Proceedings Seminar ReM/or Nllklir dalam Peneli/ia/~ Sainsdan Tekrwlogi Menllju Era lInggal Landas
Bandung, 8 - 10 Oklober 1991PPTN - BKl'AN
ANALISIS KASUS KONVEKSI ALAMIAH PADA TERAS REAKTORDENGAN ASUMSI DAY A MERATA
B. Soekodijat, Henky P.R.,Putranto Ilham Yazid, Sudjatmi K.A.Pusat Penelitian Teknik Nuklir - Badan Tenaga Atom Nasional
ABSTRAKANALISIS KASUS KONVEKSI ALAMIAH PADA TERAS REAKTOR'DENGAN
ASUMSI DAYAMERATA.Pada teras reaktor Triga Bandung, proses perpindahan panas yangterjadi dari elemen bakar ke fluida adalah proses perpindahan panas konveksi alamiah.Gerakan fluida dalam konveksi alamiah sangat rendah sehingga sangat sulit diukur. OJehkarena itu untuk mempelajari pendinginan yang terjadi, diperlukan cara tertentu yang dapatmewakili data pengukuran secara menyeluruh di setiap elemen bakar. Dalam penelitian inidilakukan perhitungan numerik dan pengukuran untuk menentukan bentuk distribusi suhudan kecepatan aliran dari £1uidapendingin di sekitar elemen bakar reaktor. Perhitungandilakukan dengan menganggap bahwa sumber panas hanya berasal dari elemen bakar yangdianalisis saja, sedang pengaruh panas yang dihasilkan oleh elemen bakar yang lain sangatkecil sehingga dapat diabaikan. Dari cara tersebutdi atas dapat diperoleh data-data distribusisuhu dan kecepatan fluida pendingin untuk semua titik pada elemen bakar. Daya reaktordianggap terdistribusi rata di antara masing-masing bahan bakar. Perhitungan numerikdilakukan dengan metode eksplisit. Hasil yang diperoleh sudah cukup baik untukmenunjukkan bentuk distribusi- distribusi kecepatan vertikal dan horisontal serta distribusisuhu.
ABSTRACTNATURALCONVECTIONANALYSISIN REACTOR COREASSUMING FLATPOWER
DISTRIBUTION. For Bandung TRIGA reactor core, the heat transfer from fuel element tocooling fluid is a natural convection. The fluid move in natural convection is very low suchthat it is very difficult to be measured. In order to study the cooling process taken place, it isrequired a certain means which can represent the overall measuring data in each fuel element.In this research, the numerical calculation and the measurement are performed to determinethe form of temperature and velocity distribution of the cooling fluid at the surrounding ofreactor fuel element. The calculation is carried out by assuming that the heat source comesonly from the analyzed fuel element, while the influence of the heat produced by the other fuelelements is very small and can be neglected. From that means it can be obtained the data ofthe temperature and velocity distribution for points surrounding of the fuel element. Reactorpower is assumed uniformly distributed in each fuel element. Numerical calculation is carriedout by explicit method. The results are goodenough to show the forms ofvertical and horizontalvelocities and also temperature distributions.
PENDAHULUAN
Salah satu aspek yang dapat mempengaruhi keselamatan suatu reaktor nuklir adalahaspek perpindahan panas. Perpindahan panasyang baik akan menyebabkan pendinginanreaktor menjadi baik pula. Perpindahan panasyang baik berarti akan banyak panas yang dapat dipindahkan ke fluida pendingin sehinggasemua material yang berada di dalam sistemreaktor dalam keadaan aman.
Pendinginan di dalam reaktor tergantungpada proses perpindahan panas yang terjadidari elemen bakar reaktor ke fluida pendinginnya. Di dalam teras reaktor, proses perpindahanpanas yang paling dominan adalah proses konveksi, yang antara lain tergantung pada gerak-
an fluida pendingin. Dari perbedaan penyebabgerakan fluida, proses konveksi dapat dibedakan dalam dua macam, yaitu konveksi paksadan konveksi alamiah. Pada konveksi paksa,gerakan fluida disebabkan oleh usaha dari luarseperti pompa, fan, kompresor dan sebagainya;sedang pada konveksi alamiah, gerakan fluidahanya disebabkan oleh gradien rapat massasebagai akibat adanya perbedaan suhu antaratempat yang satu dengan tempat lain serta adanya gaya massa (body force) yang bekerja.Gerakan fluida dalam konveksi paksa dapatdengan mudah dilihat dan diukur, karena gerakan terjadi sebagai akibat adanya usaha dariluar sehingga gerakan tersebut relatif cukup
100
(1)
Proceedings Seminar Reaktor Nuklir dalam Penelitian Sainsdun Teklwlogi MenuJu Era 1'inggal Landas
besar di daerah pengukuran. Sedang gerakanfluida dalam konveksi alamiah sangat rendahsehingga sangat sulit diukur.
