1. Kode komputer untuk analisis termohidrolik awal pada subkanal pendingin reaktor LWR telah dibuat untuk memprediksi parameter penting seperti distribusi temperatur, penurunan tekanan, dan kualitas uap. 2. Kode ini divalidasi terhadap kode THAL dan Kuljian untuk reaktor PWR dan BWR 150MWe, menghasilkan perbedaan kecil kecuali untuk penurunan tekanan. 3. Kode ini dapat digunakan untuk mempel

1. SEMINAR NASIONAL
SDM TEKNOLOGI NUKLIR VII
YOGYAKARTA, 16 NOVEMBER 2011
ISSN 1978-0176
PEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL
TERMOHIDROLIK SUBKANAL PENDINGIN REAKTOR LWR
Muhammad Khoiri1 , Tri Wulan Tjiptono2, Adhi Prihastomo3
1.Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasional
Jl. Babarsari P.O.Box 6101 YKBB Yogyakarta 55281
2. Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan, Badan Tenaga Nuklir Nasional, Yogyakarta
3. Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasional
ABSTRAK
PEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL TERMOHIDROLIK SUBKANAL
PENDINGIN REAKTOR LWR. Telah dibuat kode komputer (PresTHa-C) untuk analisa thermohidrolik
awal pada bagian subkanal pendingin Reaktor Air Ringan. Perhitungan termohidrolik dilakukan secara
bertahap dengan diskritisasi kanal aksial pendingin menjadi beberapa segmen dan menghitung persamaan
kesetimbanangan energi sesuai profil daya pada segmen tersebut. Dalam model perhitungan ditentukan 3
kondisi perpindahan panas, yaitu one phase flow , subcooled nucleat boiling , dan bulk boiling two-phase
flow. Perpindahan panas one phase flow menggunakan korelasi Dittus Boelter, sedangkan perpindahan bulk
boiling two-phase flow dan subcooled nucleat boiling menggunakan korelasi Jens and Lottes. Kode komputer
ini mampu memprediksi distribusi temperatur bahan bakar, kelongsong, dan pendingin , penurunan tekanan,
kualitas uap, serta fraksi void sepanjang kanal pendingin. PresTha-C telah divalidasi dengan kode komputer
THAL dan Kuljian pada reaktor Westinghouse PWR 150 MWe dan General Electric BWR 150 MWe.
Validasi tersebut menghasilkan perbedaan hasil perhitungan cukup kecil. Namun perbedaan perhitungan
penurunan tekanan masih cukup besar.
Kata Kunci : kode komputer termohidrolik, Reaktor Air Ringan (LWR)
ABASTRACT
CONSTRUCTING COMPUTER CODE FOR PRELIINARY THERMALHYDRAULICS ANALYSIS
FOR LWR SUBCHANNEL. Have been constructed a computer code (PresTHa-C) for preliminary
thermalhydraulics analysis for LWR subchannel. Thermalhydraulics calculation performed sequentially by
discreetizing the axial coolant channel into several segments dan perform energy balance equation
appropriate heat density generated at that segment. The program determine 3 convection heat transfer
mechanism such as one phase flow, subcooled nucleat boiling, and bulk boiling two-phase flow. One phase
flow heat transfer calculation use Dittus Boelter correlation. Subcooled nucleat boiling and bulk boiling twophase flow heat transfer calculation use Chen correlation. This computer code able to predict coolant, clad,
and fuel temperature distribution , pressure drop, steam quality, and void fraction along coolant subchannel.
PresTHa-C have been verified to other computer code THAL and Kuljian in case Westinghouse PWR 150
MWe and General Electric BWR 15 MWe type reactor. Validating of both programs resulting small
difference. Nevertheless the pressure drop calculation result is much far differ than THAL and Kuljian.
Keywords: thermalhydraulics computer code, Light Water Reactor (LWR)
1. PENDAHULUAN
Perancangan awal (Preliminary Design) PLTN
terutama bertujuan melakukan studi, analisis, dan
simulasi awal terhadap sistem reaktor[1]. Ada 2
pertimbangan utama dalam perancangan teras
reaktor nuklir, yaitu pertimbangan Neutronik dan
Termohidrolik [2]. Pada penulisan ini akan dibuat
Muhammad Khoiri dkk
577
kode komputer untuk perhitungan termohidrolik
reaktor jenis LWR (Light Water Reactor), karena
jenis reaktor daya inilah yang banyak digunakan
untuk PLTN saat ini. LWR adalah reaktor nuklir
termal yang menggunakan air ringan (H2O) sebagai
moderator dan sekaligus berfungsi sebagai
pendingin teras. Menurut prinsip kerjanya , LWR
Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN

2. terbagi menjadi dua jenis yaitu PWR (Pressurized
Water Reactor) dan BWR (Boiling Water Reactor).
