Proposal Penelitian Nuklir

ANALISIS PENGARUH UKURAN TERAS TERHADAP TINGKAT

SIRKULASI ALAMIAH BAHAN PENDINGIN Pb-Bi

PADA REAKTOR CEPAT

Usulan Penelitian untuk Skripsi

Program Studi Fisika

Jurusan Fisika

diajukan oleh

SRI OKTAMULIANI

07 135 006

kepada

JURUSAN FISIKA

FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM

UNIVERSITAS ANDALAS

PADANG

April, 2011

Usulan Penelitian


SIRKULASI ALAMIAH BAHAN PENDINGIN PADA REAKTOR CEPAT

yang diajukan oleh

SRI OKTAMULIANI

07 135 006

Disetujui oleh:

Pembimbing I

DR. Dian Fitriyani

197012151999032001

Usulan Penelitian


SIRKULASI ALAMIAH BAHAN PENDINGIN Pb-Bi

PADA REAKTOR CEPAT

yang diajukan oleh

SRI OKTAMULIANI

07 135 006

Proposal ini diseminarkan pada tanggal 5 April 2011

Telah disetujui oleh

Pembimbing I

Dr. Dian Fitriyani

197012151999032001

Penguji I

Dr. Imam Taufik

NIP.196904231997021001

Penguji II

Afdal, M.Si.

NIP. 197601062000031001

Penguji III

Meqorry Yusfi, M.Si.

NIP. 198305312006042001

Padang, April 2011

Ketua Jurusan Fisika

FMIPA Universitas Andalas

Arif Budiman, M.Si.

NIP. 197311141999031004

DAFTAR ISI

Halaman

LEMBARAN PERSETUJUAN ......................................................................... ii

DAFTAR ISI ........................................................................................................ iii

DAFTAR GAMBAR ........................................................................................... iv

DAFTAR TABEL ............................................................................................... v

BAB I PENDAHULUAN .................................................................................. 1

1.1. Latar Belakang ................................................................................ 1

1.2. Tujuan Penelitian ............................................................................ 4

1.3. Batasan Masalah ............................................................................. 4

BAB II TINJAUAN PUSTAKA ........................................................................ 5

2.1. Studi Literatur ................................................................................. 5

2.2. Landasan Teori................................................................................ 6

2.2.1. Reaktor Pembiak Cepat Berpendingin Logam Cair ............. 6

2.2.2. Pendingin Timbal-Bismuth (Pb-Bi) ...................................... 11

2.2.3. Sistem Perpindahan Panas .................................................... 12

2.2.4. Model Termal-Hidrolik ......................................................... 15

BAB III METODOLOGI PENELITIAN ......................................................... 26

3.1. Spesifikasi Desain Reaktor ............................................................. 26

3.2. Prosedur Perhitungan Termal-Hidrolik .......................................... 30

3.3. Diagram Alir Simulasi ................................................................... 32

3.4. Jadwal Penelitian ........................................................................... 36

DAFTAR KEPUSTAKAAN .............................................................................. 37

DAFTAR GAMBAR

Halaman

Gambar 2.1. Mekanisme pembiakan pada reaktor cepat .................................... 7

Gambar 2.2. Reaktor pembiak cepat berpendingin logam cair .......................... 11

Gambar 2.3. Model batang bahan bakar dan kanal pendingin ........................... 16

Gambar 2.4. Geometri radial pin bahan bakar ................................................... 17

Gambar 3.1. Geometri teras 3 dimensi ............................................................... 27

Gambar 3.2. Model untuk perhitungan pipa panas dan pipa dingin................... 30

Gambar 3.3. Diagram alir kondisi normal .......................................................... 32

Gambar 3.4. Diagram alir kondisi setelah kecelakaan ....................................... 33

DAFTAR TABEL

Halaman

Tabel 2.1. Perbandingan bahan pendingin logam cair untuk

reaktor cepat ....................................................................................... 12

Tabel 2.2. Data perpindahan panas untuk beberapa kandidat

bahan pendingin ................................................................................. 14

Tabel 3.1. Spesifikasi desain LMFBR ................................................................ 26

Tabel 3.2. Ukuran teras untuk M1 ....................................................................... 28





BAB I

PENDAHULUAN

1.1. LATAR BELAKANG

Untuk memenuhi kebutuhan energi di dunia, teknologi nuklir pada saat ini

telah banyak dikembangkan dan dimanfaatkan secara besar-besaran dalam bentuk

Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN), dengan pertimbangan PLTN adalah

pembangkit energi yang ramah lingkungan, aman dan relatif murah. Perkembangan

teknologi reaktor nuklir menjadi lebih baik dan kompetitif dipicu oleh tragedi

kecelakaan reaktor nuklir 25 tahun yang lalu (26 April 1986) di Chernobyl,

Ukraina, yang pada waktu itu berada dalam federasi Uni Soviet, sehingga telah

mendorong pergeseran paradigma keselamatan reaktor nuklir ke arah yang lebih

baik.

Reaktor nuklir adalah tempat terjadinya reaksi inti berantai terkendali, baik

pembelahan inti (fisi) atau penggabungan inti (fusi). Reaktor nuklir berdasarkan

perbedaan spektrum energi neutron dapat dibedakan menjadi reaktor cepat dan

reaktor termal. Reaktor cepat merupakan salah satu kandidat reaktor generasi IV

yang tengah dikembangkan saat ini. Salah satu keunggulannya adalah dapat

mengkonversi bahan fertil yang berlimpah di alam (seperti 238U) menjadi bahan fisil

(seperti 239Pu) dengan memanfaatkan neutron berenergi tinggi (Waltar dan

Reynolds, 1981).

Salah satu aspek penting pada perancangan reaktor nuklir adalah aspek

keselamatan, dimana diharapkan reaktor dapat dioperasikan dengan sistem

keselamatan inheren (inherent safety) yaitu reaktor mampu bertahan secara mandiri

tanpa mengalami pemadaman otomatis atau bantuan dari operator pada saat terjadi

kecelakaan (kondisi abnormalitas). Adapun salah satu kecelakaan yang mungkin

terjadi diantaranya adalah ULOF (Unprotected loss of flow) yang merupakan

kecelakaan akibat hilangnya daya pompa tanpa proteksi. Pada kecelakaan ULOF

terjadi ketidakseimbangan daya dan aliran pendingin yang menyebabkan kenaikan

temperatur pendingin dan bahan bakar, kondisi ini akan berbahaya jika batasan-

batasan termal pada bahan struktur terlampaui. Tetapi kenaikan temperatur ini

menyebabkan terjadinya balikan reaktivitas negatif yang kemudian menekan daya

untuk turun dan akhirnya menyesuaikan dengan kemampuan sirkulasi alamiah.