Demikian pula yang terjadi pada teras reaktor Triga Bandung, proses perpindahan panasyang terjadi dari elemen bakar ke fluida adalahproses perpindahan panas konveksi alamiah,sehingga sulit untuk memperoleh data-dataeksperimen melalui pengukuran. Oleh karenaitu untuk mempelajari pendinginanyang terjadidiperlukan eara-eara tertentu yang dapatmewakili data pengukuran seeara menyeluruhdi setiap elemen bakar.
Dalam penelitian ini dilakukan perhitungan numerik dan pengukuran untuk menentukan bentuk distribusi suhu dan keeepatan aliran fluida pendingin di sekitar elemen bakarreaktor. Perhitungan dilakukan dengan menganggap bahwa sumber panas hanya berasal darielemen bakar yang dianalisis saja, sedangpengaruh panas yang dihasilkan oleh elemenbakar yang lain sangat keeil sehingga dapat diabaikan. Data pengukuran suhu elemen bakardan fluida pendingin hanya diperoleh untuk satu titik pengukuran yang terletak ditengah-tengah elemen bakar. Oleh karena ituuntuk membandingkan dua hasil tersebut,maka hasil perhitungan yang diperoleh hanyadiambil pada titikyang berada di tengah-tengahelemen bakar untuk dapat dibandingkan dengan hasil pengukuran. Dari eara di atas diperoleh data distribusi suhu dan keeepatan fluidapendingin untuk semua titik pada elemenbakar.
TEORI
Konfigurasi teras reaktor Triga Mark IIBandung ditunjukkan dalam Gambar 1. Fluidamengalir di dalam eelah yang terbentuk di antara batang- batang elemen bakar. Akibat adanyaperLedaan rapat massa fluida panas dan dinginserta bentuk celah di antara batang-batang elemen bakar maka akan terjadi aliran fluida yangbervariasi dalam semua arah. Karena perpindahan panasnya seeara konveksi alamiah, maka arah aliran air di dalam tangki yang dominanadalah arah vertikal dari bawah ke atas. Arahini diambil sebagai arah X. Keeepatan aliI'an airarah horisontal jauh lebih kecil dari pada keeepatan air arah vertikal. Oleh karena itu untukmempermudah perhitungan, aliran air horisontal itu dapat diwakili oleh komponen Y saja.Jadi peninjauan eukup dalam 2 dimensi saja.
Karena elemen bakar berbentuk silinder dimana panjang batang elemen bakar L » diameternya, maka arah aliran konduksi panas
Bandung, 8 -10 Oktober 1991PPTN - BATAN
II l "'''lit
IMU'--
irnodiaLion spa""
PneuII,etlc t ••••• fer 8)'atom
Gambar 1. Konfigurasi teras reaktor TrigaMark IIBandung
dalam elemen bakar hanya dalam arah horisontal (radial) saja sedang konduksi panas arahvertikal dapat diabaikan.PERPINDAHAN PANAS DALAM BATANGELEMEN BAKAR
a. Perbedaaan suhu akibat perpindahan panaskonduksi dalam bahan bakar (pelet)Uranium.
Q
To - Tl = 4 Jt L hp
To = suhu pusat (tengah-tengah) bahan bakar[ °C].
'1'1 = suhu luar bahan bakar (suhu bagiandalam kelongsong) roC].Q = panas yang dihasilkan oleh bahan bakar
[Watt].L = panjang elemen bakar [m].kp = konduktivitas panas pelet bahan bakar
[Watt/m °C].
b. Di antara bahan bakar Uranium dan kelon,gsong SS-304 terdapat eelah setebal 0,01~:7em. Waktu keadaan masih baru, eelah inibiasanya diisi gas helium. Untuk penurunansuhu sepanjang eelah
(2)
Tc = suhu eelah rata-rata (bagian dalam kelongsong) rOC].
