Seminar Tahllnan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga NlIklir - Jakarta. II Desemher 2003

ANALISIS KESELAMA T AN PADA MOD A OPERASIKONVEKSI ALAM REAKTOR RSG-GAS

ISSN 1693 - 7902

Endiah Puji Hastuti, Tukiran SurbaktiPusat Pengembangan Teknologi Reaktor Riset (P2TRR) - BAT AN

ABSTRAKANALISIS KESELAMATAN PADA MODA OPERASI KONVEKSI ALAM

REAKTOR RSG-GAS. Untuk memenuhi keperluan eksperimen fisika teras, RSG­GAS dioperasikan tanpa mengoperasikan pompa pendingin primer. Keselamatanpengoperasian reaktor dengan moda pendinginan konveksi alam telah dianalisis.Analisis ini dilakukan dengan tujuan untuk membuktikan secara teknis bahwapengoperasian reaktor memenuhi marjin keselamatan dan tidak melanggar peraturanperijinan. Analisis dilakukan dari tiga aspek keselamatan yaitu perhitungantermohidrolika pendinginan konveksi alam menggunakan paket program NA TCON,insersi reaktivitas menggunakan POKDYN dan dengan mempertimbangkan bataskondisi operasi RSG-GAS. Hasil analisis termohidrolika menunjukkan bahwa RSG­GAS dapat dioperasikan hingga mencapai daya 757,74 KW tanpa mengoperasikanpendingin primer, dimana pengoperasian dibatasi hingga 300 KW. Hasil analisiskeselamatan pada insersi reaktivitas pa~a daya awal 1 watt dengan daya maksimum 300KW tercapai pada detik ke 29, pada saat itu reaktivitas teras 0,1403 $/detik denganperioda sebesar 0,45 detik. Apabila dibandingkan dengan batas alarm maupun batasproteksi reaktor maka dapat dibuktikan bahwa penyisipan reaktivitas pada daya rendahini tidak menunjukkan terlampauinya batas proteksiKata kunci : konveksi alam, NATCON, POKDYN, batas operasi

ABSTRACTSAFETY ANALYSIS OF THE NATURAL CONVECTION OPERATION MODE

OF THE RSG-GAS REACTOR. For the purpose of core physics experiment, theRSG-GAS can be operated without primary coolant. The reactor operation safety usingfree convection mode has been analyzed. The purpose of analysis is to prove that therector operation fulfill the safety margin and not pass the safety limit, as technically.The analysis was done by doing 3 safety aspects, namely, free convection thermal­hydraulic analysis using NATCON, POKDYN and consider to the RSG-GAS limitingcondition operation (LCO). The result of analysis showed that the RSG-GAS could beoperated until 757.74 KW without primary coolant. Whereas the limit power is 300KW. The safety analysis by doing reactivity insertion at power level of 1 W, the reactorwill reach the maximum power of 300 KW at 29 second and that time the core reactivityis 0.1403 $/s and period is about 0.45 second. If it is compared to alarm limit andreactor protection limit, so it can be proved that reactivity insertion at low power levelshowed that not passed the reactor protection limit.Keywords: Free convection, NATCON, POKDYN, operation limit.

307

Seminar Tahunan Pengawasan Pcmanfaatan Tenaga Nuklir • Jakarta, II Dcsember 2003 ISSN 1693 - 7902

PENDAHULUAN

Sesuai dengan Laporan Analisis Keselamatan (LAK) RSG-GAS, terdapat 4

(empat) moda pengoperasian reaktor. Salah satu diantaranya adalah Moda operasi 2,

moda ini digunakan pada start-up dan operasi daya rendah, dimana reaktor dioperasikan

pada ~ 1% dari daya nominal (300KW), term asuk kondisi kritis dan subkritis.

Pada eksperimen Fisika Teras seperti kalibrasi batang kendali diperlukan moda

pendinginan konveksi alam agar diperoleh kondisi yang diinginkan yaitu tidak adanya

umpan balik reaktivitas suhu. Demikian pula pada pengukuran fluks neutron

menggunakan keping (jail) atau kawat (wire), dipersyaratkan tidak diijinkan adanya

aliran agar keping atau kawat tidak hanyut terbawa aliran pendingin. Untuk itu

diperlukan jaminan keselamatan yang diperoleh dari serangkaian analisis perhitungan

yang perlu dimasukkan ke dalam Laporan Analisis Keselamatan RSG-GAS. Analisis

keselamatan penerapan Moda pendinginan konveksi alam (moda 2) terhadap operasi

reaktor selain dilakukan dengan analisis perhitungan juga dengan memperhitungkan

batasan pengoperasian reaktor.

