ANALISIS MOMEN INERSIA POMPA PRJMER RSG-GAS PADA KONDISI LOFA - e-Repository BATAN

Prosiding ~eminar lIasi/ Pere/ilian
PRSG Tahun /997//998

ISSN085.t-5278

I

~NALISIS MOMEN INERSIA POMPA
PRJMER RSG-GASPADA KONDISI LOFA
Sudannono,Setiyanto,DhandangP.
Sukrnantodibyo, Royadi

ABSTRAK
ANALISIS
MOMEN IN RSIA POMPA PRIMER RSG-GAS PADA KONDISI LOFA. Telah
dilakukan analisis momen. ersia pompa primer RSG-GAS pada kondisiLos.'i Of Flow Accident (LOF:4).
Hal ini adaIah sangat pent" g karena kurcmgnya nilai momen inersia rotor pompa pendingin utama pada
kondisi LOF A karena ca daya listrik gagal d..1patmenimbulkan penrulsalahan yang fatal yaitu
menyebabkan terjadinya
ir pendidihan inti di teras. Metode yang digunakan iaIall dengan Y4bagian
teras yang simetris yang dib gi dalam 19 kanaI dan 40 nodal secara aksial. Program yang digunakan ial,1b

COBRA-IV-I yang dikopel engan korelasi W-3. Laju alir dan daya trnnsien pada catu daya listrik gagal
ditel\tukan dari basil ekspe .men. Hasil perbandingan yang diperoleh menurut disain dan perhitungan
yaitu masing-masing sebe 81 kg m2 dan 75 kg m. Hasil tersebut didasarkan pada besamya minimum
akhir pendidihan inti yang erjadi yaitu sebesar1,3 .Hasil tersebut menunjukkan ballwa besarnya nilai
momen inersia rotor di daI
disain RSG-GAS masih dalam kriteria keselamatan yaitu lebih besar 75 kg
m2.

ABSTRACT

,c'",;:;
:rr&~

~4;

~

MOMEN INERTIA PU
ANALYSIS USED IN THE RSG-GAS PRIl\IARY COOLANT LOOP
UNDER LOFA CONDI ON. The momenInertia of primary cooling systemanalysisunder LOFA

condition has been done. I is potentially one of limiting design constraintsof the RSG-GAS safety
becausethe coolant flow te reducesvery rapidly under LOFA condition due to the low inertia
circulation pumps. If a los of flow accidentoccurs,the mass flow will decreaserapidly and the heat
transfer coefficient betwee cladding and coolant will also decreases.As a consequence
the fuel and
claddingtemperaturewill.
ease.The whole core wasrepresentedby the 1/4 sectorand divided into 19
subchannelsand 40 axial des. In the presentstudy, momeninertia of pump analysis for RSG-GAS
reactorwas performed wi COBRA-IV-I subchannelcode. As the DNB correlation,W-3 Correlation
wasselectedfor basecase. e flow and powertransientsunderpumptrip accidentweredeterminedfrom
e:\.-periments.
The resultsab ve comparedwith the designdata are 75 Kg M2and 81 Kg M2respecti,'ely.
The resultshowsthatthe R G-GASrequiresthe inertiamorethan 75 Kg M2.

PENDAHULUAN

Tujuan penelitian ini untuk optimasi

Operasi

reaktor

tingkat

RSG-GAS

keselamatan daD pengujian

disain.

ycmg sudah relatif lama, dapat menyebabkan

Metode yang digunakan ial,lh dengan Y4bagiaIl

teljadinya ke ausan pada b

.g pompa primer

teras yang simctris yang dibagi dalam 19 kana!

RSG-GAS. Akibatnya ke

incm teljadinya

dan 40 nod,li secara aksial. Program YaIlg

perubahcm momen inersia

a primer adalah

scmgatrnungkin. Hal ini

rnemballayak;m

karena

ada

keccpatan

alircm massa pendingill

sehingga

sangat berpcnga

peluruhall

digunakan iaJah COBRA-IV-I

deng,m korelasi W-3. 131La.iu alir dan daya
transien pacta calli daya listrik gagal ditcntukaIl
dari hasil eksperimen.
Hasil

kocfisien perpind;ulan pan s aIltara kclongsong
dcm_~_pendingin

juga

menimbulk,m teljadillya

berkurang

12/yang dikopel

pcrb,ulding;m

yang

dipcrolch

mcnurut disain dan pcrltitungaIl yailu masing-

dapat

masing scbesar 81 kg m2 daIl 75 kg m2. Hasil

ir pendidihml inti

pada elcmcn b;1kardi teras. II

!crscbul didas,trkan pacta bcs,lffiya

lOG

nunill1um

Prosiding SeminarHasi/ Pene/itian
PRSGTahun1997/1998

ISSN 0854 -5278

akhir pendidihan inti terjadi yaitu seb

1,3.

lV-I, dengan obyek analisis adalahpada phase

Hasil tersebutmenunjukkanbahwabesarna nilai

awal yaitu 10 detik setelah gagalnya pompa

momeninersia rotor di dalam disain RS -GAS

primer.

masihdalamkriteria keselamatan.