101
Proceedings Seminar Reoktor Nuklir dalam Pell.elitilJJ£SainscUInTekrwlogi MeltUju Era Tinggal Land.as
Rl = jari-jari eelah rata-rata em].
Ko'H =- (2a){] tc
ko ( T) = 1,79 10-5 '['J,77 [Watt/emOC](2b)
tc = tebal eelah [em].T = suhu rata-rata eelah [OK]
(:. Perbedaan suhu akibat perpindahan panaskondu ksi dalam kelongsong 88-304
Q In (R2/Rl )
Tl-T2= 2 L" (3)Jt lk
Bandung, 8- 10 Oktober 1991PPTN - BATAN
u = ~ = viskositas kinematik [m2/dt] (7)p
~t = viskositas dinamik [kg/m dt]
a = I~ = difusivitas [m2 /dt] (8)P p
k = konduktivitas panas [W/m °C]p = rapat massa fluida [kg/m ]
CE = panas jenis fluida pada tekanan konstan[kJ/kgoC]Dengan mengambil bentuk tanpa dimensi
sebagai berikut :x
x = D ' x=X Dh, Ox = Dh OXh
___ I U =u Uo>, Ou = Uw Ou
Dh = diameter hidrolik kanal air di antaraelemen-elemen bakar em].Uw = keeepatan pada lapisan batas [m/dt]Tw = suhu dinding bahan bakar [0C]
maka persamaan (4) berubah menjadi
o U + U 0 U + V 0 U = OR T + ~ 02 U (10)0"'[ 0 x 0 Y Re2 Re oy2
_ T - Tw = T ( Tw - Tw)
o (T - Tw) = ( Tw - Tw) Ot
"'[Dh Dht=-- ot=-o"'[Uw' Uw
(9)
T2 = suhu dinding luar kelongsong elemenbakar rOC].kk = konduktivitas panas kelongsong elemen
bakar 88-304 [W/m °C].R2 = jari-jari kelongsong bahan bakar em].
Perlu diingat bahwa harga konduktivitas pa
nas ~ dan kk berubah dengan perubahan suhu.
KONVEKW ALAMIAH DALAM AIRPENDINGIN
Persamaan dasar untuk penentuan distribusi keeepatan aliran dan suhu dapat dijabarkan dari persamaan kekekalan momentum, persamaan kekekalan energi,dan persamaan kontinuitas.[2],[6],[9]a. Persamaan kekekalan momentum
~iu 0 u 0 u 02 u-;:-- + u - + v - =g B (T -To» + u -- (4)I) t 0 x 0 Y ()y2
b. Persamaan kekekalan energi
o ( T - To> ) 0 ( T - To> ) 0 ( T - To> )
ot +u Ox + Oy
02 ( T - To» (5)a oy2
e. Persamaan kontinuitas
xx=- -y=yDh'oy = DhoY
Dh xx=-- u=U Uw Ou = UwoUUw- ,
xx= Uw
(T-Tw)
T=(Tw_Tw)
t Uw ,"'[= n;:-
persamaan (5) berubah menjadi
bT oT oT 10"'[ + U 0 X + V 0 Y = + PI' Re
persamaan (6) berubah menjadio U ouOX+Oy=O
(11)
(12)
(6)
x = jarak arah sumbu xy = jarak arah sumbu yu = komponen keeepatan arah sumbu x [m/dt]v = komponen keeepatan arah sumbu y [m/dt]t = waktu [dt]g = pereepatan gravitasi [m/dt2]B = koefisien muai volume [oC-l]T = suhu rOC]TvJ = suhu fluida pada lapisan batas rOC]
p2 g B ( Tw - T w ) L9 _ Bilangan Grashof0,. = 2~(13)
Re = p Uw D = Bilangan Reynolds (14)~
PI' = ~ = Bilangan Prandtl (15)a
Persamaan-persamaan (10), (11), dan (12)adalah persamaan-persamaan dalam bentuk
102
Proceedings Seminar Reaktor Nuklir dalam PeruditialL Saill.8dun Teklwlogi Menuju Era 1Yngga[ Landns
Bandung, 8 - 10 Oktober 1991PPTN - BATAN
Gr T' '+ ~ Ui,j + 1 - 2 Ui,j + Ui,j-lRe2 ',J Re
1~· "'" T'· T' , T' , T' .',J - 1',J + lfi,j ',J - • -1 ,J Vi,j ',J+ 1- I,J =
6.'t 6.X 6.Y
f·o ~j.o y j_n
Gambar 2. Pembagian daerah air pendinginyang diteliti
tanpa dimensi. Daerah yang diteliti adalah airdi sekitar elemen bahan bakar. Persamaanpersamaan tersebut diselesaikan dengan caramembagi-bagi daerah yang diteliti atas bagianbagian kecil ~ dan 11Y seperti terlihat dalamGambaI' 2.
