ANALISIS SIFAT TERMAL TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI TUNAK

dokumen-dokumen yang mirip
PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE

ANALISIS PENGARUH DAYA UNTUK PENGUJIAN PIN BAHAN BAKAR TIPE PWR DI PRTF RSG-GAS

PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam. Sutrisno, Saleh Hartaman, Asnul Sufmawan, Pardi dan Sapto Prayogo

PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati

INVESTIGASI PENGARUH RETAK RADIAL PADA PELET EKSENTRIS TERHADAP PARAMETER TERMAL ELEMEN BAKAR PWR

PEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL TERMOHIDROLIK SUBKANAL PENDINGIN REAKTOR LWR

RISET KARAKTERISTIK RADIASI PADA PELET BAHAN BAKAR

ANALISIS PERBANDINGAN KINERJA PERANGKAT BAHAN BAKAR PLTN TIPE PWR AP 1000 DAN PWR 1000 MWe TIPIKAL DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM KOMPUTER

KARAKTERISASI INGOT PADUAN U-7Mo-Zr HASIL PROSES PELEBURAN MENGGUNAKAN TUNGKU BUSUR LISTRIK

PEMODELAN TERMOHIDROLIKA SUB-KANAL ELEMEN BAKAR AP-1000 MENGGUNAKAN RELAP5

ANALISIS PENGGUNAAN LAS TIG PADA ALAT FUEL PILING UNTUK PENGELASAN PIN BAHAN BAKAR TIPE PWR

PENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI

MODEL AUTOMATA PENGOPERASIAN DAN PERSIAPAN UNTAI UJI TERMOHIDRAULIKA BETA

ANALISIS IRADIASI TARGET TULIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY

ANALISIS PERHITUNGAN IRADIASI TARGET PRASEODIMIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY

STUDI PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI PADA SUSUNAN SILINDER VERTIKAL DALAM REAKTOR NUKLIR ATAU PENUKAR PANAS MENGGUNAKAN PROGAM CFD

ANALISIS IRADIASI TARGET KALIUM BROMIDA DI REAKTOR SERBA GUNA-GA SIWABESSY

PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL. Mochamad Imron, Ariyawan Sunardi

STATUS PENCEMBANCAN INFRA - KODE ANALISIS KINERJA BAHAN BAKAR PLTN di KOREA SELATAN

DESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR

RISET KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR PADA SAAT REAKTOR MENGALAMI FLUKTUASI DAYA

Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR)

PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM ABSTRAK

PENGARUH DENSITAS URANIUM TERHADAP UMUR DAN BURN UP BAHAN BAKAR NUKLIR DI DALAM REAKTOR RSG-GAS DITINJAU DARI ASPEK NEUTRONIK

ANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF

PEMODELAN SISTEM TUNGKU AUTOCLAVE ME-24

ANALISIS PERBANDINGAN DESAIN TERMAL PEMBANGKIT UAP PWR 1000 MWE MENGGUNAKAN METODE LMTD, NTU-EFEKTIVITAS DAN DIAGRAM T-H.

BAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN

ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K ABSTRAK ABSTRACT

Providing Seminar Hasil Penelitian PZTRR ISSN T0aa»2002 PENGEMBANGAN TEKNOLOGI IRADIASI

PEMETAAN DISTRIBUSI SUHU DAN DNBR PADA PERANGKAT BAHAN BAKAR AP1000-EU. Muh. Darwis Isnaini Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN

PENGARUH WAKTU SINTER TERHADAP DENSITAS PELET UO 2 DARI BERBAGAI UKURAN SERBUK

OPTIMASI KINERJA IHX UNTUK SISTEM KOGENERASI RGTT200K

ANALISIS TEGANGAN PADA SAMBUNGAN NOSEL MASUK DAN KELUAR BEJANA TEKAN REAKTOR DENGAN MEH

EVALUASI PARAMETER DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SUB KANAL PLTN AP1000 PADA KONDISI TUNAK

ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5

DISTRIBUSI TEMPERATUR SAAT PEMANASAN DAN PENDINGINAN PER- MUKAAN SEMI-SPHERE HeaTING-03 BERDASARKAN TEMPERATUR AWAL

EVALUASI PERILAKU SWELLING IRADIASI BAHAN BAKAR RSG GAS

SOLUSI ANALITIK DAN SOLUSI NUMERIK KONDUKSI PANAS PADA ARAH RADIAL DARI PEMBANGKIT ENERGI BERBENTUK SILINDER

PENENTUAN SIFAT THERMAL PADUAN U-Zr MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER

BAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM

SIMULASI KARAKTERISTIK ALIRAN DAN SUHU FLUIDA PENDINGIN (H 2 O) PADA TERAS REAKTOR NUKLIR SMR (SMALL MODULAR REACTOR)

REAKSI TERMOKIMIA PADUAN AlFeNi DENGAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2

Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 )

ANALISIS SIFAT TERMAL PADUAN AlFeNi SEBAGAI KELONGSONG BAHAN BAKAR REAKTOR RISET

PENELITIAN KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN DI KAKI DINGIN REAKTOR PADA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

PENGUKURAN SIFAT TERMAL ALLOY ALUMINIUM FERO NIKEL MENGGUNAKAN ALAT DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER

STUDI KARAKTERISTIK ALIRAN PADA TUJUH SILINDER VERTIKAL DENGAN SUSUNAN HEKSAGONAL DALAM REAKTOR NUKLIR MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM FLUENT

KARAKTERISTIKA PERPINDAHAN PANAS TABUNG COOLER PADA FASILITAS SIMULASI SISTEM PASIF MENGGUNAKAN ANSYS

PENGARUH PENAMBAHAN ALIRAN DARI BAWAH KE ATAS (BOTTOM-UP) TERHADAP KARAKTERISTIK PENDINGINAN TERAS REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG

KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIK REAKTOR TRIGA 2000 UNTUK KONDISI 110 PERSEN DAYA NORMAL

VERIFIKASI PERHITUNGAN TEMPERATUR ELEMEN BAKAR REAKTOR KARTINI

Simposium Nasional Teknologi Terapan (SNTT) ISSN X STUDI LITERATUR PENGEMBANGAN NANOFLUIDA UNTUK APLIKASI PADA BIDANG TEKNIK DI INDONESIA

PENINGKATAN UNJUK KERJA KETEL TRADISIONAL MELALUI HEAT EXCHANGER

TRANSFER MATERIAL RADIOAKTIF DI HOTCELL 101 IRM VIA KH-IPSB3

RANCANG BANGUN ALAT UJI MEKANIK BATANG KENDALI RSG-GAS

ANALISIS KOMPOSISI BAHAN DAN SIFAT TERMAL PADUAN AlMgSi-1 TANPA BORON HASIL SINTESIS UNTUK KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR RISET

HASIL PERHITUNGAN DAN ANALISIS

KARAKTERISASI SIFAT TERMAL PADUAN AlFe(2,5%)Ni(1,5%) DAN AlFe(2,5%)Ni(1,5%)Mg(1%) UNTUK KELONGSONG BAHAN BAKAR REAKTOR RISET

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK

BAB I TINJAUAN UMUM PERUSAHAAN

PEMBUATAN PELAT ELEMEN BAKAR MINI U-7Mo/Al

UJI 'BENCHMARK' TERMOHIDRAULIKA TERAS KERJA RSG GAS DALAM KEADAAN TUNAK

PENETAPAN PARAMETER PROSES PEMBUATAN BAHAN BAKAR UO 2 SERBUK HALUS YANG MEMENUHI SPESIFIKASI BAHAN BAKAR TIPE PHWR

Fakultas Teknik Universitas Ibn Khaldun Bogor Jl. KH. Soleh Iskandar KM.2 Bogor 16162

Analisis Karakteristik Rewetting Dalam Celah Sempit Vertikal Untuk Kasus Bilateral Heating Berdasarkan Perubahan Temperatur Awal Plat

ASSALAMU ALAIKUM, WR, WB.

ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR

ANALISIS KOEFFISIEN REAKTIVITAS TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8gU/cc DENGAN KAWAT KADMIUM MENGGUNAKAN SRAC ABSTRAK

PADA BAHAN BAKAR UO2 DERAJAT BAKAR TINGGI TERHADAP PELEPASAN GAS HASIL FISI

ANALISIS TRANSIEN AKIBAT KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PADA TERAS SILISIDA RSG-GAS MENGGUNAKAN KODE EUREKA-2/RR

ANALISIS TERMOHIDROLIK TEMPAT PENYIMPANAN BAHAN BAKAR DI BULK SHIELDING MENGGUNAKAN CFD FLUENT

STUDI PENGEMBANGAN DESAIN TERAS REAKTOR NUKLIR RISET 2 MWTH DENGAN ELEMEN BAKAR PLAT DI INDONESIA

STUDI ANALITIK POLA ALIRAN DAN DISTRIBUSI SUHU DINDING ELEMEN BAKAR SILINDER DI TERAS REAKTOR NUKLIR SMALL MODULAR REACTOR

EVALUASI DESAIN TERMAL KONDENSOR PLTN TIPE PWR MENGGUNAKAN PROGRAM SHELL AND TUBE HEAT EXCHANGER DESIGN

BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah

STUDI TENTANG PENGARUH NITROCARBURIZING DC-PLASMA TERHADAP PERUBAHAN KEKERASAN DAN STRUKTUR MIKRO PADA MATERIAL Zr-4

Desain Reaktor Air Superkritis (Supercritical Cooled Water Reactor) dengan Menggunakan Bahan Bakar Uranium-horium Model Teras Silinder

SIMULASI PERSOALAN KONDUKSI PANAS PADA KONDISI TUNAK UNTUK ELEMEN BAHAN BAKAR REAKTOR TRIGA MARK II BANDUNG

OPTIMALISASI PENDINGINAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR SERBAGUNA SIWABESSY DI KOLAM PENYIMPANAN SEMENTARA

Kata kunci: analisis transient aliran, SSSR, aliran sirkulasi alam, loop primer, kondisi normal.

ANALISIS SUB-BULUH PADA MODEL REAKTOR SUSUNAN BAHAN BAKAR BUJURSANGKAR ATAU HEKSAGONAL

ANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 SI 2 -AL. Jati Susilo, Endiah Pudjihastuti Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir

PENGARUH TEMPERATUR, WAKTU OKSIDASI DAN KONSENTRASI ZrO 2 TERHADAP DENSITAS, LUAS PERMUKAAN DAN RASIO O/U HASIL REDUKSI (U 3 O 8 +ZrO 2 )

ANALISIS DISTRIBUSI SUHU PADA ELEMEN BAHAN BAKAR TRIGA

ANALISIS TEGANGAN TERMAL PADA DINDING BEJANA TEKAN REAKTOR PWR. Elfrida Saragi, Roziq Himawan Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

Website : jurnal.ftumj.ac.id/index.php/semnastek

PENGARUH POSISI DAN LINEARITAS DETEKTOR START-UP DALAM PENGUKURAN FRAKSI BAKAR RSG-GAS PADA KONDISI SUBKRITIS. Purwadi

BAB I PENDAHULUAN di Bandung dan Reaktor Kartini yang berada di Yogyakarta. Ketiga reaktor

RANCANGAN ALAT BANTU MUAT-BONGKAR KAPSUL PRTF RSG-GAS

PEMODELAN MULTI-KANAL TUBE-SIDE PADA PEMBANGKIT UAP PLTN 1000 MW

INSTALASI DAN PENGUJIAN SISTEM KONTROL TEMPERATUR FURNACE MULTI STEP RAMP/SOAK FUJI PXR 9

Konduksi Mantap 2-D. Shinta Rosalia Dewi

PENGEMBANGAN TEKNOLOGI PRODUKSI BAHAN BAKAR REAKTOR DAYA

BAB I PENDAHULUAN I.1.