Analisis MDNBR dilakukan dengan
menggunakan program COBRA-IV-I yang

:~KRIPSI PAKET PROGRAMCTBRA-

dikopel dengan korelasi fluks panaskritis JV-3.
Pendekatanmetode ini telah diverifIkasi dengan

Paket program

COBRA-IV-I adalah

data eksperimendalam kondisi tunak maupun

paket program tiga dlmensi yang m

tidak tunak. Faktorpuncakdayaradial ditentukan

suatu pengembangandari COBRA-I/I-c untuk

berdasarkan perhitungan neutronik. Dalam

menghitung enthalpi daD aliran di

lam

perhitungan ini menggunakan faktor puncak

perangkatbahan bakar daD teras pada

disi

daya radial akibat efekbatangkendalijatuh yaitu

at

sebesar 1,616. engineering hot channel factor

tunak dan tidak tunak. Paketprogram.
digunakan untuk

analisis subkanal yang

sebesar 1,03, nuclear uncertaintyfactor sebesar

menghitunglaju aliran pendingin, daya, t kanan

1,05 dan faktor puncak dayaradial reratabatang

maupuntemperaturmasukdaDkeluarte

am

bahan bakar terpanasuntuk batangbahan bakar

kondisi tunak daD tidak tunak. Pro

ini

terpanasdi dalam perangkat perangkatterpanas

gaD

yaitu sebesar1,2, sehinggadidapat basil untuk

massa,tenagadan momentumlinier un

tu

faktor puncak daya radial dalam batangbahan

komponenyangberadapada suatucamp

dua

bakar terpanas F(r) sebesar:

rasa.

kesetimbangan

alas

F(r) = 1,616x 1,2 x 1,03x 1,05= 2,097

matematis

gaD

Dalam perhitungan, besarnya faktor

memperl1atikan
adanyabatasanyangada

am

puncak aksial sebesar1,29juga ditentukan dari

teras,misal adanya subkanal, gap, ball

akar

perhitunganneutronik. Normalisasilaju alir dan

dan sebagainya. Untuk menentukan mi imum

daya pada kegagalan pompa pendingin utama

perbandingan akhir pendidihan inti

telah ditentukandari basil eksperimen.

ditunmkan berdasarkan hukum kes

Persamaan

diselesaikan

secara

~)

digunakan paket program COBRA-IV-I yang
dikopeldengankorelasiflukspanas kritis

Besarnya

.

akhir

pendidihan

inti

ditentukandengansimulasi
pada perangkat bahan bakar terpanas dengan

METODE EV ALUASI
Metode evaluasiyang di

menggunakankorelasi fluks panas kritis W~3
ialah

yaitu :

denganpemodelan1/4 sektorterasyang s metris
dan dibagi dalam 19 subkanal daD 40 nodal
aksialpada kondisi tunak daDtidak tunak. Kasus
gagalnya pompa primer RSG-GAS te ah di
gunakan sebagai model data masukanC BRA(1)
ql

107

b.

ISSN 0854-5278

.4nalisis Afomen...
Sudharmono. dkk

dengan:
A

=

P

P
I

a. Fluks massa 0,20 sampai dengan 4,1 M.

P2G(Ps+p7Pr).C=P
r

P
,)

P
r

G~

Pr.

4

Lbs/hr-ft2

,

qo= Fluks panas kritis (10~tu/h. fr)

Tekanansebesar200sampai2450psia.

ql::: Flukspanaslokal(106BtU/1l.fr).

=kwalitas

c.

masukan;X1=k\valitas lokal.

Kwalitas uaplokal -0,25sampaidengan0,75

d. Kwalitas masukan sebesar -1.10 sampai

G = Kecepatan masa (10 6Ib/h.fr);

dengan0,0

Pr = reduksi tekanan ( P /P kritis)
PI-P8=Konstanta; PI=O,5328; P2=O,212;
P)= 1,6151 ; P4= 1,4066; Ps = -0,3 40.

e.

Panjangsebesar30 sampaidengan168inchi

l"

Diameter hidrolik sebesar 0,35 sampai
dengan0,55 inchi.

P6=0,4843;P7=-O,3285;P8=-2,0749;

g. Diameterbahan bakar sebesar0,38 sampai

Fg = Grid spacer factor = 1,3 -0,3

g.

dengan0,63 inchi.