Sirkulasi alamiah merupakan proses perpindahan panas akibat adanya

perbedaan temperatur panas dan dingin pada pipa sehingga aliran fluida pendingin

timbul karena daya apung fluida pendingin tersebut. Bahasan termal-hidrolik

reaktor yaitu proses konduksi dan konveksi panas serta proses aliran pendingin

keluar dari teras maupun pada pembangkit uap (steam generator) sangat penting

untuk dianalisis sehingga reaktor dapat berada pada kondisi tingkat sirkulasi

alamiah yang mendukung tercapainya keselamatan inheren pada reaktor ketika

terjadi kecelakaan karena hilangnya daya pompa utama pada reaktor nuklir.

Perhitungan analisis keselamatan reaktor nuklir dengan pendekatan

probalilistik ataupun deterministrik sangat sulit dilakukan secara analitik, untuk itu

diperlukan perhitungan secara numerik melalui simulasi komputasi sehingga

adanya kemudahan untuk suatu tahapan perhitungan yang tidak sederhana.

Kemajuan teknik perancangan modern untuk aspek termal-hidrolik ini,

selain harus mampu memberikan landasan yang kuat dalam pemilihan konfigurasi

bahan bakar dan dimensi ukuran teras reaktor, juga harus mampu memberikan

prediksi karakteristik hasil rancangan pada berbagai kondisi operasinya (simulasi)

termasuk pada saat berlangsung kecelakaan operasi.

Geometri dan ukuran teras reaktor mempengaruhi kinerja reaktor secara

keseluruhan. Telah dilakukan penelitian dengan model reaktor pembiak cepat

pada volume teras reaktor terkecil dengan simetri pipih menunjukkan kinerja yang

sangat bagus dibandingkan dengan model simetri tinggi dan seimbang dalam hal

pembiakan (breeding) bahan bakar, dimana reaktor mampu membiakkan 239U

sebesar 32% dalam satu siklus (4 tahun) (Arisa, 2008). Model teras reaktor simetri

tinggi memberikan harga faktor multiplikasi neutron (keff) yang paling lama yaitu

selama 13 tahun dengan harga Keff 1,05 dan memberikan nilai Burnup paling lama

yaitu selama 13 tahun sedangkan model teras pipih memberikan nilai breeding

ratio paling besar yaitu 1,3 dan transmutasi bahan bakar paling cepat (Basri,

2010). sedangkan tinjauan secara umum memberikan gambaran bahwa teras

dengan geometri kubus menunjukkan kinerja termal hidrolik yang optimal dari

semua geometri teras yang diamati baik dari tinjauan netronik, termal-hidrolik

maupun dari tinjauan keamanan (Fitriyani, 2006).

Telah dilakukan studi fenomena sirkulasi alamiah pada pendingin Pb-Bi

dimana aliran sirkulasi alamiah berhasil dicapai pada heater pin bundle dan hasil

perhitungan analitik kecepatan aliran pendingin Pb-Bi pada kondisi sirkulasi

alamiah diperoleh sedikit lebih rendah daripada eksperimen (Novitrian, 2004). Hal

ini yang melatarbelakangi untuk mengadakan penelitian analisis pengaruh ukuran

teras terhadap tingkat sirkulasi alamiah bahan pendingin pada reaktor cepat.

1.2. TUJUAN PENELITIAN

Penelitian dalam bentuk simulasi komputasi ini bertujuan menganalisis

pengaruh ukuran teras terhadap tingkat sirkulasi alamiah bahan pendingin Pb-Bi

pada reaktor cepat saat terjadinya kecelakaan akibat hilangnya daya pompa.

1.3. BATASAN MASALAH

Berdasarkan latar belakang masalah di atas, dalam penelitian ini diajukan

batasan masalah yaitu analisis pengaruh ukuran teras berbentuk kubus (square

core) terhadap kondisi tingkat sirkulasi alamiah bahan pendingin Pb-Bi pada

reaktor LMFBR (Liquid Metal-Cooled Fast Breeder Reactor) untuk sistem

perpindahan panas lup (loop system) tanpa penukar panas menengah (Intermediate

Heat Exchanger, IHX) dengan bahan bakar Uranium-Nitrida dan Plutonium-Nitrida

(UN-PuN) menggunakan kode komputasi DTRIDI FBR.

BAB II

TINJAUAN PUSTAKA

2.1. Studi Literatur

Simulasi tentang sirkulasi alamiah pada reaktor cepat yang telah dilakukan

sebelumnya adalah analisis sirkulasi alamiah perpindahan panas dari teras pada

Liquid Metal Reactor (LMR) dengan Pb-Bi sebagai pendingin utama dan bahan

bakar tipe U-Pu-Th yang bekerja dengan siklus generator uap (steam generator)

tanpa intermediate loop dengan perhitungan dibagi menjadi 3 bagian yaitu analisa

model, teras 1 dimensi dan parameter aliran loop (Jong-Eun Chang, 2000).

Penelitian Jong-Eun Chang memberikan hasil bahwa untuk kode satu dimensi,

penurunan tekanan terhadap laju aliran massa total dapat menentukan tingkat

sirkulasi alamiah yang dicapai pada penurunan tekanan sebesar 1,0 kPa dibawah

20% fraksi laju aliran massa, kondisi ini telah dapat mencegah kecelakaan aliran

dari teras.

Hasil penelitian fenomena sirkulasi alamiah pendingin Pb-Bi pada reaktor

cepat PBWFR (Novitrian, 2004) menjelaskan bahwa parameter kontrol daya dan

temperatur dalam operasi sirkulasi alamiah diperoleh sedikit lebih rendah dari

eksperimen dicapai oleh pemanasan Pb-Bi dalam bundel pin pemanas.

Telah dilakukan simulasi analisis termal-hidrolik untuk reaktor pembiak

cepat pada disain reaktor daya nuklir berbasis kapal dengan beberapa model 3

dimensi teras reaktor yang berbeda (Fitriyani, 2006), namun belum membahas lebih

terperinci mengenai fenomena sirkulasi alamiah.

Analisis neutronik dalam teras reaktor memegang peranan penting untuk

mengetahui distribusi fluks neutron dalam reaktor. Penelitian berkaitan analisis

neutronik pada reaktor cepat diantaranya telah dilakukan analisis Burnup 3D

(Handayani, 2010) dan analisis transmutasi bahan bakar (Basri, 2010). Dengan

mengetahui distribusi fluks neutron, maka dapat diketahui pula distribusi daya

dalam elemen bahan bakar, selanjutnya melalui analisis termal-hidrolik distribusi

temperatur dalam elemen bahan bakar dapat diketahui dengan pasti. Temperatur

pada pusat elemen bahan bakar merupakan titik awal untuk melakukan analisis

termal-hidrolik untuk mengetahui suhu pada permukaan bahan bakar, permukaan

bagian dalam maupun bagian luar cladding, dan untuk selanjutnya mengetahui

distribusi temperatur dan tekanan pada pendingin. Dengan demikian dapat

menganalisis fenomena tingkat sirkulasi alamiah pada reaktor.

