Elfrida Saragi, EG and Roziq Himawan, rh (2016) THERMAL DISTRIBUTION ANALYSIS IN PRESSURE VESSEL WALL OF PWR. In: Prosiding Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir 2016, 4-5 Agustus 2016, BATAM.
PROSIDING_SENTEN_2016.pdf
Download (145MB) | Preview
Abstract
ABSTRAK
ANALISIS DISTRIBUSI THERMAL PADA DINDING BEJANA TEKAN PWR. Bejana tekan
reaktor merupakan komponen sangat penting yang dikategorikan kedalam standar
keselamatan kelas 1 dalam reaktor tipe Pressurized Water Reactor (PWR). Bejana tekan
reaktor sering mendapatkan beban panas, radiasi, tekanan dan kemungkinan korosi.
Keandalan dalam bagian ini sangat tergantung pada beban yang diterima seperti beban
temperatur yang berubah -ubah. Untuk mengantisipasi agar bejana tekan dapat tetap
berfungsi dengan baik maka dilakukan analisis struktur. Tujuan dari penelitian ini adalah
mengevaluasi pengaruh temperatur terhadap desain struktur bejana tekan reaktor AP1000
menggunakan analisis termal transien. Analisis termal transien dilakukan pada dinding
bejana tekan reaktor PWR. Analisis termal transien menggunakan metode komputasi
pemodelan berbasis elemen hingga. Komputasi pemodelan menggunakan data bejana
tekan reaktor AP1000. Komputasi pemodelan yang dilakukan dengan menvariasikan
temperatur inlet dan outlet. Temperatur inlet dan outlet digunakan sebagai beban. Dinding
bejana tekan dimodelkan secara 2-D menggunakan elemen axisimetri. Hasil analisis adalah
distribusi temperatur. Hasil yang diperoleh terjadi penurunan temperatur dari 343 oC menjadi
340 oC pada waktu (t) 998.7 detik dan 427 oC menjadi 419 oC pada waktu 999.9 detik.
Penurunan temperatur ini tidak akan menyebabkan kerusakan pada dinding bejana tekan
AP1000. Penyelesaian masalah menggunakan code MSC-PATRAN berbasis elemen
hingga.
Kata Kunci: Dinding Bejana Tekan, PWR, Transien Termal, Code MSC-PATRAN.
ABSTRACT
THERMAL DISTRIBUTION ANALYSIS IN PRESSURE VESSEL WALL OF PWR.The
reactor pressure vessel is a very important component of which is categorized into Class 1
safety standard of the reactor type Pressurized Water Reactor (PWR). The reactor pressure
vessel gets a load of heat, radiation, pressure and the possibility of corrosion and chemical.
Reliability in this section is highly dependent on the load it receives such as changing
temperature loads. To assure that the pressure vessel can remain functioning properly then
do the structural analysis. The purpose of this study was to evaluate the effect of
temperature on the structural design of the AP1000 reactor pressure vessel which used
transient thermal analysis.Transient thermal analysis was done on the walls of the reactor
pressure vessel PWR. Transient thermal analysis used computational modeling.
Computational modeling used AP1000 reactor data. Inlet and outlet temperature is used as
load. Computational modeling was done by varying the inlet and outlet temperature. The wall
was modeled using 2-D by axisymmetric elements. The results of the analysis are the
temperature distributions. The temperature drop are occurred from 343 °C to 340 °C at 998.7
seconds and from 427 oC to 419 oC at 999.9 seconds. This temperature drop will not cause
damage in pressure vessel wall of PWR.The solving problem used MSC-PATRAN code
which is based on finite element method
Keywords: Wall Pressure Vessel, PWR, ThermalTransient, MSC-PATRAN Code
Item Type: | Conference or Workshop Item (Paper) |
---|---|
Subjects: | Taksonomi BATAN > Keselamatan dan Keamanan Nuklir Taksonomi BATAN > Keselamatan dan Keamanan Nuklir |
Divisions: | BATAN > Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir IPTEK > BATAN > Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir |
Depositing User: | Administrator Repository |
Date Deposited: | 21 May 2018 06:16 |
Last Modified: | 31 May 2022 04:43 |
URI: | https://karya.brin.go.id/id/eprint/2169 |