Cg = Grid spacer loss coefficient.
Coou= Non-uniform heat flux facto

TATA KERJA

1). Membuatpemodelannodal subkanaldengan

=1+~.:!L
(1+ G)

membagiteras menjadi 1/4bagian yang simetris

t

dan membagi 1/4bagian teras tersebutmenjadi

Y =Axialheat}1UxprofilParamet

= { heat flux rerata to Z local

radialAverage heat flux at Z) }

Data-data yang dipergunakan
adalah sebagai berikut:

t

cluster

50 subkanalsertamembagi19 subkanaltersebut
menjadi 40 nodal secara aksial seperti pada
Gambar1 dan 2 sertaGambar3.

optimasi

-'"

J08

Prosiding SeminarHasi/ Pene/itian
PRSGTahun1997/1998

RI-15

RI-14

RI-47

0,772

0,809

0,962

ffiA02

RI-32

RI-19

0,809

0,966

0,761

RI-43

illA04

0,286

0,996

AL-O3

RI-33

ISSN 0854 -5278

RI-35
0,918
AL-8

1,264

RI-22
0,849

Gambar2. Model ~ sektorterasd~ngan19pemodelansubkanal

Ketinggian

spacer

grid

(m)

0

0,5

Faktor

1,0

1,

puncak daya

Gambar3. NodalAksi~l, Lokasi Grid Spacerdan Distribusi Aksial

109

ISSN 0854-5278

Ana/isis"'fomen...
Sudharmono.dkk

2). Menentukan distribusi daya radial secara
neutronik pada 19 subkanal ersebutyang

thimble cell, side cell dan perangkat
elemen

harganyadapat dilihat pada G

ar 3a dan

3b, serta menentukanharga

r puncak

c). Perimeterkeringuntuk setiap kanal, di

daya radial yang diperoleh

dasarkan

typical cell, thimble cell, side cell dan

perhitungan neutronik yaitu

engan nilai

perangkatelemenbakar

faktor puncakdayaradial akib t efekbatang
kendali

jatuh

d). Perimeterbasahuntuk setiap kanal di

yaitu s esar 1,616,

typical cell, thimble cell, side cell dan

engineringhot channelfactor ebesar 1,03,
nuclear uncertaintyfactor seb

perangkatelemen

1,05dan

e). Lebar gap antara batang bahan bakar

puncak daya radial erata batang

dan dinding perangkat elemen bakar,

bahan bakar terpanas yaitu sebesar 1,2

lebar gap antaradua batangbahanbakar

sehingga didapat basil faktor

cak daya

dan

radial dalam batang bahan b

tetpanas

F(r) yaitu sebesar 2,097

entukan

faktor

lebar gap antaradua perangkat

batangbahanbakar
4). Menentukankoefisiencampuranturbulen.

distribusi daya aksial secaran

nik yang

Berdasarkansensitivitas studi oleh Reddy

hasilnya seperti ditunjukkan

Gambar

dan Fighetti, KoeflSien campuran turbulen

4,sertabesarnya faktorpun

dayaaksial

pengaruhnya dominan pada efek kondisi

yaitu sebesar1,29.

aliran

3). Menentukanparameter-paramer geometri,

lokal.

Dalam perhitungan ini

digunakankoefisiensebesar0,038

antaralain :

5). Menentukan konduktivitas termal bahan

a). Panjangkana!pendingin

bakar.

b). Luas tampang lintang

iran untuk

Harga

semuakanal pendingin di typical cell,

KU02(T) = KU02(To) {l+C

konduktivitas termal

denganformulasisebagai berikut :

(T-To)+C2(T-To)2+C3(T-To)3

dimana:

diperoleh dari

KUO2(To) adalah kond

..temlal

bahan bakar pada suhu

C3 adalah konstantayangbes

model TRAC-PFI dengan

hgap= hgas+hkontak+
~d

(3)

2 dan

dimana koefisien perpindahan panas gas,

ya masing-

koefisien perpindahan panas kontak dan

masingadalah-3,7379 XI0-4. ,3302X 107.-29043XI0 -11
, ,
6). Menentukan koefisien peq>in

(2)

menggunakan formulasisebagaiberikut :

, yaitu

sebesar 2,89 Btu/hr.ft.oF d

diperoleh

koefisienperpindahanpanasradial
7). Menentukanhargakondisi awal :

panas

Datamasukankondisi awal yang diperguna-

gap antara bahan bakar dan kelongsong

kan dalam program COBRA-IV-I adalah

(hgap).

tekanan, suhu pendingin, laju aliran massa

Harga koefisien peq>indahanpanas gap

pendingindanfluks panaspermukaanrerata

antara bahan bakar

dan

kelongsong

110

ProsidingSeminarHasil Penelitian
PRSGTahun1997/1998

ISSN 0854 -5278

8). Menentukankorelasitennohidrolik.
Korelasi tentlohidrolik yang di

Dengannilai koefis;enspacer loss,tlhanan
an

aliran silang, faktor momentum tutbulen

rnasing-rnasing
adalah model subco I void,

adalah rnasing-masing sebesar1; 0,5; 0,5

model bulk void, koefisien rod

danO.