Kode komputer yang dihasilkan diharapkan
dapat digunakan untuk mempermudah dan
mempercepat perhitungan termohidrolik yang
ditampilakn dalam bentk numeric dan grafik. Selain
itu dapat digunakan sebagai modul belajar (learning
modul) untuk mempelajari sistem kerja reaktor PWR
dan BWR, khususnya bagi mahasiswa yang sedang
mempelajari system reactor.
Rumusan masalah pada penelitian ini adalah
bagaimana menentukan distribusi temperatur
(pendingin, kelongsong, dan bahan bakar),
penurunan tekanan (pressure drop), kualitas uap
(steam quality) dan fraksi hampa (Void) sepanjang
kanal pendingin reaktor. Permasalahan awal yang
timbul adalah bagaimana menentukan terjadinya
perubahan fase cair ke fase uap pada fluida
pendingin. Karena diperlukan korelasi empiris yang
berbeda pada masing-masing kondisi fluida untuk
mengitung perpindahan panas konveksi fluida
pendingin dengan permukaan kelongsong bahan
bakar.
SEMINAR NASIONAL
SDM TEKNOLOGI NUKLIR VII
YOGYAKARTA, 16 NOVEMBER 2011
ISSN 1978-0176
Untuk reaktor yang mendekati bentuk silinder
seperti pada kebanyakan LWR, distribusi fluks
neutron atau daya reaktor ditentukan dalam arah
aksial dan radial. Distribusi daya di dalam teras
reaktor silinder tanpa reflektor adalah[2]
Dengan Re adalah bilangan Renold dan He adalah
panjang fuel rod.
Fuel
d
Coolant
channel
Coolant
p(Pitch)
(p)
Triangular Lattice
2. DASAR TEORI
Sistem Pembangkit Uap Nuklir merupakan
keseluruhan sistem
yang berperan
dalam
pemindahan energi yang dihasilkan dari reaksi
pembelahan di dalam bahan bakar (teras reaktor).
Sistem Pembangkit Uap Nuklir pada umumnya
terdiri atas tiga komponen utama [2] , yaitu :
1.
Reaktor Nuklir, sebagai sumber pembangkitan
panas / energi.
2.
Loop Pendingin Primer dan Pompa Pendingin
Primer,
berfungsi
sebagai
pemindah
(transport) panas dari teras reaktor ke sistem
pembangkit uap.
3.
Pembangkit Uap, berfungsi mengubah air
menjadi uap (steam) sebagai fluida kerja pada
pendingin sekunder dengan panas dari
pendingin primer. Pada reaktor BWR (Boiling
Water Reactor), tidak diperlukan pembangkit
uap karena uap dihasilkan secara langsung di
teras reaktor.
Analisis Termohidrolik
Termohidrolik reaktor adalah studi mengenai
proses transport energi dan massa dalam
pemanfaatan energi hasil reaksi fisi di dalam teras
reaktor[2]. Pada dasarnya, secara neutronik
(pertimbangan nuklir) daya teras dapat dirancang
pada daya berapapun besarnya. Namun besarnya
daya tersebut dibatasi oleh kemampuan material
teras dalam menyerap dan memindahkan panas
tersebut ke pendingin dikenal sebagai pertimbangan
non nuklir.
Fuel
p
d
Coolant
channel
Coolant
Rectangular Lattice
Gambar 1. Susunan bahan bakar di dalam teras[2]
Perpindahan Panas Radial Pin Bahan Bakar
Reaktor Air Ringan pada umumnya
menggunakan Pin Bahan Bakar (Fuel elements)
yang tersusun atas fuel pellets yang dibungkus
material kelongsong. Terdapat ruang (gap) antara
fuel pellets dengan kelongsong yang berisi gas inert.