Dengan mengguna kan metode beda hinggaeksplisit (explicit finile difference method) makapersamaan-persamaan (10), (11),dan (12), berubah menjadi sebagai berikut,
•
Ui,j - Ui,j U" Ui,j - Ui - l,j Vi, ' Ui,j+ 1 - Ui,j _6't + ',J 6. X J 6. Y
Element (IFE) yaitu suatu elemen bakar yangdilengkapi dengan 3 buah termokopel chromelalumel. IFE dimasukkan pada posisi elemenbakar yang ingin diukur, kemudian reaktor dioperasikan pada daya yang diinginkan dan suhunya dicatat .
Dengan menggunakan asumsi-asumsisebagai berikut :1. Daya reaktor dianggap terdistribusi sarna di
antara masing-masing elemen bakar danuntuk satu elemen bakar, dayanya terdistribusi merata sepanjang elemen bakar (bukanfungsi sinus). Daya 1 elemen bakar = (Dayareaktor) / (Jum- lah elemen bakar).
2. Air dianggap sebagai fluida incompressible.3. Suhu air pada lapisan batas (Tw)diambil ::
suhu air rata-rata antara suhu air masuk(Tin) dan suhu air keluar (Tout>: Tw = (Ti;l+ Tout )/2
4. Besaran-besaran fisik air seperti volumespesifik (vr),panas spesifik (Cpr),viskosita:3(~r) konduktivitas panas (kr), PrandtlNumber (Prr) dan koefisien ekspansi (1'30 diambil pada suhu rata-rata antara suhu dinding elemen bakar/ kelongsong (Tw) dansuhu air pada lapisan batas (T(d).TBar= (Tn+ Tw)/2
5. Diameter hidrolik (Dh ) diambil diameterhidrolik dari kanal air berupa luasan dian·tara 4 elemen bakar dan di antara 1 elemenbakar dan elemen bakar di dekatnya tidakada jarak.
6. Kecepatan air pada lapisan bata~ (Uw)= lajualiI' pompa primer dibagi luas penampangtangki reaktor.
Kemudian dilakukan perhitungan nume··rik maka hasil yang diperoleh adalah sepertidalam Tabell dan GambaI' 4, 5 dan 6.
(17)
(18)
(16)
1i,j + 1 - 2 Ti,j + Ti,j - 1
( 6. Y)2
.... I
I I I !i i !i A I R -'----f--I I .I, Ii
I(i ,)I ; .JI ', ,I I
: 1 IL ~x !T_I I
! I"
ex:«:.:«rD
z«:r:«rD
1PrRe
Ui,j - Ui - l,j + Vi,j - Vi,j - 1 = 06.X 6Y
GambaI' 4. Suhu air vs jarak horisontal pad aTau = 0,24 ( t = 0,35 detik)
dengan U " V 'dan T 'adalah harga-harga akhirsetelah satu interval waktu Dt. Untuk penyelesaian ketiga persamaan di atas diberi kondisiawal sebagai berikut :- Untuk X = 0, harga T (ij=l) = 1.0
U (ij=l) = 0.0- Untuk X > 0, harga T (ij 1) = 0.0
U (ij 1) = 0.0
CARA PENELITIAN
Penelitian dilaksanakan dengan pengukuran suhu elemen bakar dan suhu air pendingin pad a masukan (inlet) dan keluaran(outlet) dalam teras reaktor.