2.2. Landasan Teori

2.2.1. Reaktor Pembiak Cepat Berpendingin Logam Cair

Reaktor cepat dapat diklasifikasikan menjadi reaktor konverter dan reaktor

pembiak cepat (fast breeder reactor). Reaktor konverter difungsikan untuk

mengkonversi (mengubah) bahan fertil menjadi bahan fisil saja sedangkan reaktor

pembiak cepat selain berfungsi mengubah bahan fertil menjadi bahan fisil, juga

merupakan reaktor daya yang memiliki kemampuan untuk melakukan pembiakan

yaitu suatu proses dimana selama reaktor beroperasi (terjadi reaksi fisi) akan

dihasilkan bahan fisil baru yang lebih banyak dari bahan fisil yang dikonsumsi.

Gambar 2.1. Mekanisme pembiakan pada reaktor cepat

(sumber: eksiklopedi teknologi nuklir-BATAN)

Dari hasil penelitian dan seperti digambarkan diatas diketahui bahwa

melalui tangkapan neutron (neutron capture) pada energi kurang dari 1MeV, bahan

fertil (238U) dapat diubah menjadi bahan fisil (239Pu) (Waltar, 1981).

PuNpPunUharimenit

239

35,2

239

5,23

2391238

Perbandingan jumlah neutron dalam suatu generasi dibandingkan dengan

jumlah neutron pada generasi sebelumnya disebut nilai faktor multiplikasi. Kondisi

kekritisan reaktor ditentukan berdasarkan faktor multiplikasi neutron (Keff). Bila

Keff < 1 maka reaktor dalam kondisi subkritis, bila Keff =1 maka reaktor dalam

kondisi kritis, sedangkan bilai Keff > 1 reaktor dalam kondisi superkritis. Harga keff

ini bergantung pada geometri reaktor dan komposisi di dalam teras reaktor.

Terdapat dua jenis dasar penyusunan bahan bakar pada reaktor cepat, yaitu

desain teras homogen dan heterogen. Teras homogen, seluruh bahan bakar fertil

ditempatkan di daerah blanket radial dan aksial sedangkan teras heterogen, bahan

bakar fertil ditempatkan secara menyebar di setiap teras. Teras heterogen

memberikan rasio pembiakan yang lebih besar daripada teras homogen, sehingga

desain teras heterogen memberikan kemampuan pembiakan yang optimal pada

reaktor pembiak cepat.

Salah satu karakteristik utama dari reaktor pembaik cepat adalah nilai

breeding ratio (rasio pembiakan). Nilai breeding ratio menunjukkan kemampuan

reaktor untuk menghasilkan bahan fisil dari bahan fertil selama proses fisi. Nilai

breeding ratio yang diharapkan pada reaktor pembiak cepat adalah lebih dari satu,

yang berarti menunjukkan bahan fisil yang terbentuk selama operasi banyak dari

bahan fisil yang musnah.

Reaktor generasi ke-IV yang dihadirkan dengan meningkatkan keamanan

nuklir, memperbaiki resistansi prolirefasi, menimalisasi limbah dan pemanfaatan

sumber alam secara efisien serta menekan biaya proses pembangunannya, salah

satunya yaitu LMFBR.

LMFBR secara substansial berbeda dari reaktor termal yang berkaitan

dengan desain teras dan sistem transportasi panas. LMFBR menghasilkan spektrum

energi neutron yang tinggi (~ 200 keV) tidak memerlukan moderator, sehingga

pemilihan reaktor cepat dimungkinkan untuk memperoleh dimensi teras reaktor

jauh lebih kecil dibandingkan berbagai jenis reaktor termal. LMFBR mempunyai

daya moderasi yang rendah dan mampu menyerap panas lebih besar daripada

reaktor termal.

Terdapat dua model reaktor pembiak cepat berpendingin logam cair, yakni

model pipa (loop) dan model tangki/kolam (pool). Pada model pipa, teras reaktor

dikungkung oleh bejana reaktor, sedangkan pompa sirkulasi pendingin primer, dan

penukar panas intermediet (intermediate heat exchange, IHX) berada di luar bejana

reaktor. Pada model tangki/kolam, baik teras reaktor, pompa sirkulasi pendingin

primer, maupun penukar panas intermediet dikungkung oleh sebuah bejana reaktor

yang besar.

Secara umum, komponen-komponen utama reaktor pembiak cepat

berpendingin logam cair adalah:

1. Core reactor (teras reaktor), yaitu tempat terjadinya reaksi fisi. Teras

merupakan rangkaian komponen utama dari reaktor yang terdiri dari:

a. Fuel (bahan bakar), yaitu material fisil (235U, 233U, 239Pu) atau material

fertil (240Pu, 232Th). Untuk generasi reaktor cepat adalah campuran

uranium-plutonium oksida (UO2 – PuO2) dan bahan bakar keramik,

campuran karbida (UO- PuO).

b. Coolant (bahan pendingin). Energi yang dihasilkan oleh reaksi fisi

meningkatkan suhu reaktor. Suhu ini dipindahkan dari reaktor dengan

menggunakan bahan pendingin, misalnya berupa air ringan, air berat,

natrium cair, logam cair atau gas. Bahan pendingin disirkulasikan

melalui sistem pompa, sehingga logam cair yang keluar dari bagian atas

teras reaktor digantikan logam cair dingin yang masuk melalui bagian

bawah teras reaktor.

c. Structure material (bahan struktur), yaitu bahan pelindung teras seperti

tabung metal sebagai cladding (pin bahan bakar) dan kawat pemisah,

biasanya berupa stainless steel. Material struktur memiliki struktur

logam yang kuat terhadap panas dan proses korosif dari bahan bakar

ataupun pendingin.

d. Rod control (batang kendali), berfungsi untuk pengendalian reaktivitas.

Material yang digunakan biasanya berupa boron, cadmium, gadolinium

dan lain-lain.

2. Reflector (bahan reflektor), yaitu bahan dengan karakteristik penampang lintang

absorpsi yang rendah, ditempatkan di sekeliling teras untuk merefleksikan atau

menghamburkan bocoran neutron sehingga kembali masuk ke teras. Bahan-

bahan yang sering digunakan antara lain: berilium, grafit, parafin, air dan D2O.

3. Shielding (perisai), berfungsi untuk menyerap radiasi yang lolos dari teras

reaktor agar tidak menerobos keluar sistem reaktor. Bahan shielding biasa

berupa lapisan beton berat.

4. Steam Generator (generator uap), merupakan komponen penunjang yang

berfungsi sebagai sarana pengalihan panas dari sistem pendingin primer yang

menerima panas dari elemen bakar untuk diberikan pada sistem fluida

pendingin yang lain (sekunder).

