EVALUASI PERBANDINGAN KINERJA TERMOHIDROLIKA SUB-KANAL TERAS PWR 1000 TIPIKAL DENGAN AP-1000

ABSTRAK
EVALUASI PERBANDINGAN KINERJA TERMOHIDROLIKA SUB-KANAL TERAS
PWR 1000 TIPIKAL DENGAN AP-1000. Investigasi terhadap karakteristik termohidrolika
elemen bakar merupakan langkah penting berkaitan dengan aspek desain teras reaktor. Makalah ini
menganalisis termohidrolika sub-kanal elemen bakar AP-1000 dan PWR 1000 menggunakan paket
program RELAP5. Pendekatan model sub-kanal lazim dipakai dalam analisis termohidrolika elemen
bakar. Paket program RELAP5 dapat digunakan untuk menganalisis karakteristik termohidrolika
teras dan sistem reaktor yang dalam analisis sub-kanal ini menggunakan nodalisasi yang terdiri dari
model pipa, time dependent junction, time dependent volume dan struktur kalor. Untuk itu, data
desain yang terkait dengan parameter termohidrolika dan data geometri sub-kanal dipakai sebagai
acuan. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk validasi pemodelan sub-kanal elemen bakar AP 1000
dan PWR 1000 tipikal dan mendapatkan perbandingan karakteristik termohidrolikanya. Investigasi
kondisi steady dilakukan untuk menganalisis data termohidrolika sub-kanal elemen bakar dan
simulasi transient untuk mengetahui awal pembangkitan fraksi void dengan cara pengurangan laju
aliran pendingin. Hasil analisis meliputi distribusi temperatur aksial kelongsong, temperatur
pendingin, heat flux dan fraksi void. Pada kondisi steady, model ini diverifikasi dengan data
parameter desain termohidrolika AP-1000 dan PWR 1000 yang mana secara umum telah
menunjukkan kesesuaian. Hasil simulasi yang dilakukan terhadap transien laju alir menunjukkan
bahwa fraksi void terbentuk lebih dahulu pada PWR 1000 dari pada AP-1000. Hal ini penting untuk
dikaji karena berkaitan dengan kondisi keselamatan termohidrolika teras reaktor.
Kata kunci: pemodelan sub-kanal, elemen bakar AP-1000, PWR 1000, RELAP5
ABSTRACT
COMPARATIVE EVALUATION OF THERMAL-HYDRAULIC PERFORMANCE SUBCHANNEL
CORE TYPICAL PWR 1000 WITH AP-1000. Investigation of fuel element thermalhydraulic
characteristic is important step related to aspect of reactor core design. This paper
analyzes of the AP-1000 and PWR 1000 fuel element sub-channel thermal-hydraulic using RELAP5
code. Discussed on the sub-channel model approach is usual utilized in the fuel element thermalhydraulic
analysis. The RELAP5 code could be utilized for analyze the core and reactor system
thermal-hydraulic, used the nodalization that consists of pipe model, time dependent junction, time
dependent volume and heat structure. Therefore design data relates thermal-hydraulic parameter
and sub-channel geometry is applied as references. The purpose of this study is to modeling
validation of sub-channel fuel AP 1000 and PWR 1000 typical and to get comparison of thermalhydraulic
characteristics. The analysis is carried out in case of steady-state and transient simulation
for the coast down flow of coolant. The steady state investigation is used to analyze the sub-channel
thermal-hydraulic of fuel and transient simulation to know the beginning of void fraction appear by
decreasing of coolant flow rate. The analysis result including axial temperature distribution of
cladding, cooling temperature, heat flux and void fractions. In steady condition, the model was
verified with the parameter of AP-1000 and PWR 1000 thermal-hydraulic design in which shows a
good agreement. Simulation results conducted on the transient flow rate indicates that the void
fraction formed earlier on PWR 1000 than that of AP-1000. This is important for assessment in the
future because it is relate to the thermal-hydraulic safety condition of the reactor core.
Keywords: sub-channel modeling, fuel element of AP-1000, PWR 1000, RELAP5