BAB 3 METODELOGI PENELITIAN

KARAKTERISTIK SIFAT MEKANIK DAN MIKROSTRUKTUR PADUAN UZrNb PASCA PERLAKUAN PANAS

PENYUSUNAN PROGRAM KESIAPSIAGAAN NUKLIR INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL

Transkripsi:

ANALISIS SIFAT TERMAL TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI TUNAK Edy Sulistyono 1, Etty Marti Wigayati 2 1. Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang Selatan, 15310 2. Pusat Penelitian Fisika - LIPI Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang Selatan e-mail: edysulis@batan.go.id (Naskah diterima:16 April 2013, disetujui: 20 Mei 2013) ABSTRAK ANALISIS SIFAT THERMAL TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI TUNAK. Telah dilakukan pembuatan sampel uji pin bahan bakar tipe Pressurized Water Reactor (PWR) di Instalasi Elemen Bakar Ekperimen (IEBE). Untuk mengetahui unjuk kerja dari pin tersebut perlu dilakukan analisis dengan melakukan pengujian di Power Ramp Test Facility (PRTF). Analisis dilakukan dengan pemodelan program kode komputer menggunakan program FEMAXI-V. Dari pemodelan ini dapat diketahui unjuk kerja bahan bakar, antara lain adalah proses termal maupun proses mekanik pada kondisi tunak (steady-state). Keluaran (output) dari program tersebut diperoleh data entalpi, distribusi burn-up, distribusi temperatur ke arah aksial maupun radial pada pin bahan bakar secara kualitatif. Hasil pemodelan dengan program FEMAXI-V diketahui bahwa semakin lama elemen bakar diiradiasi nilai entalpi dan burn-up menunjukkan adanya peningkatan. Pola distribusi burn-up dan pola distribusi temperatur pada pin ke arah aksial nilai tertinggi di posisi node ke 5, sehingga untuk memprediksi unjuk kerja bahan bakar pin terhadap proses termal maupun mekanik dipilih pada posisi node ke 5. Hasil analisis proses iradiasi kondisi tunak dengan power 107 W/cm, waktu iradiasi hingga 38112,0 jam mengalami penurunan gap radial, tetapi belum terjadi kontak antara pelet dan kelongsong dan tidak terjadi tekanan kearah aksial maupun radial. Kata kunci: elemen bakar nuklir, pin, kelongsong, pelet. ABSTRACT THERMAL PROPERTIES ANALYSISON THE PERFORMANCEOF PWR TYPEFUEL PIN AT A STEADY-STATE CONDITION. A PWR fuel pin has been manufactured at the Experimental Fuel Element Installation of BATAN for performance test in RampPowerTestFacility of the RSG-GAS Multipurpose Reactor. A pre-irradiation modeling was conducted using FEMAXI-V. The otputs of the steady-state modeling calculation include enthalpy data, burn-up distribution, and qualitative radial and axial temperature distribution. The modeling results show that longer irradiation time increases the value of enthalpy and burnup axially. The burn-up and temperature distribution pattern has the highest value at node 5, and this value is hence chosen for theprediction of fuel pin performance during thermal and mechanical processes. Analysis of steady state irradiation 75

