York.

Novitrian dan H.Sofue., (2004), Study on Pb-Bi natural Circulation Phenomena, INES-1, Tokyo-japan, 1-4.

Sekimoto, H. dan Makino, S., 2001, LBE-Cooled Long-Life Safe Simple Small Portable Proliferation-Resistant Reactor (LSPR), Bulletin of the Research Laboratory for Nuclear Reactor, Special Issue No.4 ISSN 0387-6144.

Takahashi, M., 2004, Conceptual Design And R&D Of Steam Lift Pump Type LeadBismuth Coolled Boiling Water Small Fast Reactor, COE-INES Newsletter, Vol 1 No.6.

Waltar A.E. dan Reynolds, A.B., (1981), Fast Breeder Reactors, Pergamon Press, New York.

Refbacks

  • There are currently no refbacks.