Sebelum melakukan analisis, terlebih dahulu perlu ditentukan jenis kecelakaan

yang mungkin dapat terjadi pada Moda operasi ini. Kondisi kritis yang dapat memicu

terjadinya kecelakaan antara lain adalah:

1. Terjadinya onset of nucleate boiling

2. Kenaikan daya reaktor akibat insersi reaktivitas pada daya rendah

3. Perioda reaktor karena kenaikan daya yang cepat.

Ruang lingkup analisis dibatasi terhadap karakteristika termohidrolika elemen

bakar dan pendingin, dinamika reaktor akibat insersi reaktivitas dan batasan spesifikasi

teknis dari pengoperasian reaktor. Analisis termohidrolika dilakukan terhadap Moda

pendinginan konveksi alam pada kondisi tunak (steady state) menggunakan program

perhitungan NA TCON, yaitu perhitungan perpindahan panas pada elemen bakar

berbentuk pelat dengan moda pendinginan konveksi alamo Sedangkan dinamika reaktor

tanpa pendingin pada kondisi transien dilakukan dengan paket perhitungan POKDYN,

yaitu perhitungan dinamika reaktor akibat insersi reaktivitas menggunakan teori point

kinetik. Seluruh data perhitungan menggunakan data bahan bakar silisida dengan

tingkat muat 2,96 g U/cc.

308

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Desclllbcr 2003

TEOR!

ISSN 1693 -7902

Program Perhitungan NATCON dan Fenomena Pendinginan Konveksi Alam

Program perhitungan NA TCON dikembangkan untuk menganalisis termohidrolik

dalam keadaan tunak dari EB jenis pelat pada reaktor riset yang didinginkan seeara

konveksi alam(l). Batas maksimum pengoperasian daya reaktor pada sistem pendinginan

konveksi alam adalah suhu terjadinya awal pendidihan inti (ONB=Onset of Nucleate

Boiling). Program tersebut antara lain akan menghitung gaya apung, gaya gesek,

keeepatan pendingin, koefisien perpindahan panas, suhu kelongsong, suhu bahan bakar

dan suhu dinding dimana terjadi awal pendidihan inti berdasarkan korelasi Bergles­

Rohsenow. Air pendingin mengalir mengambil panas yang dibangkitkan oleh bahan

bakar dengan arah aliran dari bawah ke atas karena adanya perbedaan rapat massa

dalam air pendingin. Gaya apung yang dihasilkan diimbangi dalam arah yang

berlawanan oleh gaya gesek yang dihasilkan dari aliran air pendingin yang mempunyai

densitas tertentu. Gaya apung dan gaya gesek tersebut ditunjukkan oleh persamaan (1)

dan (2) di bawah ini.

(1)

dengan:

Pc == rapat massa rerata dari kolom air yang terpanasi, dirumuskan sebagai:

I Lc

= - fpc(x) dxLc 0

Pc (2)

PAMB == rapat massa dari pendingin dalam tangki reaktor, Jg/cm31;

Ac == luas tampang lintang kanal pendingin, Icm21;

Lc == panjang kolom air yang terpanasi dari kanal pending in, leml.

Gaya apung menyebabkan suatu aliran yang dihambat oleh gaya gesekan yang

menghasilkan suatu penurunan tekanan. Keeepatan dari aliran akan mencapai suatu

harga tertentu yang disebut keeepatan terminal di mana gaya apung tepat setimbang atau

diimbangi oleh gaya gesek. Gaya gesek ini dapat dinyatakan sebagai :

FF

309

(3)

Scminar Tahunan Pcngawasan Pcmanfaatall Tcnaga Nuklir - Jakarta. II Dcscmbcr 2003

dengan:

ISSN 1693 - 7902

p == rapat massa dari pendingin di lokasi yang ditunjukkan, Ig/em31;

f== faktor gesekan;

v

== keeepatan aliran di inlet, lemldetikl;

g

== pereepatan gravitasi, lemldet21; d.h.i. diambil harga g = 9,80665 m1det2;

6zi

== tinggi kenaikan dari noda dalam kanal pendingin, leml;

DH

== garis tengah atau diameter hidrolik dari kanal pendingin, leml.