Urania Vol. 19 No. 2, Juni 2013 : 63 118 with a power of 107 W/cm and irradiation time up to 38112.0 hours shows radial gap decrease but not causing contact of the pellet and the cladding, and there is no indication of occurance of pressure to axial and radial directions between the pellet and the cladding. Keywords: nuclear fuel elements, pin,cladding, pellets PENDAHULUAN Dalam rangka pengembangan teknologi bahan bakar nuklir dan perluasan sarana litbang iptek nuklir, di Serpong telah dibangun berbagai fasilitas instalasi nuklir antara lain Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (IEBE) dan Reaktor Serba Guna GA Siwabessy (RSG-GAS). IEBE merupakan instalasi yang berfungsi untuk pengembangan pembuatan elemen bakar reaktor daya dan reaktor riset, sedangkan RSG-GAS menjadi pusat kegiatan ketenaganukliran BATAN di Serpong. Kegiatan yang dilakukan di RSG-GAS antara lain produksi radioisotop, pengujian material dan bahan bakar uji termasuk pin tipe Pressurized Water Reactor (PWR). Salah satu fasilitas iradiasi yang tersedia di RSG-GAS adalah fasilitas pengujian Power Ramp Test Facility (PRTF) [1] yang dapat digunakan untuk pengujian unjuk kerja bahan bakar untuk mendapatkan standar kualitas yang baik serta aman digunakan pada saat iradiasi di reaktor perlu dilakukan beberapa analisis. Salah satu analisis yang dapat dilakukan dengan cara menggunakan perhitungan program komputer. Untuk meramalkan atau memprediksi penomena fisika, mekanik, kimia pada elemen bakar diperlukan suatu model [1]. Pemodelan elemen bakar dibutuhkan bentuk struktur yang dapat memberikan pandangan secara detail dan memungkinkan dapat difabrikasi guna proses uji iradiasi. Untuk pemecahan permasalahan yang sangat komplek, maka muncul teori peramalan dengan menggunakan kode komputer yang sering disebut fuel rod performance codes. Kode komputer biasanya diklasifikasikan menjadi dua yaitu unjuk kerja secara keseluruhan dan secara lokal dari bahan bakar. Sebagai contoh kode komputer MIPAC, FEAST, FEMAXI [4] mampu mengevaluasi per bagian dari bahan bakar maupun interaksi antara bahan bakar dan kelongsong. Salah satu kode komputer yang telah dimiliki PTBN diharapkan dapat digunakan untuk menganalisis bahan bakar jenis PWR secara detail adalah program FEMAXI-V [2] Analisis tersebut dapat memberikan informasi dan memprediksi secara rinci dampak proses termal dan mekanik terhadap bahan bakar uji sebelum dikenai uji iradiasi dapat ditunjukkan pada Tabel 1. Program FEMAXI-V adalah suatu program untuk memprediksi unjuk kerja termal dan mekanik pin bahan bakar selama kondisi tunak dan transien, sehingga dapat menganalisis unjuk kerja sepanjang pin dan secara lokal dari sebagian kecil pin bahan bakar seperti terlihat dalam model geometri [3] pada Gambar 1 dan 2. 76

Tabel 1. Proses termal dan proses mekanikal dalam program FEMAXI. Material Proses termal Proses mekanikal Pelet Heat conduction Thermal expansion Densification Elasticity Swelling Plasticity Fission gas release Creep Creep Cracking Cracking Swelling Initial relocation Hot pressing Kelongsong Elasticity Thermal expansion Plasticity Elasticity Creep Plasticity Heat conduction Creep Thermal expansion Cracking Elemen Bakar Gap heat transfer Mechanical Interaction Gas pressure Surface heat transfer Gambar 1. Pin Bahan Bakar Uji tipe PWR. Gambar 2. Model Geometri Elemen Terbatas (Finite Element). TATA KERJA Metoda analisis yang dipergunakan adalah metoda yang dapat memprediksi unjuk kerja elemen bakar proses termal satu pin bahan bakar selama kondisi tunak. Model analisis dalam program komputer FEMAXI-V ini berdasarkan model geometri untuk unjuk kerja termal dan mekanikal [4]. Diagram alir kode komputer ditunjukkan pada Gambar 3. 77

Urania Vol. 19 No. 2, Juni 2013 : 63 118 Gambar 3. Diagram alir FEMAXI-V. Proses analisis dilakukan sesuai diagram alir FEMAXI-V pada Gambar 3, diawali dengan perhitungan proses termal yang diuraikan dalam dasar teori dan model [3]. Pemodelan unjuk kerja dibagi menjadi dua bagian yaitu analisis secara utuh satu pin dan secara lokal bahan bakar seperti pada Gambar 4 (a) dan (b). Dalam perhitungan model pin dibagi menjadi 10 node ke arah aksial, pelet dibagi menjadi 10 ring ke arah radial dan kelongsong dibagi menjadi 3 ring ke arah radial.adalah 10,78 dan 11,26%. 78