Pengukuran suhu elemen bakardilaksanakan menggunakan Instrumented Fuel
300.00
250.00
~•..~ 200.00
~(; 150.00
'f""-100.00"r.,~ 50.00
'U'
--x-o~ ~~ x ~ , DELTA X- X = 2 DELTA X•..••.•..• x - :3 DELTA X- X - 4 DELTA X•..••.•..• x - ~ DELTA X••••.• X _ 6 DELTA X•.•••.•.•• X - 7 DELTA· X
DELTA x - 0.75:'89(- 0.0077 "",to,,)
DELTA Y - O.OICOO
(- 0.0001 motor)
103
0,38550
0,01820
0,0001
0,01870
1,00000
Prooeedings Seminar ReaHtor Nuklir &,Jum Pe,.elitirm SainscUm Tekrwlogi Melwju Era 1IngguJ Landas
----l_.- .. " . ~! ~•••• ,>( r \ loELTA x; _- • .c ~ 2 DELL'- XI •....•• , ..• )( • 3 DELTA X
1 ~-- j( • 4 IDELTA X_ ••.• K : 5 (DELTA X•.• _ I( • 6 (r.ELTA x
i - u" X • 7 \DELTA x.
JLLI~ t - 0.n269i_ (\Dcn" ",et.')
OL,·,. 'f • 00'000(_ ~'!)OOI melct)
Gambar 5. Kecepatan air vertikal vsjarak horisontal pada Tau = 0,24 ( t = 0,35 detik)
1<- "- ..-" "--'t "•...•• - X _
-"-1- =•.••.•.• )( =- •. - Jt =
D:::.TA x = 0.75269t- 0.0077 meter)
DELTA Y " 0.0\00':'(- 0.0001 meter)
8.00
Gambar6. Kecepatan air horisontal vs jarakhorisontal pada Tau = 0,24 ( t = 0,35 detik)
Tabell. Hasil perhitungan distribusi kecepatan dan distribusi suhu air pendingin.
J2ATA-DATA REAKTOR :DAYA REAKTOR [Watt] Q = 700000,00000~rUMLAH ELEMEN BAKAR DLM. TERAS JEB "
73,00000
PANJANG ELEMEN BAKAR [m] L =
JARI-JARI PELET [m] R1 =
TJ':BAL CELAH (GAP) [m] CEL =
JARI-JARI LUAR KELONGSONG [m] R2 =
JARI-JARI TANGKI REAKTOR [m] RT =
/Jandung, 8 - 10 Oktober 1991PPTN - BA1'AN
PERCEPATAN GRAVITASI [m/detik2] G = 9,80700
SUHU-SUHU DALAM ELEMEN BAKAR :S UHU DI TENGAH·TENGAH PELET [oC] TO = 376.000
SUHULUARPELET[oC] TP=318.112
S UHU CELAH/BAG. DLM KELONGSONG [ °C] TG =
273.712
SUHU DlNDlNG LUAR KELONGSONG [oC] TD =
268.066
KARAKTERISTIK AIR PENDINGIN :SUHU AIR MASUK fC] TIN = 38.50000
S UHU AIR KELUAR ~C] TOUT = 42.00000
S UHU AIR BULK [ 0c] TBULK = 40.25000
SUHU RATA-RATA AIR [oC] TBAR = 154.15802
LAJU ALIR AIR [m3/jam] LA = 80.00000
PEMBAHASAN DAN KESIMPULAN
Dari hasil-hasil yang tertera di atas (padasaat Tau = 0,24 atau pada saat t = 0,35 detik)tampak bahwa :1. Distribusi suhu air harganya sudah cukup
baik (Gambar 4), lebih jauh dari elemenbakar harganya menurun, sedang lebih keatas (harga X bertambah) suhunya bertambah.
2. Distribusi kecepatan air vertikal cukup baik(Gambar 5). Lebih jauh dari elemen bakarmula-mula kecepatan naik, kemudianturun menuju harga Uex:> = 0,0071 m/detik .Sedang lebih ke atas (harga X bertambah)kecepatannya lebih besar.
3. Distribusi kecepatan air horisontal cukupbaik (Gambar 6), harganya negatip yangberarti arah aliran air menuju ke elemenbakar. Lebihjauh dari elemen bakar, harganya lebih besar (lebih negatip).
Dari hasil-hasil perhitungan ini dapat ditarik kesimpulan bahwa metode beda hinggaeksplisit dapat digunakan untuk menentukandistribusi-distribusi kecepatan (vertikal dan horisontal) serta distribusi suhu, dengan asumsidaya reaktor merata sepanjang elemen bakar.