Blasius,

korelasi

perpindahan

ion,
,

9). Menentukan harga normalisasi daya dan

kecepatanaliran secara aksial daD

elasi

laju alir sepertiditunjukkanpada Gambar4a

fiuks panas kritis dengan masi

sing

dan Gambar4b

yaitu Levy, EPRI, Blasius,

-4

Package,(uG) +U(i»/2 daD korelas W-3.

1
0,9

0,8
0,7

.-o
In

'6

IV

.~

~ 0,5
...
0
z 0,4
0,3
0,2
0,1
0
0

0,5

1

2

1,5

2,5

3

Waktu (detik)
Gambar4a. Hasi' normalisasilaju a1irdan daya terhadapwaktu untuk
Ikondisi momeninersia81 Kg m2.

111

3,5

4

ISSN 0854-5278

Analisis
Sudharmono, Ahmen

dkk

1
0,9
0,8
0,7
0,6
0,5
0,4
0,3
0,2
0,1
0

Waktu

(detik)

Gambar4b. Hasil norualisasi laju alir clanclaraterhadapwaktu untuk
kordisi momeninersia75 Kg m2

BASIL DAN PEMBAHASAN

nilai 81 kg m2daD75 kg m2 terhadapMDNBR

~ °a pompa

Hasil analisis momen in

selamapompa skrem seperti ditoojukkan pada

pendingin utamaRSG-GASpada LO A dengan

Gambar5a daDGambar5b.

4

3

3

~ 2
m

z

c

~ 2

1
1

0
0

0.5

1

1.5

2

2.5

3

3.5

Waktu (detik)

Gambar5a. Hasil ¥omen inersia81 Kg m2, untukMDNBR terhadapwaktu

112

4

4.5

iMom~
,,;,:!;
~

Prosiding SeminarHasil Penelitian
PRSG Tahun1997/1998

3,5

ISSN 0854 -5278

inersia= 75 Kg m2

3

2,5
~
m

z
c
~

2
~

1,5
1

0,5
0
Waktu (detik)
Gambar5b. Hasil Marnen~ersia 75 Kg rn2, untukMDNBR terhadapwaktu
Dari basil tersebut dapat diketahui ball a

KESIMPULAN

pengarnhnilai momen inersia sebesar75 kg

Dari basil yang diperoleh dengan

terhadapMDNBR dengan

metodedi atas,menunjukkanbahwa untuk tidak

korelasi W-3 adalah sebesar1,4pada ketinggi

terjadinya

2,379 m d typical cell setelah3 detik daTipo

pengoperasianteras reaktor RSG-GAS pada

skrem. Hasil MDNBR tersebutmasih di dal

kondisi LOFA karena pompa pendingin utama

kriteria keselamatankarenalebih besardari p

padam(trip), nilai

batasminimum yang di ijinkan yaitu

pendinginutama tidak boleh lebih kecil dari 75

1,3. Langkah berikutnya dilakukan pen

kgm2.

interval 1 kg m2 sampaidengan81 kg m2 m
basil MDNBR yang diperolehyaitu sebesar ,6
pada ketinggian 2,379 m di typical cell setel
3,5 detik daTipompa skrem.Dari basil peng
nilai momen inersia tersebutterhadapMD
menunjukkanbahwa pada waktu pompa skr m
maka laju aUr pendingin menurundenganc at
dan daya menurun dengan cepat. Hal
dikarenakan koefisien kerapatan daya t
tinggi.

113

akhir

pendidihan inti

selama

momen inersia pompa

ISSN 0854-5278

.4nalisisA/omen...

Sudharmono,dkk

DAFTARPUSTAKA.
1.

A--D'R-30 safety analysis r

rt,

rev.6.

PERTANYAAN

B.4TAN/ineteratom,
1989.
Wheeler,C.L.etal., COB

n Interim

Penanya: Hudi Hastowo

VersionofCOBR.4for

hydraulic

Usul :
Untuk mempelbaiki tampilan basil, usahakan
agar dibuat grafik MDNTR us I (kgm2),
Datra/gambar
yang
acta
kurang
visual/menggambarkan
infonnasi yangdiminta.

analysis of rod bundlenuclear

elements

and cores,BNrVL-1962,(1

3. Le Tourneau,B.W.et al.,C

Heat FhIX,

rV-3-NP-1933,(1981).
4

Transient flow tests for

with 5th

core,June21, 1991

114