Mekanisme perpindahan panas arah radial pada
Pin Bahan Bakar adalah :
a. Konduksi pada Bahan bakar
b. Konveksi pada Gap
c. Konduksi pada Kelongsong
d. Konveksi Paksa (Force Convection) pada
Pendingin
Didalam teras reaktor, pin bahan bakar dan
pendingin disusun dalam susunan (lattice) tertentu.
Distribusi Pembangkitan Kalor pada Reaktor
Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN
578
Muhammad Khoiri dkk

3. SEMINAR NASIONAL
SDM TEKNOLOGI NUKLIR VII
YOGYAKARTA, 16 NOVEMBER 2011
ISSN 1978-0176
Pada LWR, ada dua susunan yang sering digunakan,
seperti terlihat pada gambar 1, yaitu :
1. Triangular Lattice
2. Rectangular Lattice
Enthalpi dan Kualitas Uap
Keadaan
termodinamik
suatu
materi
direpresentasikan oleh 3 variabel, yaitu Tekanan (P),
Volume (V), dan Temperatur (T)[1]. Untuk
menyatakan kuantitas termodinamika suatu materi,
maka digunakan definisi enthalpi. Enthalphi
didefinisikan sebagai jumlah dari energi
internal dengan hasil kali Tekanan dengan Volume.
Konveksi Paksa pada Pendingin Satu Fase
Dikatakan konveksi satu fase apabila fluida
pendingin yang mengalir dalam keadaan cair
seluruhnya. Perpindahan panas dari permukaan
kelongsong ke fluida pendingin sesuai dengan
Hukum Pendinginan Newton, yaitu[4]:
Konveksi Paksa pada Pendingin Dua Fase
Pada konveksi 2 fase, terdapat campuran AirUap dengan fraksi tertentu yang mengalir dalam
kanal pendingin.Dengan adanya pendidihan, maka
terbentuk gelembung (bubble) uap. Panas yang
diberikan dari pin bahan bakar digunakan untuk
mengubah fase dalam bentuk panas latent
penguapan (latent heat evaporation)[6].
Untuk menghitung koefisien perpindahan
panas konveksi paksa pendingin dengan permukaan
kelongsong pada keadaan subcooled nucleate
maupun saturated boiling digunakan korelasi Jens
and Lottes[2,4] yaitu:
Penurunan Tekanan (Pressure Drop) pada
Pendingin.
Penurunan tekanan adalah salah satu parameter
termohidrolika yang cukup penting, karena berkaitan
dengan daya pompa primer untuk mengalirkan
pendingin melewati teras, yang pada akhirnya
mempengaruhi efisiensi keseluruhan sistem PLTN.
Komponen penurunan tekanan persegmen pada
aliran satu fase terdiri dari[4]
1. Gesekan pada kanal pendingin (Channel friction)
2. Perubahan geometri kanal pendingin, seperti
spacer grid dan inlet/otlet geometry
3. Gaya berat akibat perubahan ketinggian
Komponen penurunan tekanan persegmen pada
aliran dua fase terdiri dari[4]
1. Ekspansi pembentukan uap
2. Channel Friction
Muhammad Khoiri dkk
579
3. Perubahan geometri kanal pendingin
4. Gaya berat akibat perubahan ketinggian
3. METODE PENELITIAN
Kode komputer termohidrolik untuk LWR ini
digunakan untuk mengetahui parameter-parameter
penting termohidrolik pada reaktor PWR maupun
BWR. Parameter ini antara lain distribusi temperatur
pendingin, temperatur kelongsong dan bahan bakar,
penurunan tekanan (pressure drop), serta kualitas
uap sepanjang kanal pendingin teras. Kode komputer
ini dibuat menggunakan Borland Delphi 7 sehingga
hasil perhitungan dapat ditampilkan secara numerik
dan grafik[5].
Metode dalam penelitian pembuatan kode
komputer termohidrolik LWR ini adalah
1. Studi neutronik dan termohidrolik reaktor nuklir
melalui studi pustaka,
2. pengumpulan data teknis reaktor dan data
termodinamika air dari pustaka,
3. perancangan algoritma dan flow chart program
4. pembuatan kode komputer menggunakan
program Delphi 7,
5. validasi perhitungan pada reaktor jenis
Westinghouse PWR 150 MWe dan General
Electric BWR 150 MWe dengan kode komputer
THAL [6] dan Kuljian [6] ,
6. analisa hasil validasi terhadap kode computer
THAL dan Kuljian,
7. pengambilan kesimpulan
4. HASIL DAN PEMBAHASAN
Telah dibuat kode komputer untuk analisa
termohidrolik reaktor air ringan (Light Water
Reactor)
yang
diberi
nama
PresTHa-C
(Preliminnary
Subchannel
Reactor
Thermalhydraulics
Analysis
Code)
yang
dioperasikan pada sistem operasi Windows.