Fluks panas yang terjadi pada awal pendidihan inti dinyatakan dengan persamaan

(4) dari korelasi Bergles- Rohsenov

(4)

di mana fluks panas (q/A) dinyatakan dalam Btu/(jam·ft2), tekanan p dinyatakan

dalam lbrfem2 abs. (mutlak), dan suhu T dinyatakan dalam of. Fenomena awal

terjadinya pendidihan inti ditunjukkan oleh Gambar 1(2). Pendidihan titik telah terjadi

pada saat ONB, apabila pad a saat itu fluks panas ditambah, maka akan terjadi fraksi

void di dalam kanal pendingin dimana hal ini dapat memieu terjadinya instabilitas

aliran.

108

J07N

E 106

~ ~..~><105=> r:::

<:()::r:l04

!03J02

0.2

10 100

Excess temperature T••.- Tsal' (QC)

Gambar 1. Profil aliran sebagai fungsi fluks panas

310

1000

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Oesember 2003

Insersi Reaktivitas Menggunakan Program POKDYN

ISSN 1693 - 7902

Program POKDYN ditulis dalam bahasa FORTRAN yang terdiri dari Main

Program, Subrutin POKS, Subrutin POKIN, dan Function REAC yang menggunakan

persamaan kinetika titik untuk menyelesaikan perhitungan kondisi transien dari segi

neutronik dan kecelakaan karena penyisipan reaktivitas(3). Persamaan kinetika titik yang

digunakan ditunjukkan dalam persamaan(5)

~ =[P(t~-fJ]P(t)+*AjCj +Sp (5)

dengan :

P = daya reaktor

j3 = fraksi neutron kasip

A = fraksi neutron kasip kelompok ke -j

q = parameter proporsional untuk konsentrasi prekursor neutron kasip

Sp = kuat sumber neutron

~ = konstanta peluruhan konsentrasi prekursor neutron kasip kelompok ke jA = waktu generasi neutron serempak

Peks= reaktivitas eksternal yang disebabkan oleh pergerakan batang kendali

Ptb = reaktivitas umpan balik

Ptot = reaktivitas transien total

Reaktivitas awal daya transien menyinggung respon sistem reaktor nuklir dalam

perubahan Peks(t) pada berbagai tingkat daya. Efek lain yang menyebabkan perubahan

reaktivitas adalah karena adanya perubahan daya.

Batas Operasi

Pada pengoperasian reaktor menggunakan moda pendinginan konveksi alam

diberlakukan batas kondisi operasi sebagai berikut (4) :

1. Daya maksimum sebesar 1% dari daya nominal atau 300 KW.

2. Alarm karena perioda, 10 detik, batas scram, 15 detik.

3. Bridging untuk kenaikan daya di atas 300 KW.

311

Seminar Tahunan Pengawasan Pcmant'aatan Tenaga Nuklir • Jakarta, 11 Desember 2003

TAT A KERJAIPEMODELAN

ISSN 1693 - 7902

1. Perhitungan termohidrolika RSG-GAS dengan moda pendinginan konveksi

alamo

Pendinginan konveksi alam pada kondisi tun~k dilakukan dengan menggunakan

program NA TCON. Perhitungan dilakukan untuk elemen bakar silisida dengan

tingkat muat 2,96 g Dice. Parameter termohidrolika dan daya reaktor maksimum

dengan batasan terjadinya awal pendidihan inti dilakukan dengan menggunakan

opsi perhitungan daya otomatis. Daya maksimum yang' merupakan batas

keselamatan pengoperasian reaktor tercapai, apabila mulai terjadi ONB.

2. Perhitungan insersi reaktivitas

Perhitungan ini menyimulasikan keadaan terjadinya kecelakaan reaktivitas pada

saat pengoperasian reaktor dengan moda pendinginan konveksi alamo

Kecelakaan dimodelkan dengan memberikan reaktivitas positif akibat penarikan

batang kendali, dengan memperhitungkan waktu tunda (delay time) antara sinyal

dan jatuhnya batang kendali sebesar 0,5 detik.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Analisis Pcndinginan Konvcksi Alam

