ANALISIS TERMOHIDROLIKA ELEMEN BAKAR UJI U-7Mo/Al dan U-6Zr/Al di RSG-GAS MENGGUNAKAN COOLOD-N2, NATCON dan CFD-3D

ANALISIS TERMOHIDROLIKA ELEMEN BAKAR UJI U-7Mo/Al dan U-6Zr/Al di RSG-GAS
MENGGUNAKAN COOLOD-N2, NATCON dan CFD-3D. Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir
PTBN-BATAN melalui litbang bahan bakar densitas tinggi menggunakan uranium pengayaan
rendah (<20% U235), merencanakan uji iradiasi elemen bakar uji (EBU) U-7Mo dan U-6Zr/Al di
RSG-GAS. Posisi iradiasi G-7 dipilih dengan pertimbangan akan memberikan dampak perubahan
reaktivitas minimum. Analisis keselamatan termohidrolika pada kondisi tunak (steady state) dan
konveksi alam dilakukan pada daya 30 MW dan daya operasional 15 MW. Program komputasi
satu dimensi COOLOD-N2 dan NATCON masing masing digunakan untuk menghitung parameter
termohidrolika pada kondisi konveksi paksa dan konveksi alam, sedangkan program komputasi
dinamika fluida tiga dimensi (CFD-3D) FLUENT untuk memberikan visualisasi parameter
termohidrolika. Hasil verifikasi perhitungan FLUENT dengan COOLOD-N2 diperoleh deviasi
antara 2,78% hingga 13,92%. Batas keselamatan EBU U-7Mo/Al dan U-6Zr/Al yang diiradiasi
pada daya 15 MW maupun 30 MW memenuhi batas keselamatan sesuai dengan yang
dipersyaratkan di dalam Laporan Analisis Keselamatan RSG-GAS.

Kata kunci: elemen bakar uji, pelat elemen bakar U-7Mo/Al, pelat elemen bakar U-6Zr/Al,
COOLOD-N2,NATCON, CFD-3D FLUENT.

THERMALHYDRAULIC ANALYSIS of U-7Mo/Al and U-6Zr/Al EXPERIMENTAL FUEL
ELEMENT in RSG-GAS BY USING COOLOD-N2, NATCON and CFD-3D.The Center for
Nuclear Fuel Technology BATAN through research and development of low-enriched uranium
fuel (<20% U235) has a plan for irradiating experimental fuel element plates of U-7Mo and
U-6Zr/Al in RSG-GAS. G-7 irradiation position is therefore selected with a consideration to give
minimum reactivity changes. Thermal hydraulics safety analysis at steady state and free
convection is performed on the power of 30 MW and 15 MW. One-dimensional computational
programs, COOLOD-N2 and NATCON, are used to calculate thermal hydraulics parameters in
conditions of forced and free convection, while three-dimensional computational fluid dynamic
FLUENT is used to provide visualization of thermal hydraulics parameters. The comparison of COOLOD-N2 and FLUENT calculation results shows a deviation between 2.78% to 13.92%.
Safety margin of U-7Mo and U-6Zr/Al irradiated at 15 MW and 30 MW meet the safety margin
required in the RSG-GAS Safety Analysis Report.

Keywords: experimental fuel element, U-7Mo/Al fuel element plate, U-6Zr/Al fuel element plate,
COOLOD-N2, NATCON, CFD-3D FLUENT.