Algoritma Program Utama
Algoritma program utama adalah
1. Mulai
2. Masukkan input
3. Hitung parameter teras dan cek fuel lattice
4. Hitung daya max pada posisi radial r
5. Hitung enthalpi inlet
6. Hitung lebar persegmen
7. Inisialisasi bagian inlet
8.
Hitung daya pada posisi
9.
Hitung penambahan enthalpi
10. Hitung enthalpi saturasi air
dan uap
11. Cek kondisi pendingin,
12. Lakukan perhitungan termohidrolik sesuai
kondisi pada segmen tersebut
Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN

4. 13. Cek apakah sudah mencapai bagian outlet teras
? Jika belum, pindah ke posisi segmen
selanjutnya dan kembali ke alur nomor 8. Jika
telah melewati outlet teras, lanjutkan ke alur
no. 14 berikut
14. Tampilkan hasil perhitungan
15. Selesai.
Validasi Perhitungan
Validasi dilakukan dengan membandingkan
hasil perhitungan PresTHa-C dengan hasil program
lain yang lebih standar, yaitu THAL dan perhitungan
dari Kuljian[6]. Jenis reaktor yang digunakan adalah
Westinghouse PWR 150MWe untuk reaktor air
tekan (PWR). serta General Electric BWR 150
MWe untuk reaktor air didih (BWR) dengan
parameter-parameter teknisnya seperti terlihat pada
table 3
Perhitungan Termohidrolika Reaktor PWR
Parameter-parameter
teknis
reactor
Westinghouse PWR 150 MWe dapat dilihat pada
table 1.
Tabel 1 Parameter Teknis Reaktor Westinghouse
PWR 150 MWe
Parameter
Nilai
Tinggi aktif teras
316,48 cm
Tinggi terekstrapolasi
334,48 cm
Susunan Bahan Bakar
Rectangular
Tekanan masukan
260,55
Parameter
Temp. maks.
pendingin pada
outlet (oC)
Temp. maks.
kelongsong luar
(oC)
Temp. maks.
kelongsong dalam
(oC)
Temp. maks. fuel
pellet luar (oC)
Temp. maks.
pusat fuel pellet
(oC)
Total Pressure
Drop (bar)
Bagian subcooled
boiling (%)
PresTHa-C
THAL
KULJIAN
324,62
324,88
322,86
356,08
341,61
330,00
414,11
381,40
373,33
570,07
698,01
702,77
1756,30
1752,15
2133,89
2,594
0,903(avg)
0,782 (avg)
71,2
64
------
Untuk membandingkan ketiga program, telah
ditetapkan nilai maximum linier heat density yang
sama yaitu sekitar 354.33 Watt/cm. Dari hasil
tersebut dapat dikatakan hasil perhitungan program
PresTHa-C mendekati hasil perhitungan THAL dan
Kuljian.
Gambar 2 adalah distribusi temperatur
pendingin, permukaan kelongsong bagian luar dan
dalam.
140,65 bar
Temperatur masukan
Rata-rata kecepatan aliran/
kanal
Rata-rata Daya Linier
SEMINAR NASIONAL
SDM TEKNOLOGI NUKLIR VII
YOGYAKARTA, 16 NOVEMBER 2011
ISSN 1978-0176
Tabel 2. Perbandingan hasil PresTHa-C, THAL dan
Kuljian
o
C
Daya Linier maksimum
760,71 kg/hr
89,72
W/cm
354,33
Pitch antar Elemen Bakar
W/cm
1,07188 cm
Diameter luar Elemen Bakar
0,86360 cm
Ketebalan Kelongsong
0,05334 cm
Ketebalan Gap
0,00508 cm
Jari-jari pellet Bahan Bakar
0,37338 cm
Hasil perhitungan termohidrolik dari PresTHaC dibandingkan dengan THAL dan Kuljian adalah
seperti terlihat pada table 2.