Hasil perhitungan parameter termohidrolik pada sistem pendinginan konveksi

alam pad a beberapa tingkat daya, dengan bahan bakar oksida dan silisida dirangkum

dalam Tabel 1. Seperti telah dijelaskan di atas, batas keselamatan daya pada moda

pendinginan konveksi alam dilakukan dengan menggunakan opsi perhitungan daya

otomatis, dimana daya maksimum yang diijinkan dari analisis perhitungan ini adalah

tercapainya suhu awal pendidihan inti (JONB=Onset of Nucleate Boiling). Perhitungan

dimulai dari pembangkitan daya sebesar 10 KW tanpa mengoperasikan pendingin

primer dan sekunder, kemudian diikuti dengan kenaikan pembangkitan daya setiap 100

KW hingga mencapai daya maksimum. Terjadinya aliran pendingin yang bergerak dari

bawah ke atas murni berasal dari beda densitas yang disebabkan karena beda suhu

pendingin yang menerima panas dari elemen bakar. Kecepatan alir air pendingin terjadi

apabila gaya apung (FB) dapat mengatasi atau lebih besar dibanding gaya gesek (FF)'

312

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Oesember 2003 ISSN 1693 - 7902

Gaya yang mengakibatkan bergeraknya air pendingin ini akan naik secara linier sesuai

dengan daya yang dibangkitkan (lihat Tabel 1).

Tabel 1. HasH Perhitungan Parameter Termohidrolilm Pada Moda Pendinginan

Konveksi alam

Daya Reaktor 300 KW757,74 KW

Jenis Elemen Bakar

silisidasilisida

Q" per plat, KW

0,89932,2713

~TONB,DC

40,320,00

FB,PA

45,211773,8156

V, Cm/det.

5,4199,059

Flow rate, Kg/det.

0,00730,0154

Tin, DC

44,544,5

Tout, DC

67,485,9

Tkelongsong, DC

85,26126,38

Tbahan bakar, DC

85,33126,57

Kec. Massa, Kg/niTdet

53,6989,74

Daya maksimum dicapai ketika ~TONB= ODC, daya reaktor maksimum yang

diijinkan pada sistem pendinginan konveksi alam adalah sebesar 757,74 KW, dengan

kecepatan pendingin sebesar 9,059 cm/detik (5,6). Terjadinya perubahan kemampuan

pembangkitan daya reaktor pada sistem pendinginan konveksi alam ini diperkirakan

berasal dari perubahan konduktivitas bahan bakar silisida.

Kecepatan maksimum aliran pendingin di dalam EB sebesar 9,059 cm/detik ini

berasal dari beda densitas pendingin dari nodal aksial bawah hingga nodal berikut di

atasnya, besar bilangan Re adalah antara 741,6 hingga 1312,0. Sehingga dapat

dikatakan bahwa pada sistem pendinginan konveksi alam, pengambilan panas yang

dibangkitkan teras RSG- GAS masih terjadi secara aliran laminar.

Akibat dari tidak adanya pengambilan panas secara paksa maka suhu kelongsong

mendekati suhu bahan bakar. Suhu yang hampir sarna ini menunjukkan kemampuan

pengambilan panas yang lebih lambat pada sistem pendinginan konveksi alam

dibanding sistem pendinginan konveksi paksa. Akibat kelambatan ini maka dapat

dikatakan suhu terakumulasi pada kelongsong dan selanjutnya akan menyebabkan

313

Scminar Tahllnan I'cngawasan I'cmanfaatan Tcnaga NlIklir - Jakarta. 11 Dcscmhcr 2003 ISSN 1693 - 7902

tercapainya suhu awal pendidihan inti. Suhu maksimum kelongsong dan bahan bakar

berkisar antara 126,35°C hingga 127,33°C.

Tingkat pengoperasian daya reaktor pada moda pendinginan konveksi alam ini

mencapai 757,74 KW tidak mengubah marjin pengoperasian daya reaktor pada sistem

pendinginan konveksi alam karena adanya pembatasan daya sebesar 1% dari daya

nominal atau sebesar 300 kW. Hasil analisis keselamatan menunjukkan bahwa RSG­

GAS mampu dioperasikan di atas batas kondisi operasi yang ditentukan. Profil suhu

sepanjang elemen bakar daya 757,74 KW pada kondisi tunak dapat dilihat pada

Gambar 1.

