ANALISIS KESELAMATAN THERMOHIDRAULIKA REAKTOR DAVA TIPE JP-600 PADA KONDISI TUNAK DAN TIDAK TUNAK LAJU ALiR

ANALISIS KESELAMATAN THERMOHIDRAULIKA REAKTOR DAYA TIPE JP-600 PADA KONDISI
TUNAK DAN TIDAK TUNAK lAJU ALlR.Telah dilakukan analisis akhir pendidihan inti yang merupakan
salah satu batasan disain JP~OO ( JAERI Passive Safety Reactor ). Terjadinya akhir pendidihan inti (DNB)
pada kegagalan pompa pending in utama merupakan salah satu faktor yang harus dihindari, karena dapat
menimbulkan pelelehan di dalam kelongsong bahan bakar baik pada kondisi tunak maupun kondisi tidak
tunak laju alir, akibat laju alir menurun dengan sangat cepat karena rendahnya inersia "Canned motor
pump". Analisis DNB dilakukan pad a 1/8 bagian teras yang dibagi dalam 83 kanal dan 40 aksial node pad a
kondisi tunak dan tidak tunak, dengan menggunakan Program COBRA IV-I yang dikopel dengan korelasi
EPRI-Columbia. Laju alir dan daya transien pada kegagalan pompa ditentukan dari perhitungan RETRAN-
02. Hasil minimum DNBR (MDNBR) mencapai harga sebesar 3,27 pada kondisi tunak Hasil MDNBR
pada kondisi tidak tunak sebesar 1,83 yang terjadi di "typical cell" setelah 3,7 detik dari awal kegagalan
pompa pendingin utama
ABSTRACT
THEMAL-HYDRAULIC SAFETTY ANALYSIS OF JP~OO TYPE IN THE STEADY STATE AND
TRANSIENT FLOW CONDITION. The departure from nucleate boiling (DNB) under pump trip accident is
one of the limiting design constraint of JP-600" JAERI Passive Safety Reactor" because the flow reduce
very rapidly due to low inertia of canned motor pump used in the primary coolant loop. In the present
analysis, steady-state and transient DNB analysis for JP-600 Yiere performed with COBRA IV-I Code The
whole core was represented by the 1/8 sector which was divided into 83 subchannels and 40 axial nodes
As the DNB correlation, EPRI-Columbia correlation was selected for base case. The minimum DNBR
results was 3.27 in the steady state condition. The MDNBR under transient condition was 1.83 which is
observed at 3.7 seconds in the typical cell