UCAPAN TERIMA KASIH
Kami ucapkan banyak terima kasihkepada rekan-rekan :- Sub Bidang Fisika Reaktor- Sub Bidang Operasi Reaktor- Sub Bidang Teknologi Reaktoryang telah membantu membantu terlaksananya penelitian ini.
104
Proceedings Seminar Reakwr Nuklir dalam Penelitial£ Sainsdun Tekrwlogi Menuju Era Tinggal Landas
Ha.ndung, 8- 10 Okwber 1991'PPTN - BATAN
Tabell. HasH perhitungan numerik distribusi kecepat an dan distribusi suhu air pendingin.(sambungan)
X MAX
YMAX
DELTA X
DELTA Y
DELTA X (dIm. meter)
DELTA Y (dim. meter)
BlLANGAN REYNOLDS
BlLANGAN GRASHOF
BILANGAN PRANDTL
DELTA TAU
PADA SAAT TAU
0,34737161 detik
KECEPATAN AIR RATA-RATA [m/detik] UBAR = ,70771E-02
BETA AIR [11K] BETA = ,10100E-02
VOLUME SPESIFIK AIR [m3/kg] VOLS = ,10930E-02
DENSITAS AIR" [kg/m3] RHO = 914,91302
VISKOSITAS AIR [N.detikjm2] MYU = ,17900E-03
PANAS SPESIFIK AIR [kJ/kg.K] CP = 4,31600
KONDUKTIVITAS PANAS AIR [w/m.K] KA = 0,68600
DIAMETER HIDROLIK KANAL AIR [m] DH = 0,01024KONVEKSI ALAMIAH DALAM TERAS DENGAN :
BANYAKNYA DELTA X (M) = 50.
BANYAKNYA DELTA Y (N) = 50.
DISTRIBUSI SUHU r 2Ql:.
= 37,63432
= 0,50000
= 0,75269
= 0,01000
= 0,00771000
= 0,00010243
RE = 370,53134
GR = 0,63360E+08
PR = 1,12619
= 0,00100000= 0.24000031 ATAU PADA t "
y/x0!!.x2~x3~x4 !!.x5 !!.x6 !!.x7 !!.x
0
268,0660268,0660268,0660268,0660268,0660268,0660268,0660268,0660~y
40,2500165,3179185,2885194,5542203,8658211,1461214,1779214,96422~y
40,250097,9401120,1824132,8358146,1879158,3018164,3744166,21273~y
40,2500G4,515180,474991,6851103,7566115,6998122,7744125,29294~y
40,250049,960259,625367,693776,454385,478991,503893,94955~y
40,250044,002849,385954,475560,032265,871370,090571,97296~y
40,250041,652144,474247,379150,572653,974456,563157,79407~v
40.250040 753742.149343.672645 363847.188648 626349 3390
DISTRIBUSI KECEPATAN KOMPONEN U (ARAH VERTIKAU rm/detikl:
y/x0!!.x2 ~x3~x4 !!.x5 !!.x6 !!.x7 !!.x
0
0,00000,00000,00000,00000,00000,00000,00000,0000~y
0,00710,05140,07340,08980,10410,11190,11430,11492~y
0,00710,04640,07730,10180,12470,14060,14730,14913~y
0,00710,03140,05900,08260,10560,12450,13450,13784~y
0,00710,02010,04000,05850,07680,09350,10380,10795~y
0,00710,01340,02610,03870,05140,06370,07210,07586~y
0,00710,00990,01740,02510,03300,04100,04680,0496nv
o 00710.00830.0123o 01660.0211o 0258o 0294o 0312
DISTRIBUSI KECEPATAN KOMPONEN V ( ARAH HORISONTAL ) r M/DETIK1:
y/x0!!.x2 ~x3~x4 !!.x5 !!.x6 !!.x7 !!.x
0
0,00000,00000,00000,00000,00000,00000,00000,0000~y
0,0000- 0,0007.0,0003• 0,0002- 0,0002- 0,0001- 0,00000,00002~y
0,0000- 0,0013- 0,0007• 0,0005- 0,0005- 0,0003- 0,0001- 0,00003~y
0,0000- 0,0017- 0,0011- 0,0009- 0,0008- 0,0006- 0,0003- 0,00004~y
0,0000- 0,0020- 0,0013- 0,0011- 0,0010- 0,0008- 0,0004- 0,00015~y
0,0000- 0,0022- 0,0015- 0,0013• 0,0012- 0,0010- 0,0005- 0,00026~y
0,0000- 0,0023- 0,0016- 0,0014- 0,0013- 0,0011- 0,0006- 0,0002nv
o 0000- 0.0024- 0 0017- 0.0014- 0.0014- 0 0011• 0 0006- 0.0002
105
Pmceedings SemilUtr Reak or Nllkiir dlliam Pew·iitian SHinsrhm Teknologi Menuju Ern 'Hnggf/l Land.as
DAFTAR PUSTAKA
Bf/ndung, 8 - 10 Oktober 1991PPTN - BATAN
1. PPTN; Laporan analisa keselamatan Reaktor Triga Mark II 1000 kW, Badan Tenaga AtomNasional- Pusat Penelitian Teknik Nuklir, Bandung (1984).