(a) Secara aksial dan radial (b) Secara lokal Gambar 4. Model Axisimetrik Elemen Terbatas (Finite Element). Model perpindahan panas pada permukaan pin bahan bakar dengan kondisi operasi berdasarkan temperatur pendingin konstan untuk sepanjang pin. Asumsiasumsi yang digunakan dalam perhitungan proses termal bahwa kenaikkan temperatur entalpi pendingin, temperatur masuk, kecepatan aliran tidak ditentukan selama periode analisis tetapi input data dapat diberikan sebagai variabel, tekanan dan kecepatan massa konstan pada arah aksial. Entalpi pendingin (air atau uap) dihitung dengan persamaan 2 π r q n l n h n+1 h n = (1) G A dengan h n = entalpi pada node n (J/kg), r = diameter ekternal pin bahan bakar (m), l n = panjang segmen n (m), G = kecepatan massa (= p.v) (kg/m 2 s), A = luas aliran (m 2 ), q n = flux segmen n (J/ m 2 s) Persamaan yang digunakan pada model perpindahan panas merupakan gabungan dari persamaan Dittus-Boelter dan persamaan Jens-Lottes sebagai berikut: q n = h (T n T s ) (2) dengan q n adalah heat fluks, h adalah entalpi, T n = temperatur pada node ke n dan T s adalah temperatur pada permukaan kelongsong. Koefisien perpindahan panas pada permukan kelongsong mengikuti persamaan Jens-Lottes : h w = 0,1263. Exp ( P w ) q 0,75 (3) 6,201 x 10 6 Persamaan Dittus-Boelter : h w * = 0,023 K (De Vp) 0,2. ( Pr) 0,4 (4) De. µ dengan h w = koeffisien tranfer panas permukaan (W/m 2 k), K = termal konduktiviti air pendingin (W/mk), De = diameter ekivalen (m), V = kecepatan alir air pendingin (m/s), P = densitas air pendingin (kg/m 3 ), µ = viskositas air pendingin (kg/ms), Pr = Prandtl number, h w = h w *. 10-4 Metode analisis Data hasil fabrikasi pin bahan bakar uji pada Tabel 2, digunakan sebagai data masukan perhitungan proses termal pin yang dioperasikan pada kondisi tunak, daya 107 W/cm dengan asumsi pin dibagi dalam 28 step, 10 node. 79

Entalpi (GJ/KGU) Urania Vol. 19 No. 2, Juni 2013 : 63 118 Tabel 2. Data hasil fabrikasi pin bahan bakar uji. No Material Hasil ukur Satuan 1 Diameter pelet 8,9 mm 2 Panjang pelet 9,4 mm 3 Diameter dish pelet 7,7 mm 4 Kedalaman dish atas pelet 0,32 mm 5 Kedalaman dish bawah pelet 0,32 mm 6 Fraksional densitas pelet 0,928-7 Grain size 6,9 µm 8 Surface Rougness pelet 0,74 µm 9 Berat pelet 6,04 gram 10 Berat total pelet 205,2771 gram 11 Diameter luar kelongsong 10,75 mm 12 Diameter dalam kelongsong 9,33 mm 13 Surface Rougness kelongsong 0,30 µm 14 Panjang kelongsong 366,5 mm 15 Panjang total pin 446,3 mm 16 Volume plenum 2376,4 mm 3 17 Tekanan gas Helium 1 bar 18 Leak testhe < 10-8 mbar cc/detik HASIL DAN PEMBAHASAN Pemodelan perpindahan panas ditetapkan pada daya 107 W/cm kondisi tunak dengan asumsi pin dibagi kedalam 28 step, 10 node dan hasil pengolahan data dengan program FEMAXI-V terhadap analisis termal ditunjukkan pada Gambar 5. 350.00 300.00 250.00 200.00 150.00 100.00 50.00 0.00 Waktu ( Jam ) Gambar 5. Pola peningkatan entalpi setelah iradiasi. Peningkatan entalpi terjadi adanya perpindahan panas akibat kenaikan temperatur dalam entalpi air pendingin yang dipindahkan dari pelet ke permukaan pin bahan bakar, sedangkan kajian waktu iradiasi terhadap burn-up bahan bakar ditunjukkan pada Gambar 6. 80

