PERHITUNGAN LEPASAN FRAKSIONAL HASIL BELAH BBN UO2 REAKTOR DAYA PWR-1000 AKIBAT KEHILANGAN PENDINGIN PRIMER MENGGUNAKAN FRCRL2M1

ABSTRAK
PERHITUNGAN LEPASAN FRAKSIONAL HASIL BELAH BBN UO2 REAKTOR DAYA PWR1000
AKIBAT KEHILANGAN PENDINGIN PRIMER MENGGUNAKAN FRCRL2M1. Lepasan hasil
belah bahan bakar reaktor nuklir (BBN UO2) PWR-1000 dalam keadaan kehilangan pendingin primer yang
dipostulasi-kan telah dihitung dengan program komputer FRCRL2M1 yang telah dikembangkan. Model
matematis untuk lepasan hasil belah ini dirumuskan berdasar pada teori difusi volume sederhana dan
pendekatan setara bola dari porositas bahan bakar. Baik komponen lepasan sebelum kecelakaan operasional
maupun komponen lepasan selama kecelakaan yang disebabkan oleh transien termal, keduanya dihitung.
Data suhu teras terinci diperlukan untuk menyusun sederetan perhitungan selanjutnya. Dengan metode ini
diperoleh konsentrasi tertinggi lepasan dua hasil belah jenis volatil di celah sempit BBN berturut-turut
sebesar 3,617×10-1 g/cm³ untuk gas Xe dan 4,653×10-1 g/cm³ untuk Iodium dari 12 jenis hasil belah tertentu
pada saat pra kecelakaan dan dihitung pula lepasan dari sejumlah bahan bakar yang meleleh selama 1500
detik pasca kecelakaan. Dalam 500 detik ke-tiga pasca LOCA, ada 38 dari 110 elemen volum teras (34,54%)
yang belum meleleh, sedangkan 72 sisanya (65,46%) dengan suhu tertinggi 1622 ºC di zona radial ke-2 dan
seksi aksial ke-6, meleleh. Pada suhu ini, laju pelepasan massa di dalam daerah elemen volume teras ini
sebesar 4,6 gram/detik.
Kata kunci: hasil belah, air pendingin primer, lepasan fraksional, parameter Arrhenius
ABSTRACT
FRACTIONAL RELEASE CALCULATION OF FISSION PRODUCT FROM PWR-1000 NUCLEAR
POWER REACTOR FUELED BY UO2 IN THE LOSS OF COOLANT ACCIDENT CONDITION USING
FRCRL2M1. The release of fission products from nuclear reactor fuel UO2 for PWR-1000 under postulated
loss-of-coolant accident conditions has been calculated using developed FRCRL2M1 computer program. The
mathematical model for release is based on simple volume diffusion theory and the equivalent-sphere
approximation of fuel porosity. Both the operational pre-accident release component and the accident core
thermal transient-induced release component are calculated. Detailed core temperature data are needed to
make the latter set of computations. The highest concentration of two types of volatiles as fission product
releases in the narrow gap of NFE were 3.617×10-1 g/cm³ for Xe gas and 4.653×10-1 g/cm³ for iodine
respectively have been calculated by this method from 12 specific types of fission product at the pre-accident
time and a number of releases from the fuel that melts during 1500 seconds after the crash has been also
calculated. In the third 500 sec. post-LOCA, there are 38 of the 110 elements of the core volume (34.54%)
that has not melted, while the remaining 72 (65.46%) with the highest temperature of 1622 ºC in radial zone2
and axial section-6, melted. At this case, the mass release rate in the core area of the volume element was
4.6 g /sec.
Keywords: fission product, primary cooling water, fractional release, Arrhenius parameter