Gambar 2.2. Reaktor pembiak cepat berpendingin logam cair

(sumber : http://en.wikipedia.org/wiki/Breeder_reactor)

2.2.2. Pendingin Timbal-Bismuth (Pb-Bi)

Logam cair digunakan sebagai bahan pendingin pada reaktor pembiak

cepat dengan karakteristik sebagai berikut:

1. Nomor massa yang cukup besar sehingga dapat meminimalkan daya

moderasi neutron dan menghasilkan spektrum energi neutron berupa

spektrum cepat.

2. Stabil dalam lingkungan radiasi.

3. Pendingin memiliki koefisien transfer panas yang besar sehingga mampu

menyerap kalor lebih besar.

4. Titik leleh yang rendah dan titik didih yang tinggi sehingga dapat

mengeliminasi terjadinya kecelakaan akibat hilang / berkurangnya

pendingin karena pendidihan.

5. Tidak terjadi reaksi kimia yang berbahaya bila terjadi kontak antara

pendingin dengan udara dan air.

6. Menggunakan daya pompa yang rendah serta aman dalam penanganan.

Timbal-bismuth cair merupakan kandidat yang sangat kuat untuk menjadi

pendingin reaktor pembiak cepat. Sifat yang menguntungkan Pb-Bi cair dalam

aplikasi pendingin reaktor nuklir adalah titik lelehnya 125 oC dan titik didihnya

1670 oC dengan perubahan volume ketika berubah menjadi padat sebesar 1,5%.

Kelemahannya sangat agresif terhadap besi dan stainless steel terutama pada

temperatur tinggi. Oleh karena itu dalam reaktor nuklir berpendingin Pb-Bi,

stainless steel akan mengalami korosi. Tabel 2.1 memperlihatkan perbandingan

berbagai bahan pendingin logam cair untuk reaktor cepat.

Tabel 2.1. Perbandingan bahan pendingin logam cair untuk reaktor cepat

(Sumber : Takahashi, 2004)

Bahan

Pendingin

Cross Section absorpsi

neutron (mb)

Titik Leleh

(°C)

Titik Didih

(°C)

Aktivasi

dengan air

atau udara

Na 2,35 98 883 Kuat

Pb 2,75 327 1737 Lemah

Pb-Bi 3,82 125 1670 Lemah

2.2.3. Sistem Perpindahan Panas

Secara umum, teras reaktor nuklir terdiri atas berbagai komponen masif,

baik dalam bentuk struktur teras reaktornya maupun bentuk komponen

pendukungnya. Komponen-komponen masif ini sudah tentu akan mempengaruhi

karakteristik aliran disekitar teras reaktor. Sementara itu, pola aliran di sekitar teras

reaktor di yakini pula sangat berpengaruh terhadap karakteristik aliran dalam teras

reaktornya mengingat banyaknya komponen masif di sekitar teras reaktor, sudah

tentu karakteristik dan pola aliran yang terbentuk di sekitar teras tersebut menjadi

sangat kompleks dan rumit.

Sumber energi pada reaktor berasal dari bahan bakar, energi yang

dilepaskan pada reaktor fisi nuklir muncul sebagai energi kinetik dari beberapa jenis

hasil reaksi fisi, kemudian energi tersebut diubah menjadi panas dan dipindahkan

melalui konduksi termal melintasi elemen bahan bakar, melintasi gap yang

memisahkan bahan bakar di cladding dan kemudian melintasi cladding menuju

permukaan cladding, dan akhirnya dipindahkan dari permukaan cladding ke

pendingin melalui proses konveksi.

Perpindahan panas yang berasal dari teras reaktor diangkut oleh aliran

pendingin logam cair disekitar teras reaktor (sistem pendingin primer)

disirkulasikan dengan pompa primer yang diistilahkan dengan konveksi yang

dipaksakan (forced convection). Gerak massa logam cair yang keluar dari pompa

resirkulasi disalurkan ke bagian bawah teras reaktor yang membawa energi termal

naik ke atas dan keluar dari teras reaktor. Tekanan dari pompa resirkulasi ini akan

menaikkan kecepatan aliran logam cair pendingin dalam teras reaktor.

Jika aliran pendingin logam cair timbul karena daya apung pendingin yang

disebabkan oleh pemanasan, disebut juga dengan istilah konveksi alamiah (natural

convection) maka keadaan sirkulasi alamiah akan mudah dicapai dengan membuat

sedemikian rupa struktur pada bagian teras reaktor sehingga pengaruh aliran paksa

yang berasal dari pipa pendingin primer dan pompa primer dapat direduksi.

Sistem perpindahan panas reaktor dirancang menggunakan jenis lup (Loop

design) dengan pipa pendingin yang relatif besar diatas teras reaktor. Sistem

generator uap dipadukan dengan sistem saluran primer tanpa memerlukan penukar

panas menengah (IHX) sehingga panas dari sistem pendingin primer secara

langsung dipindahkan ke saluran uap-air melalui generator uap.

Mode normal perpindahan panas pada reaktor LMFBR adalah aliran yang

dipaksakan dengan pompa yang mempunyai keadaan darurat dan terkait dengan

keselamatan. Untuk itu pengembangan LMFBR berlanjut pada kemampuan untuk

memindahkan panas oleh sirkulasi alamiah dengan hilangnya jumlah daya total

pompa.

Beberapa jenis data perpindahan panas untuk kandidat bahan pendingin

ditampilkan pada Tabel 2.2.

Tabel 2.2. Data perpindahan panas untuk beberapa kandidat bahan pendingin

(sumber: Waltar dan Reynolds, 1981)

Parameter Bahan Pendingin

Na He Steam

h(W/m2.oC) 85000 2300 (permukaan halus) 11000

10000 (pemukaan kasar)

V (m/s) 6 115 25

p (Mpa) (Psi) 0,7 (100) 7,0 (1000) 15 (2200)

cc (kJ/kg.oC) 1,3 5,2 2,6

ρ (kg/m3) 815 4,2 41

2.2.4. Model Termal-Hidrolik

Peraturan keselamatan reaktor memerlukan pemahaman termal-hidrolik

dengan uji coba dan simulasi komponen dan sistem. Bahasan termal-hidrolik

meliputi proses konduksi, konveksi dan proses aliran pendingin keluar dari teras

dan proses termal-hidrolik di pembangkit uap.