Temperatur ( o C ) BurnUp (MWD/TUO2) Burn-up MWD/TUO2) 3,500.0 3,000.0 2,500.0 2,000.0 1,500.0 1,000.0 500.0 0.0 Waktu ( Jam ) Gambar 6. Pola peningkatan nilai burnup. Fenomena pola peningkatan nilai burn-up yang dibangkitkan (Gambar 6) adalah sama dengan Gambar 5, sehingga data keluaran hasil perhitungan ini dapat digunakan untuk memprediksi waktu yang dibutuhkan untuk iradiasi pin bahan bakar tersebut. Hasil pemodelan perpindahan panas bila ditinjau dari proses thermal ke arah aksial dengan mengikuti Model Aksimetrik Elemen Terbatas (Finite Element) seperti pada Gambar 4 dengan daya 107 W/cm kondisi tunak, dipilih pin dibagi 10 node pada tahap (stage) no. 45, waktu iradiasi 14176 jam atau 19,7 bulan dan temperatur pendingin 255 o C memberikan keluaran informasi pola distribusi temperatur pada pelet bagian tengah/ pusat, pelet bagian luar, kelongsong bagian dalam dan kelongsong bagian luar terhadap posisi node dan burn-up ke arah aksial (Gambar 1) ditunjukkan pada Gambar 7 (a) dan (b) Kel bag luar Kel bag dalam Pelet bag Luar Pelet bag tengah 900.0 800.0 700.0 600.0 500.0 400.0 300.0 200.0 100.0 0.0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 Node 14000 12000 10000 8000 6000 4000 2000 0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 Node (a) (b) Gambar 7. Pola distribusi temperatur dan burn-up terhadap posisi node. Pola distribusi temperatur dan burnup terhadap posisi node (Gambar 7 a dan b) menunjukkan bahwa nilai tertinggi di node ke 5 atau posisi tengah sepanjang pin bahan bakar, sehingga untuk mengetahui pola distribusi temperatur ke arah radial (Gambar 4) dipilih posisi pelet di node 5 yang ditunjukkan pada Gambar 8. 81

Temperatur ( o C ) Urania Vol. 19 No. 2, Juni 2013 : 63 118 900.0 800.0 700.0 600.0 500.0 400.0 300.0 200.0 100.0 0.0 Kel bag luar Pelet bag Luar Kel bag dalam Pelet bag tengah Burn-up ( MWD/TUO2 ) Gambar 8. Pola distribusi temperatur terhadap burn-up. Pola Gambar 8 menunjukkan distribusi temperatur nilai tertinggi pada burnup 12813,5 MWD/TUO2, bila dibandingkan dengan posisi burn-up nilai tertinggi (Gambar 7 b) posisi berada di tengah sepanjang pin bahan bakar atau node ke 5. Hal ini menunjukkan bahwa kebolehjadian terjadi ketidaksesuaian tertinggi terhadap kriteria keberterimaan pada posisi node 5 sehingga untuk memprediksi terhadap sifat termal maupun mekanik selanjutnya dipilih pada posisi node ke 5 dalam perhitungan. Pemodelan ke arah radial dipilih node ke 5, pelet dibagi menjadi 10 ring dan kelongsong dibagi menjadi 3 ring memberikan keluaran informasi distribusi temperatur secara radial pada node no. 5 seperti yang ditunjukan pada Gambar 9. Data informasi hasil perhitungan final pada proses termal ditunjukkan pada Tabel 3 dan untuk proses mekanik pada Tabel 4. Tabel 3. Informasi data termal pin bahan bakar kondisi tunak dengan daya 107 w/cm pada node ke 5. No Stage ke Waktu (jam) Burn-up (MWD/TUO 2 ) Gap radial (micron) Tekanan gas (MPA) 1 12 48,0 16,4 123,40 0,00 2 45 14176,8 12813,5 107,33 0,00 3 78 29094,7 25733,0 90,58 0,00 4 103 38085,6 32849,8 85,41 0,00 5 110 38112,0 32859,1 96,96 0,00 Tabel 4. Informasi data mekanik pin bahan bakar terhadap deformasi antara bahan bakar dan kelongsong pada node ke 5. No Stage ke Waktu (jam) Burn-up (MWD/TUO 2 ) Gap radial Posisi atas (micron) Tekanan kontak aksial (MPA) Tekanan kontak radial (MPA) 1 12 48,0 16,4 86,62 0,00 0,00 2 45 14176,8 12813,5 70,22 0,00 0,00 3 78 29094,7 25733,0 53,49 0,00 0,00 4 103 38085,6 32849,8 46,34 0,00 0,00 5 110 38112,0 32859,1 57,55 0,00 0,00 82