1-----50000

N 45000E 40000

~ 35000

-; 30000

~ 25000

~ 20000IJI 15000"5 10000U. 5000

oo 15 30 45

Jarak Aksial (em)

160

140

. 120

'·100 Uo·80 -;

~60 ~

en40

·20

o

60

- Fluks pns. Silisida

-t- Tpendingin silisida

-+- Tkelongsong silisida

-- Tbahan bakar silisida

Gambar 2. Karakteristika Termohidrolika Elemen Bakar RSG-GAS Kondisi

Tunak Pada Moda pendinginan konveksi alam

Analisis Kcselamatan Akibat Penyisipan Reaktivitas

Untuk menganalisis kecelakan reaktivitas teras RSG-GAS berdasarkan insersi

reaktivitas, dilakukan skenario kecelakaan dengan mengangkat semua batang kendali

reaktor secara simultan. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan paket program

komputer. Program yang digunakan dalam analisis ini adalah program perhitungan

POKDYN. Dalam perhitungan ini akan dianalisis karakteristik teras RSG-GAS akibat

perubahan daya karena penyisipan reaktivitas, tanpa memperhitungkan umpan balik

reaktivitas bahan bakar dan moderator (7,8). Perhitungan dilakukan secara transien,

314

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tcnaga Nuklir - Jakarta. II Dcscmhcr 2003 ISSN 1693 - 7902

daya sejak keadaan setimbang hingga terjadinya keadaan transien akibat gangguan

reaktivitas diamati sebagai fungsi waktu. Dalam perhitungan ini dapat diamati

perubahan daya terhadap waktu hingga mencapai daya maksimum dan reaktor

terpancung.

Analisis dilakukan dengan memodelkan terjadinya kecelakaan reaktivitas sebesar

0,0273$/detik akibat penarikan batang kendali pada daya rendah yaitu 1 watt, waktu

tunda antara sinyal dan trip adalah 0,5 detik. Dalam perhitungan ini dianggap tidak ada

aliran pendingin dan simulasi dilakukan pada trip daya 300 KW.

Hasil analisis keselamatan pada insersi reaktivitas pada daya awal 1 watt dengan

daya maksimum 300 KW, tercapai pada detik ke 29, pada saat itu reaktivitas teras

mencapai 0,00098224 i1k/k atau 0,1403 $/detik. Apabila dibandingkan dengan batas

alarm maupun batas proteksi reaktor maka dapat dibuktikan bahwa penyisipan

reaktivitas pada daya rendah ini tidak menunjukkan terlampauinya batas proteksi.

Aspck Kesclamatan Opcrasi

Pengoperasian suatu sistem reaktor maupun pengoperasian reaktor dengan

berbagai moda memiliki prosedur pengoperasian masing-masing. Dari aspek

pengoperasian reaktor, pengoperasian moda pendinginan konveksi alam ini harus

dilakukan dengan batasan dan prosedur pendinginan konveksi alam dimana pompa

pendingin primer tidak dioperasikan, yaitu reaktor dioperasikan dengan daya maksimum

sebesar 1% dari daya nominal atau 300 KW. Tingkat pengoperasian daya ini jauh

dibawah kemampuan hasil analisis keselamatan. Pada daya 300 KW, suhu kelongsong

dan bahan bakar hampir sarna yaitu sebesar ± 85°C, sedangkan suhu pending in adalah

53,7°C. Suhu ini beradajauh di bawah suhu awal pendidihan inti.

Alarm karena perioda (perub1han fluks neutron sebagai fungsi waktu) sebesar 10

detik akan membatasi penarikan batang kendali, tanpa sengaja. Sedangkan batas scram

adalah 15 detik. Human error pada pengoperasian reaktor moda pendinginan konveksi

alam, diantisipasi dengan mengunci penaikan level daya yang lebih tinggi (Bridging),

untuk kenaikan daya di atas 300 KW.

315

Seminar Tahullan Pengawasan PemallfaatanTenagaNuklir-Jakarta.11 Oesember 2003

KESIMPULAN

ISSN 1693 - 7902

Dari analisis keselamatan di atas dapat disimpulkan bahwa penerapan moda

pendinginan konveksi alam tanpa mengoperasikan pompa pendingin primer pada daya

maksimum 300 KW kondisi steady state tidak mencapai suhu pendidihan inti.

Pendidihan inti baru terjadi pada daya 757,74 KW. Kenaikan kemampuan tingkat

pengoperasian daya reaktor ini tidak mengubah marjin pengoperasian daya reaktor pada

sistem pendinginan konveksi alam karena adanya pembatasan daya sebesar 1% dari

daya nominal atau sebesar 300 kW.