Distribusi suhu steady-state di batang silinder dengan sumber panas internal

yang diperoleh dari persamaan konduksi panas yang merupakan fungsi temperatur

dan jari-jari, dimana diasumsikan bahwa sumber panas dalam bahan bakar adalah

seragam, sehingga persamaan konduksi panas untuk keadaan tunak (Waltar dan

Reynolds, 1981) adalah,

0)()(. ''' rqrTk (2.1)

dimana:

T : temperatur (oC)

k : konduktivitas termal (W/m.oC)

q’’’ : sumber panas volumetrik (W/m3)

2.2.4.1 Analisis Termal-Hidrolik Pada Teras

Pada teras reaktor terdapat elemen bahan bakar berupa pin terdiri dari

tumpukan aksial pelet bahan bakar silinder terbungkus dalam tabung logam yang

disebut dengan cladding. Cladding berfungsi memisahkan bahan bakar dari kontak

langsung dengan pendingin sehingga mencegah terjadinya korosi serta mencegah

produksi fisi memasuki pendingin. Diameter pelet bahan bakar dibuat sedikit lebih

kecil dari diameter dalam cladding sehingga ada gap antara bahan bakar dan

cladding.

Gambar 2.3 memperlihatkan model perhitungan termal-hidrolik pada teras

reaktor yang meliputi perhitungan temperatur dan penurunan tekanan (Pressure

drop) di tiap kanal baik di cladding, gap maupun pelet (bahan bakar) di seluruh

bagian teras. Tiap kanal gradien temperatur radial lebih besar dari gradien

temperatur aksial sehingga konduksi panas aksial dapat diabaikan. Di antara pin-

pin bahan bakar tersebut terdapat bahan pendingin. Diasumsikan bahwa aliran

silang antar dua kanal yang berdekatan di anggap nol.

Gambar 2.3. Model batang bahan bakar dan kanal pendingin


a. Bahan bakar

Gambar 2.4. Geometri radial pin bahan bakar


Secara sederhana model geometri radial pin bahan bakar untuk perhitungan

termal-hidrolik ditunjukkan pada Gambar 2.4. Untuk keadaan steady-state,

persamaan konduksi panas pada pin bahan bakar silinder dengan sumber panas

volumetrik, q’’’, seragam dan dengan mengabaikan panas aksial dimana temperatur

bahan bakar sangat tergantung pada konduktivitas termal, k (Duderstadt, 1978),

adalah

FF

FoFfuel k

q

k

rqTTT

44

'2'''

(2.2)

To = temperatur pada pusat pin bahan bakar (oC)

TF = temperatur pada permukaan pin bahan bakar (oC)

q’ = densitas daya linear (W/m)

b. Gap

Gap bahan bakar cladding memberikan hambatan terbesar terhadap aliran

panas, karena menghasilkan nilai penurunan temperatur terbesar. Untuk

menentukan penurunan temperatur saat melintasi gap digunakan persamaan

konduksi termal dalam kedaaan tunak yang tidak ada produksi panas pada ruang

gap dan kontinuitas kemunculan fluks panas dari permukaan elemen bahan bakar.

Konduktivitas termal gas berkurang pesat dengan burnup karena

konduktivitas termal dari produksi fisi gas Xe dan Kr jauh lebih kecil dari gas

asalnya. Di sisi lain, tekanan gas meningkat dengan burnup yang berakibat kerugian

dengan meningkatnya kepadatan molekul. Fenomena ini sangat sulit diselesaikan

secara analitik sehingga biasanya ditentukan koefisien efektif pada transfer panas

gas, hG, sehingga beda temperatur di kedua sisi (Waltar dan Reynolds,1981) adalah

GF

cliFgap hr

qTTT

2)(

''

(2.3)

Tcli = temperatur cladding pada permukaan dalam (oC)

q’’ = vektor fluks panas (W/m2)

c. Cladding

Untuk cladding biasanya dipilih bahan yang mempunyai konduktivitas

termal yang besar. Sama halnya dengan perpindahan panas pada gap, konduktivitas

panas cladding, kC dianggap konstan dan tidak terdapat produksi panas di cladding,

maka persamaan perbedaan temperatur yang melintasi cladding (Waltar dan

Reynolds, 1981) adalah

F

c

c

clicloclad r

t

k

qTTT

2)(

'

(2.4)

Tclo = temperatur cladding pada permukaan luar (oC)

tC = tebal cladding.

d. Bahan pendingin

Seperti halnya pada bahan bakar, cladding maupun gap, temperatur di bahan

pendingin didasarkan pada persamaan energi. Energi transfer dari pin bahan bakar

secara konveksi ke bahan pendingin. Kanal bahan pendingin adalah ruang antara

pin-pin bahan bakar seperti terlihat pada Gambar 2.3. Penurunan temperatur dari

permukaan cladding temperatur fluida maksimal (waltar dan Reynolds, 1981)

adalah:

)(2)(

'''

GCFss

coclocool ttrh

q

h

qTTT

(2.5)

Tco = temperatur pendingin (oC)

hs = koefisien transfer panas konveksi (W/m2.oC).

e. Perbedaan temperatur pada seluruh bagian teras

Perbedaan temperatur keseluruhan dapat dihitung melalui persamaan berikut

(Waltar dan Reynolds, 1981):

GCFsCFC

cG

FGFcool ttrhtrk

tt

rhk

qT

(

1

)(

1

2

1

2

'

(2.6)

Reaktor pembiak cepat membutuhkan koefisien transfer panas yang tinggi

untuk mengeksploitasi keuntungan dari kecilnya diameter pin bahan bakar.

Koefisien transfer panas untuk logam cair lebih tinggi dari pada fluida lainnya pada

kecepatan alir dan tekanan relatif rendah, sehingga logam cair adalah kandidat

utama sebagai pendingin reaktor pembiak cepat. Koefisien transfer panas yang

tinggi untuk logam cair menghasilkan konduktivitas termal tinggi.

Untuk memperoleh nilai koefisien transfer panas untuk desain teras

LMFBR, terlebih dahulu harus dihitung besaran-besaran yang berhubungan dengan

aliran hidrolik. Pada pendingin logam cair beberapa korelasi transfer panas

konveksi yang digunakan antara lain:

Bilangan Prandtl, Pr, menunjukkan kemampuan relatif fluida untuk

mendifusikan momentum dan energi dalam oleh mekanisme molekul yang

mempengaruhi transfer panas konveksi:

k

cPPr (2.7)

dengan υ adalah viskositas kinematik (µ/ρ), α adalah difusivitas termal (k/ρcp)

(Waltar dan Reynolds, 1981). Viskositas kinematika berkaitan dengan laju

perpindahan momentum dalam fluida dan difusivitas termal berhubungan dengan

laju transfer panas konduksi. Logam cair mempunyai bilangan Prandtl berkisar

0,001 sampai 0,01 yang menunjukkan difusi energi dalam yang lebih cepat

(Reynold dan Henry, 1996).

