PRELIMANARY STUDY TO PREDICTION OF OXIDATION GRAPHITE SHELL FUEL OF HTGRON ATWS CONDITION

Elfrida Saragi, EG and Geni Rina Sunaryo, GRS and Syaiful Bakhri, SB (2017) PRELIMANARY STUDY TO PREDICTION OF OXIDATION GRAPHITE SHELL FUEL OF HTGRON ATWS CONDITION. PRELIMANARY STUDY TO PREDICTION OF OXIDATION GRAPHITE SHELL FUEL OF HTGRON ATWS CONDITION. pp. 29-36. ISSN 2355-7524

[thumbnail of 4_P4_ID_31_ELFRIDA_ok_PTKRN.pdf]
Preview
Text
4_P4_ID_31_ELFRIDA_ok_PTKRN.pdf

Download (592kB) | Preview

Abstract

PRELIMANARY STUDY TOPREDICTION OF OXIDATION GRAPHITE SHELL FUEL OF
HTGRON ATWS CONDITION.One form of fuel HTGR is a sphere shape. Spherical fuel of
high temperature gas-cooled reactor (HTGR) is coated in graphite. One of the causes of the
weakness of graphite structure is due to graphite degradation. One of the accidents
occurring in a high temperature gas cooled reactor(HTGR) type is air in-leakage to the
primary systemcalled air ingress. Air ingress is preceded by a pressure drop (D-LOFC) that
leads to the degradation of the graphite shell fuel due to chemical reactions between oxygen
and graphite at temperatures above 950 0C and heating reactor core. The events of air
ingress occurs in conditions of D-LOFC on the anticipated transient without scram (ATWS).
The air ingress is considered as hypothetical scenario. The purpose of this study is to find
out the strength of the structure of the graphite shell of HTGR due to oxidation occurring on
air ingress-D-LOFC conditions. To determine the effect of oxidation on the integrity of the
fuel shell structure, the rate of oxidation is estimated using computational simulations with
GRSAC Code. The computational simulationused the data PBMR 400 MWt. The
computational simulation is resulted in an oxidation rate of 300 g/min for 60 hours with an
ATWS delayed of 2,000 minutes with depressurization for 50 minutes.Fractional weight loss
due to oxidation of 0.49 with a time of 125 hours is obviously smaller than the Idaho National
Laboratory (INL) results of 0.647.Therefore, strength of the mechanical structure of graphite
fuel shell is still in good condition.
Keywords: Shell Graphite, Oxidation rate, Mechanical strength,ATWS, GRSAC code.
ABSTRAK
STUDI AWAL UNTUK MEMPREDIKSI OKSIDASI GRAFIT SHELL BAHAN BAKAR HTGR
PADA KONDISI ATWS. Salah satu bentuk bahan bakar HTGR adalah bentuk bola. Bahan
bakar bola tipe reaktor berpendingin gas bersuhu tinggi (HTGR) dibungkus dengan grafit.
Salah satu penyebab kelemahan struktur grafit adalah karena degradasi grafit. Salah satu
kecelakaan yang terjadi dalam reactor tipe HTGR adalah masuknya udara ke dalam
rangkaian system primer yang disebut dengan air ingress. Kecelakaan masuknya udara
didahului dengan penurunan tekanan (D-LOFC) yang menyebabkan degradasi bahan bakar
grafit shell akibat reaksi kimia antara oksigen dan grafit pada suhu di atas 9500C dan
pemanasan teras reaktor. Peristiwa ingress udara terjadi pada kondisi D-LOFC pada
transien yang diantisipasi tanpa scram (ATWS).Untuk skenario hipotetis ini, dilakukan pada
peristiwa air ingress. Tujuan dari studi ini adalah untuk mengetahui kekuatan struktur
mekanik shell grafit HTGR akibat oksidasi yang terjadi pada kondisi air ingress-D-LOFC.
Untuk mengetahui dampak oksidasi integritas struktur shell bahan bakar, laju oksidasi
diestimasi menggunakan simulasi komputasi dengan GRSAC code. Simulasi komputasi
menggunakan data PBMR 400 MWt. Hasil simulasi komputasi diperoleh laju oksidasi
sebesar 300g/min selama 60 jam dengan waktu tunda ATWS selama 2000 menit dengan
depressurize selama 50 menit. Fraksi kehilangan berat selama oksidasi sebesar 0,49
dengan waktu 120 jam, lebih kecil dari hasil INLyaitu 0,647. Oleh karena itu, kekuatan
struktur mekanik shell grafit bahan bakar HTGR masih kondisi baik.
Kata kunci: Shell Grafit, laju oksidasi, Kekuatan mekanik, ATWS, Code GRSAC

Item Type: Article
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: 08 Nov 2018 06:21
Last Modified: 31 May 2022 04:34
URI: https://karya.brin.go.id/id/eprint/4650

Actions (login required)

View Item
View Item