2. Aryadi Suwono dan Sugeng Santosa, Karakteristik aliran dan perpindahan panas antaraf1uida dan berkas pipa (model reaktor), Seminar Pendayagunaan Reaktor Nuklir untukKesejahteraan Masyarakat, PPTN-BATAN Bandung (26-27 September 1990).
3. Curtis F. Gerald, Applied Numerical Analysis, Addison- Wesley Publishing Company Inc.,California (1973).
4. Etherington, H., Nuclear Engineering Handbook, McGraw-Hall Book Company, New York(1958).
15. Frank Kreith & Ir. Arko Prijono, Prinsip-prinsip Perpindahan Panas, edisi ketiga, PenerbitErlangga, Jakarta (1986).
6. Heddy Krishyana Suyarto dkk., Perhitungan distribusi suhu elemen bakar berbentuksHinder dengan konveksi alamiah, disajikan dalam Pertemuan dan Presentasi IlmiahPenelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir, Yogyakarta (20-22 Maret 1990).
7. Henky P.R., Penelitian eksperimental pengaruh pemanasan pada laju aliran satu modelreaktor nuklir, Tugas akhir Strata dua di Jurusan Teknik Mesin, Fakultas Pasca Sarjana, Institut Teknologi Handung, Bandung (1987) ..
8. Holman, J.P. clan Ir. E. Jasjfi MSc., Perpindahan kalor, edisi kelima, Penerbit Erlangga,Jakarta (198,\).
9. Incropera, F.P. find DeWitt, D.P., Fundamentals of heat !'lnd mass transfer, second edition,John Wiley & Sons, New York (1985).
10. Khan, L.A. and Nabbi, R., Heat transfer analysis of the existing HEU and proposed LEUcores of Pakistan Research Reactor, Kernforschungs3:nlage (February 1987).
11. Nogotov, E.F., Applications of Numerical Heat Transfer, UNESCO, Paris (1978).
12. Shoichiro Nakamura, Computational Methods in Engineering and Science, John Wiley &Sons, New York (1977).
DISKUSI
Syarip :1. Apakah penulis sudah pernah menghitunglmembandingkan hasil perhitungan serupa denganmengambil Tin dan Tout pada kondisi sistem pendingin primer dimatikan ?2. Apakah terlalu sulitjika diambil anggapan bahwa distribusi daya kearah axial didekati denganfungsi cosinus ?3. Berapa besarnya bilangan Reynold, (aliran laminer atau turbulen )?B. Soekodijat :1. Belum pernah, karena kondisi primer dimatikan sedang daya reaktor tinggi adalah sangatberbahaya. Akan kami coba jika diizinkan untuk daya rendah dan pompa primer dimatikan.2. Memang tidak terlalu sulit, akan kami coba dengan daya fungsi cosinus.3. Bilangan Reynolds Re :::370,5 _m > masih dalam daerah laminer.
Suwarno Wiryosimin:A:mmsi bahwa pengaruh elemen bakartetangganya diabaikan, apakah bisa berlaku untuksetiaptingkat daya reaktor?B.. Soekodijat :Asumsi ini bisa berlaku untuk setiap daya reaktor, karena yang ditinjau hanya di daerahsekeliling elemen bakar berdasarkan teori lapisan batas pada pelat datal'. Daya reaktor sampaidengan 700 kW Pada penelitian lebih lanjut, akan kami masukkan pengaruh elemen bakartetangga nya.
106