Bilangan Reynold, Re, menunjukkan efek viskositas di dalam gerakan

aliran fluida yang dinyatakan dengan

/Re Du z

(2.8)

dengan ρ adalah massa jenis fluida, �̅�𝑧 laju alir fluida rata-rata, µ adalah viskositas

geser fluida dan D adalah diameter (Waltar dan Reynolds, 1981).

Aliran turbulen ditandai dengan bilangan Reynold yang tinggi (Re > 2300

untuk aliran pipa) dan D sering kali diganti dalam diameter hidrolik efektif, Dh

(Waltar dan Reynolds, 1981) yang dinyatakan,

Wh PAD /4 (2.9)

Dalam hal ini A adalah luas kanal yang dialiri pendingin sedangkan 𝑃𝑤 adalah

garis keliling yang terbasahkan, secara sederhana ditunjukkan pada Gambar 2.3.

Untuk kisi trianguler seperti pada gambar tersebut maka A dan Pw untuk kanal pusat,

kanal tepi dan kanal sudut berturut-turut (Waltar dan Reynolds, 1981) adalah

𝐴1 = √3

4 𝑃2 −

𝜋𝐷2

8−

𝜋𝑠2

8 (2.10)

𝐴2 = 𝑝 (𝐷

2+ 𝑠) −

𝜋𝐷2

8−

𝜋𝑠2

8 (2.11)

𝐴3 = 1

√3 (

𝐷

2+ 𝑠)

2

− 𝜋𝐷2

24−

𝜋𝑠2

24 (2.12)

𝑃𝑤1 = 𝜋𝐷

2+

𝜋𝑠

2 (2.13)

𝑃𝑤2 = 𝑃 + 𝜋𝐷

2+

𝜋𝑠

2 (2.14)

𝑃𝑤3 = 𝐷 + 2𝑠 + 𝜋𝐷

6+

𝜋𝑠

6 (2.15)

Bilangan peclet, Pe, adalah bilangan Reynolds (Re) dan bilangan Prandtl (Pr)

dalam korelasi (Waltar dan Reynolds, 1981),

𝑃𝑒 = 𝑅𝑒𝑃𝑟 = (𝜌𝑢𝑧𝐷

𝜇) (

𝑐𝑝𝜇

𝑘) =

𝜌𝑢𝑧𝐷𝑐𝑝

𝑘 (2.16)

Bilangan Nusselt, Nu, berhubungan dengan karakter fisik dan dinamik

fluida (Waltar dan Reynolds, 1981),

𝑁𝑢 = ℎ𝐷𝑒

𝑘 (2.17)

dengan k, konduktivitas termal fluida dan De merupakan diameter hidrolik efektif.

Setelah bilangan Nusselt ditentukan, koefisien transfer panas, h, dapat diperoleh.

Borishanskii, Gotovskii, dan Firsova mengenalkan korelasi berikut untuk

menghitung bilangan Nusselt (Waltar dan Reynolds, 1981),

. 2000200 5,11,1

)200(0174,0

56,376,1212,8log15,24

200 5,11,1

]65,376,1212,8[log15,24

9,016

2

10

2

10

PedanD

Puntuk

Pee

D

P

D

PNu

PedanD

Puntuk

D

P

D

PNu

D

P

(2.18)

2.2.4.2 Penurunan Tekanan (Pressure Drop)

Suatu besaran yang menunjukkan perbedaan tekanan pada kanal pendingin

sebelum dan sesudah pendingin melewatinya disebut dengan penurunan tekanan.

Tekanan pada saluran dapat hilang atau berkurang disebabkan oleh:

1. Faktor friksi (friction factor) oleh dinding sepanjang kanal pendingin.

Tekanan yang hilang akibat faktor friksi (Waltar dan Reynolds, 1981):

∆𝑃|𝑓𝑟𝑖𝑐 = 𝑓 𝐿

𝐷ℎ 𝜌𝑉2

2 (2.19)

ΔP = tekanan yang hilang, Pa

f = faktor friksi, tak berdimensi

ρ = densitas fluida, kg/m3

V = laju alir, m/s

Dh = diameter hidrolik, m

L = panjang pipa, m

2. Faktor bentuk (form factor) oleh grip pengikat dua buah elemen bahan bakar

yang menyebabkan hilangnya tekanan masukan-keluaran karena perubahan

momentum pendingin pada saat mengenai grid tersebut dapat dihitung dari

persamaan,

Δ𝑃|𝑓𝑜𝑟𝑚 = Δ𝑃|𝑔𝑟𝑖𝑑 + Δ𝑃|𝑖𝑛𝑙𝑒𝑡−𝑒𝑥𝑖𝑡 = 𝐾𝜌𝑉2

2 (2.20)

dengan K adalah faktor bentuk (Waltar dan Reynolds, 1981).

Sebagian daya keluaran total digunakan untuk mempompa bahan pendingin

melintasi teras sehingga bahan pendingin dapat berfungsi sebagai pemindah panas

dalam sistem reaktor. Untuk daya teras sebesar Q, panas yang harus dipindahkan

oleh bahan pendingin (Waltar dan Reynolds, 1981) adalah,

𝑄 = 𝑚 ̇ 𝑐𝑝 𝑑𝑇 (2.21)

dengan �̇� = 𝜌𝑉𝐴 merupakan laju alir massa total pendingin, sehingga kecepatan

pendingin yang melintasi teras (Waltar dan Reynolds, 1981) dapat dinyatakan,

𝑉 = 𝑄

𝜌𝑐𝑝𝐴∆𝑇𝑎𝑥𝑖𝑎𝑙 (2.22)

Daya pompa bergantung pada kecepatan alir bahan pendingin. Daya pompa

yang diperlukan untuk menggerakkan pendingin melintasi teras (Waltar dan

Reynolds, 1981) adalah,

𝑑𝑎𝑦𝑎 𝑝𝑜𝑚𝑝𝑎 = ∆𝑃. 𝐴. 𝑉 = 𝐿𝐴

2𝐷ℎ (𝑓𝜌 𝑉3) = (

𝐿𝑄

2 𝐷ℎ∆𝑇𝑎𝑘𝑠𝑖𝑎𝑙) (

𝑓𝑉2

𝑐𝑝) (2.23).

BAB III

METODOLOGI PENELITIAN

Penelitian analisis pengaruh ukuran teras terhadap tingkat sirkulasi

alamiah bahan pendingin Pb-Bi pada reaktor cepat dilakukan dengan

pengembangan kode komputasi DTRIDI FBR yang dibuat menggunakan bahasa

pemograman Borland Delphi 7.0 dimana program numerik dibagi dalam beberapa

fungsi. Simulasi diterapkan untuk menganalisis tingkat sirkulasi alamiah bahan

pendingin pada jenis reaktor pembiak cepat berpendingin logam cair (liquid

metal-cooled fast breeder reactor) dengan variasi geometri teras berbentuk kubus

tiga dimensi berbahan bakar UN-PuN dengan pendekatan kuasistatik.