Sedangkan dari hasil analisis kecelakaan reaktivitas teras RSG-GAS berbahan bakar

silisida dengan tingkat muat 2,96 g U/cc dengan menggunakan program POKDYN dapat

disimpulkan bahwa insersi reaktivitas pada saat start-up dengan qaya awal 1 W marjin

keselamatan pada model kecelakaan tersebut masih mencukupi.

Secara keseluruhan dapat dinyatakan bahwa penggunaan moda pendinginan

konveksi alam terhadap operasi reaktor RSG-GAS berbahan bakar silisida RSG-GAS

dengan tingkat muat 2,96 gU/cc tidak melampaui batas keselamatan.

DAFT AR PUS}' AKA

1. R. S. SMITH dan W. L. WOODRUFF, A Computer Code, NATCON, for The

Analyses of Steady-State Thermal-Hydraulics and Safety Margins in Plat-Type

Research Reactors Cooled by Natural Convection, ANL/RERTR/TM-12,

Argonne National Laboratory, 9700 South Cass Avenue, Argonne, Illinois, 1988.

2. M.M. EL-WAKIL, Nuclear Heat Transport, The American Nuclear Society La

Grange Park, Illinois.

3. OM PAL SINGH,et.al., POKDYN: A Point Dynamics Code with Reactivity Feed

Back Through Dynamics Power Coefficient of Reactivity, Project: IAEA-PPTN,

No. INS 104 1018/3,1987.

4. BATAN, Safety Analysis Report of the Indonesian Multipurpose Reactor GA­

Siwabessy, Rev.8, Maret 1999.

5. ENDIAH PUJI HASTUTI and MASANORI KAMINAGA Thermal Hydraulic

Transient Accident Analysis of The RSG-GAS Silicide Core Design by Using

EUREKA-2/RR Code, JAERI-Report, 1998

316

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Dcscmbcr 2003 ISSN 1693 - 7902

6. ENDIAH PUJI HASTUTI, SURIAN PINEM, Pengkajian Keselamatan Konversi

Teras Rsg-Gas Menggunakan Bahan Bakar Silisida Densitas 2,96 G Vice,

Laporan PK Silisida, P2TRR-BATAN, 2002

7. TUKlRAN.S., Analisis lnsersi Reaktivitas Teras RSG-GAS Berbahan Bakar

Silisida, Prosiding Seminar Keselamatan PLTN dan Fasilitas Nuklir, Bandung 14­

15 November 2001.

8. SURIAN PINEM, TAGOR MALEM SEMBIRING, Analisis Sensitivitas Ekskursi

Daya Reaktor RSG-GAS Akibat Insersi Reaktivitas, Prosiding Seminar ke-7

Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir, Bandung 19 Februari

2002.

DISKUSI

Pertanyaan (A.R. Antariksawan, P2TKN - BATAN)

1. Disebutkan suhu awal pendidihan inti tercapai pada daya 757,54 Kw. Apakah ini

berarti dikalikan dulu temperatur pendidihan inti, kemudian daya divariasikan

hingga menemukan temperatur tersebut?

2. Tabel 1 tertulis TONB, °c menurut saya harus diubah untuk menunJukan bahwa

yang maksud selisih terhadap TONB (misalnya : !::::.. TONB)

3. Apakah natural cireulationflaf (NCF) sudah dimodelkan? Perlu diingat bahwa efek

hidranlah NCF akan disignifikan?

Jawaban (Endiah Puji Astuti, P2TRR - BATAN)

I. Daya tersebut dicapai ketika !::::.. TONB mencapai 0 °c.

2. Benar, seharusnya !::::.. TONB.

3. Program NA TCON tidak memodelkan NCF, analisis hanya dilakukan pada kanal

tunggal.

317

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, II Desember 2003 ISSN 1693 - 7902

Pertanyaan (Azizul Khakim, PKRe - BAP ETEN)

1. TONB < T pendingin sudah terjadi ONE.

2. 0,1403 $/detik, laju penyisipan reaktivitas?

3. Mana profil parameter teras saat transien RIA?

Jawaban (Endiah Puji Astuti, P2TRR - BATAN)

1. Yang dimaksud adalah 6. TONB.

2. 0,1403 $/detik adalah reaktifitas teras reaktor akibat penarikan batang kendali pada

daya 300 kw.

3. Program POKDYN hanya menghitung dinamika teras reaktor sebagai reaktifitas,

program ini tidak dikopel dengan leokohidralika dengan profil terse but tidak ada.

318