Pada Tabel 3 dan 4 terlihat bahwa proses iradiasi kondisi tunak dengan power 107 W/cm, waktu iradiasi hingga 38112,0 jam mengalami penurunan gap radial tetapi belum terjadi kontak antara pelet dan kelongsong dan tidak terjadi tekanan kearah aksial maupun radial, maka pin dalam kondisi aman dan selamat untuk diiradiasi di Power Ramp Test Facility (PRTF) SIMPULAN Peningkatan entalpi diakibatkan kenaikkan temperatur air pendingin disebabkan adanya perpindahan temperatur dari pelet ke permukaan pin bahan bakar sehingga mempengaruhi unjuk kerja pin secara keseluruhan.pola distribusi temperatur terhadap posisi node nilai tertinggi adalah pada node ke 5 atau posisi tengah sepanjang pin bahan bakar. Kebolehjadian terjadi ketidaksesuaian atau kerusakan pada posisi node 5 sehingga untuk memprediksi terhadap proses termal maupun mekanik selanjutnya dipilih pada posisi node tersebut. Hasil analisis proses iradiasi kondisi tunak dengan daya 107 W/cm, waktu iradiasi hingga 38112,0 jam mengalami penurunan gap radial belum terjadi kontak antara pelet dan kelongsong dan tidak terjadi tekanan kearah aksial maupun radial. Hasil analisis dengan FEMAXI-V dapat menampilkan data secara kualitatif, detail dan dapat memberikan informasi sebagai bahan pertimbangan tahapan yang perlu dilakukan selama uji paska iradiaisi dan fabrikasi UCAPAN TERIMA KASIH Ucapan terima kasih penulis sampaikan kepada bapak Ir. Tri Yulianto, Bapak Eddy Indarto, bapak Suryadi dan anggota tim Laporan Analisis Keselamatan uji iradiasi bahan bakar U-7Mo/Al dan U- 6Zr/Al yang telah banyak membantu pekerjaan analisis. DAFTAR PUSTAKA [1]. Hari Sudirdjo. (2011). Uji Fungsi Power Ramp Test Facility ( PRTF) RSG-GAS Paska Perbaikan. Proseding Seminar Penelitian dan Pengelolaan Perangkat Nuklir PTAPB. [2]. Suzuki Motoe. (1999). FEMAXI-V : A Computer Code for the Analysis of Thermal and Mechanical Behavior of Fuel Rods, JAERI. [3]. Anonim. (1992). FEMAXI-IV: A Computer Code for the Analysis of Thermal and Mechanical Behavior of Fuel Rods. JAERI Fuel Reliability Laboratory CRC Research Institute, Inc. [4]. Edy Sulistyono. (1994). Analisa Unjuk Kerja Elemen Bakar Reaktor Daya Jenis LWR(Light Water Reactor), Buletin Reaktor Serba Guna TRI DASAMEGA vol 3 no 1. 83