3.1. Spesifikasi Desain Reaktor

Simulasi komputasi untuk mengetahui fenomena tingkat sirkulasi alamiah

reaktor pembiak cepat berpendingin logam cair, dilakukan pada model reaktor

dengan spesifikasi reaktor seperti terlihat pada Tabel 3.1.

Tabel 3.1. Spesifikasi desain LMFBR

(sumber: Fitriyani, 2006)

Parameter Spesifikasi

Daya Reaktor 150 MWth

Pendingin Pb-Bi

Bahan Shielding B4C + Stainless steel

Bahan Bakar UN-PuN

Pengayaan Bahan Pendingin 44,5 % Pb – 55,5 % Bi

Teras

Diameter pin bahan bakar 1,0 cm

Tebal cladding 0,05 cm

Pin picth bahan bakar 1,2 cm

Generator Uap

Tinggi SG 4 m

Diameter pipa (inner/outer) 1,7 / 2,0 cm

Pitch pipa 3 cm

Laju alir primer 4000 kg/s

Laju alir skunder 100 kg/s

Temperatur air 225 oC

Model geometri teras untuk mengetahui pengaruh distribusi daya reaktor

dan temperatur di dalam reaktor digunakan model geometri teras tiga dimensi

dengan ukuran x, y, z seimbang (balance) berbentuk kubus (square core). Model

teras berbentuk kubus menunjukkan kinerja termal-hidrolik yang optimal

dibandingkan dengan model teras pipih (x = y < z) dan tinggi (x = y > z) pada

disain FBR (Fitriyani, 2006).

Pada teras reaktor dilakukan diskritisasi ruang untuk memperoleh

pendekatan dan penyesuaian terhadap model teoritik, yang dapat dilihat pada

Gambar 3.1.

Gambar 3.1. Geometri Teras 3 Dimensi

Geometri teras berbentuk kubus dibagi dalam beberapa daerah dengan

variasi lebar dan setiap daerah dibagi lagi menjadi beberapa mesh. Seluruh

perhitungan dilakukan untuk setiap mesh. Pembagian teras diperlukan untuk

mempermudah pengaturan komposisi dan fraksi bahan bakar, pengayaan maupun

bahan pendingin di teras sehingga optimasi disain untuk memperoleh nilai

penurunan tekanan pada setiap laju aliran pendingin menjadi lebih cepat tercapai.

Untuk menyelidiki pengaruh ukuran teras reaktor terhadap tingkat sirkulasi

alamiah dengan geometri teras berbentuk kubus, maka ukuran daerah dan jumlah

mesh pada teras reaktor diubah-ubah besarnya sehingga diperoleh rancangan

reaktor yang tanggap terhadap faktor keselamatan. Contoh pembagian teras

tersebut dapat terlihat pada Tabel 3.2 hingga Tabel 3.6.

Tabel 3.2. Ukuran teras untuk M1

Arah 1/2 X 1/2 Y Z

Ukuran (cm) 35 35 70

Jumlah daerah 4 4 8

Jumlah Mesh 4 4 4 4 4 4 4 4 2 2 2 2 2 2 2 2

Ukutan daerah

(cm) 10 7 10 8 10 7 10 8 10 10 8 7 7 8 10 10


Arah 1/2 X 1/2 Y Z


Jumlah daerah 4 4 8

Jumlah Mesh 4 4 4 4 4 4 4 4 2 2 2 2 2 2 2 2

Ukutan daerah

(cm) 10 9 10 9 10 9 10 9 10 10 9 9 9 9 10 10


Arah 1/2 X 1/2 Y Z


Jumlah daerah 4 4 8

Jumlah Mesh 5 4 5 6 5 4 5 6 2 2 2 2 2 2 2 2

Ukuran daerah

(cm) 10 8 10 12 10 8 10 12 10 10 10 10 10 10 10 10


Arah 1/2 X 1/2 Y Z


Jumlah daerah 4 4 8

Jumlah Mesh 6 2 6 6 6 2 6 6 2 2 2 2 2 2 2 2

Ukuran daerah

(cm) 12 8 10 12 12 8 10 12 12 10 10 10 10 10 10 12


Arah 1/2 X 1/2 Y Z


Jumlah daerah 4 4 8

Jumlah Mesh 6 2 6 6 6 2 6 6 2 2 2 2 2 2 2 2

Ukuran daerah

(cm) 12 7 12 14 12 7 12 14 9 12 12 12 12 12 12 9

Keterangan : contoh untuk M5

Teras arah ½ X (½ geometri teras): lebar 50 cm terdiri dari 4 daerah

Daerah ke 1 : 12 cm dibagi dalam 6 mesh




Sehingga teras arah X terdiri dari 20 mesh

Variasi model teras berbentuk geometri kubus tiga dimensi reaktor LMFBR

ini tetap dijaga berukuran kecil, yang dapat dipindah-pindahkan.

3.2. Prosedur Perhitungan Termal-Hidrolik

Gambar 3.2. Model untuk perhitungan pipa panas dan pipa dingin

(Sumber : Fitriyani, 2006)

Gambar 3.2 menunjukkan model sederhana untuk perhitungan di pipa

panas dan pipa dingin. Dalam arah h, kontribusi pipa panas dan pipa dingin pada

penurunan tekanan secara keseluruhan dapat dihitung melalui Persamaan 3.1 dan

3.2.

𝑃𝑑,ℎ𝑝 = 𝜌ℎ𝑔 ℎℎ𝑝 (3.1)

𝑃𝑑,𝑐𝑝 = 𝜌𝑐𝑔 ℎ𝑐𝑝 (3.2)

Pd,hp = penurunan tekanan dari pipa panas

Pd,cp = penurunan tekanan dari pipa dingin

ρc = densitas fluida pada pipa dingin

ρh = densitas fluida pada pipa panas

hhp = tinggi pipa panas

hcp = tinggi pipa dingin

Keseimbangan tekanan di dalam sistem secara keseluruhan dapat

dirumuskan sebagai berikut:

𝑃𝑝𝑢𝑚𝑝 = 𝑃𝑑𝑟,𝑐𝑜𝑟𝑒 + 𝑃𝑑,ℎ𝑝 − [𝐷ℎ𝑒𝑎𝑑,𝑃𝑆𝐺 − 𝑃𝑑𝑟,𝑃𝑆𝐺 + 𝑃𝑑,𝑐𝑝 ] (3.3)

dengan Pdr = penurunan tekanan

Dhead-SG = driving head di SG

Ppump = tekanan pompa

3.3. Diagram Alir Simulasi

Gambar 3.3. Diagram alir simulasi termal-hidrolik kondisi normal

Input data

termohidroli

k

Perhitungan termal-hidrolik

kondisi steady state di Teras

Set flow

total + tebak

pola orifis

teras

Perhitungan termal-hidrolik kondisi

steady state di Generator Uap

Perhitungan penurunan

tekanan diseluruh sistem

Selesai

Tampilkan dalam

bentuk grafik

distribusi temperatur

Mulai

Variasi

ukuran teras

reaktor

Gambar 3.4. Diagram alir simulasi termal-hidrolik kondisi kecelakaan

Input data

termal-

hidrolik

Perhitungan termal-hidrolik

kondisi steady state di Teras

Variasi laju

alir total

pendingin

Perhitungan termal-hidrolik kondisi

steady state di Generator Uap

Perhitungan penurunan

tekanan diseluruh sistem

Selesai

Tampilkan dalam bentuk grafik

distribusi temperatur terhadap

penurunan flow total dan pressure

drop terhadap penurunan flow total

Mula

Variasi

ukuran teras

reaktor

Secara garis besar diagram alir Gambar 3.3 dan Gambar 3.4 dari seluruh

perhitungan dapat diuraikan sebagai berikut:

1. Setelah membaca input data dan beberapa persiapan lainnya, dengan

menggunakan data fluks neutron (dihitung menggunakan persamaan difusi)

dapat ditentukan distribusi rapat daya nuklir di teras.

2. Pada Gambar 3.3 yang merupakan diagram alir kondisi normal, laju aliran

pendingin mula-mula diatur sebesar 4000 kg/s.

3. Serangkaian perhitungan termal-hidrolik pada kondisi tunak. Dengan

menentukan terlebih dahulu diameter hidrolik dan nilai laju alir pendingin

total yang melintasi teras, melalui Persamaan (2.16), (2.18) dan (2.17)

secara berturut-turut dapat ditentukan bilangan Peclet, bilangan Nusselt dan

koefisien transfer panas. Selanjutnya yaitu menghitung distribusi

temperatur pada cladding bagian luar, cladding bagian dalam, pelet di

permukaan cladding dan temperatur pelet di bagian pusat pin. Menghitung

harga penurunan tekanan untuk masing-masing kanal dengan menggunakan

Persamaan (2.19) dan (2.20) yang merupakan penurunan tekanan akibat

faktor friksi dan faktor bentuk untuk kemudian di dapatkan penurunan

tekanan total. Melalui metode iterasi, penurunan tekanan pada masing-

masing kanal di perbandingkan, bila satu sama lain masih berbeda maka

kembali mengatur aliran di teras hingga penurunan tekanan pada setiap

kanal bernilai seragam.

4. Selanjutnya perhitungan termal-hidrolik pada generator uap. Menghitung

luas kanal yang dialiri pendingin dan garis keliling yang terbasahkan

sehingga diperoleh diameter hidrolik dari Persamaan (2.9) untuk kemudian

ditentukan bilangan Reynold, bilangan Prandtl dan bilangan Peclet serta

menghitung penurunan tekanan untuk seluruh sistem.

5. Pada Gambar 3.4 yang merupakan diagram alir untuk kondisi kecelakaan

dilakukan dengan memvariasikan laju alir total pendingin sepanjang teras

untuk menyelidiki tingkat sirkulasi alamiah sistem.

6. Serangkaian perhitungan diatas diulang untuk tiap variasi ukuran teras

reaktor.

7. Hasil perhitungan akan ditampilkan dalam bentuk grafik distribusi

temperatur dan grafik penurunan tekanan terhadap laju aliran total

pendingin. Tingkat sirkulasi alamiah dapat diketahui dari grafik

perpotongan antara penurunan tekanan dan driving head sebagai fungsi dari

laju alir total.

3.4 Jadwal Penelitian

No Kegiatan Bulan (2010) Bulan (2011)

VIII IX X XI XII I II III IV V VI

1. Survei

literatur

2. Perizinan ke

jurusan fisika

3. Pengenalan

pemograman

8. Penulisan

proposal

9. Seminar

proposal

10. Pengolahan

data program

11. Analisa data

12. Penulisan

laporan

13. Sidang TA

DAFTAR KEPUSTAKAAN

Agostini, P dan Bertacci, G., 2002, Natural Circulation of Lead-Bismuth in One-

Dimensional Loop: Experiment and code predictions, Proceedings of 10th

International Conference on Nuclear Engineering, Arlington, 14-18

Arisa, D., 2007, Analisis Pembiakan(Breeding) Plutonium-239 pada Reaktor

Pembiak Cepat Berpendingin Logam Cair (LMFBR) dengan Variasi

Geometri Teras dan Ukuran Teras Reaktor, Skripsi, Jurusan Fisika,

UNAND, Padang

Basri, A., 2010, Pengaruh Geometri Teras Terhadap Transmutasi Bahan Bakar

Pada Reaktor Pembiak Cepat Dengan Siklus Bahan Bakar Tertutup,

Skripsi, Jurusan Fisika, UNAND, Padang

Chang, J-E dan kune Y.S., 2000, Natural Circulation Heat Transfer Analysis for A

Liquid Metal Reactor, Proceedings of 8th I International Conference on

Nuclear Engineering, Baltimore, MD, USA, 2-6

Duderstadt, J.J. dan Hamilton, L.J., 1978, Nuclear Reactor Analysis, John Wiley

& Sons, Inc., Kanada

Fitriyani, D., 2006, Studi Disain Reaktor daya Nuklir Berbasis Kapal, Disertasi,

Departemen Fisika, Institut Teknologi Bandung (ITB)

Handayani, T., 2010, Disain Kode Komputasi Analisis Burnup 3 Dimensi pada

Reaktor Pembiak Cepat, Skripsi, Jurusan Fisika, UNAND, Padang

Kadir, A., 2001, Dasar Pemograman Delphi 5.0 jilid 1, Andi Yogyakarta,

Yogyakarta

Krane, K.S., 1988, Introductory Nuclear Physics, John Wiley & Sons Inc., new

York

Novitrian dan H.Sofue., 2004, Study on Pb-Bi natural Circulation Phenomena,

INES-1, Tokyo-japan, 1-4

Reaktor Pembiak Cepat, Ensiklopedi Teknologi Nuklir, BATAN

Reynold, W.C. dan Henry, C.P., 1996, Termodinamika Teknik, Erlangga, Jakarta

Takahashi, M., 2004, Conceptual Design And R&D Of Steam Lift Pump Type

Lead-Bismuth Colled Boiling Water Small Fast Reactor, COE-INES

Newsletter, Vol 1 No.6

Waltar A.E. dan Reynolds, A.B., 1981, Fast Breeder Reactors, Pergamon Press,

New York

Welty, J.R (et all), 2004, Dasar-dasar Fenomena Transport, volume 2 transfer

panas edisi ke-4, Erlangga, Jakarta

Proposal Penelitian Nuklir

Documents

Transcript of Proposal Penelitian Nuklir