Gambar 2. Distribusi Temperatur Pendingin dan
Kelongsong
PresTHa-C dan THAL telah memperkirakan
subcooled boiling terjadi masing-masing sebesar
71,2 % dan 64 % bagian dari tinggi aktif teras di
pusat teras. Sedangkan pada
Kuljian tidak
memperkirakan terjadinya subcooled boiling.
Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN
580
Muhammad Khoiri dkk

5. SEMINAR NASIONAL
SDM TEKNOLOGI NUKLIR VII
YOGYAKARTA, 16 NOVEMBER 2011
ISSN 1978-0176
Sedangkan perbedaan cukup jauh pada hasil
perhitungan penurunan tekanan .Hal ini terjadi
karena THAL dan Kuljian menghitung rata-rata
pressure drop seluruh kanal pendingin, sementara
PresTHa-C hanya menghitung 1 kanal pendingin.
Perhitungan Termohidrolika Reaktor BWR
Parameter-parameter teknis reactor General
Electric BWR 150 MWe dapat dilihat pada table 3.
Untuk membandingan ketiga program, pada
data teknis Reaktor General Electric BWR 150
MWe telah ditetapkan nilai maximum linier heat
density yang sama yaitu sekitar 613,38 Watt/cm.
Gambar 3 adalah distribusi temperatur pendingin,
permukaan kelongsong bagian luar dan dalam
sedang gambar 4 adalah distribusi steam quality
dan void fraction
Tabel 3. Parameter Teknis Reaktor General Electric
BWR 150 MWe
Data
Nilai
Tinggi aktif teras
360,68 cm
Tinggi terekstrapolasi
379,68 cm
Tekanan masukan
73,87
bar
Temperatur masukan
274,44
o
Rata-rata kecepatan aliran/
kanal
Rata-rata daya linier
1095,10 kg/hr
165,36
W/cm
Daya linier maksimum
613,38
W/cm
Pitch antar Elemen Bakar
1,9558
cm
Diameter luar Elemen Bakar
0,86360 cm
Ketebalan Kelongsong
0,05334 cm
Ketebalan Gap
0,00508 cm
Diameter pellet Bahan bakar
0,37338 cm
C
Hasil perhitungan termohidrolik dari PresTHaC dibandingkan dengan THAL dan Kuljian adalah
sebagai berikut
Tabel 4. Perbandingan hasil PresTHa-C, THAL dan
Kuljian
Parameter
PresTH
a-C
290,90
THAL
288,27
KULJI
AN
287,22
Temp. maks. kelongsong luar
(oC)
Temp. maks. kelongsong dalam
(oC)
Temp. maks. fuel pellet luar
(oC)
Temp. maks. pusat fuel pellet
(oC)
Total Pressure Drop (bar)
340,22
304,10
296,66
441,22
414,61
372,22
638,91
847,60
805,00
2660,57
3075,89
0.848
1,29
2685,0
0
2,55
Non-Bulk boiling height (%
tinggi aktif)
Kualitas Uap maksimum (%)
30,3
35,21
40,00
21,96
24,74
20,80
Fraksi Void maksimum (%)
77,01
77,10
70,00
Temp. pendingin outlet (oC)
Gambar 3. Distribusi Temperatur Pendingin dan
Kelongsong
Pendidihan pada seluruh bagian pendingin
(bulk boiling) terjadi pada posisi sekitar 100 cm dari
bagian inlet teras. Atau sekitar 30,3 % bagian
pendingin belum mengalami bulk boiling. Keadaan
pendingin pada bagian outlet reaktor berada pada
kondisi saturasi. Temperatur outlet pendingin
mencapai temperatur saturasi 290,90oC.
Pada reaktor BWR terjadi aliran pendingin
dalam bentuk campuran uap-air. Semakin besar
panas yang diserap selama melewati kanal
pendingin, maka semakin banyak massa uap yang
terbentuk. Karena densitas uap sangat kecil jika
dibandingkan dengan air, maka kenaikan fraksi uap
(steam quality) yang kecil menghasilkan uap dengan
volume sangat besar. Fraksi uap yang keluar di
bagian outlet sekitar 21,96 % dan Fraksi Void sekitar
70,01 %.
Untuk
membandingan
ketiga
program
digunakan nilai maximum linier heat density yang
sama yaitu sekitar 613,38 Watt/cm. Dari hasil
tersebut dapat dikatakan hasil perhitungan program
PresTHa-C mendekati hasil perhitungan THAL dan
Kuljian.
Muhammad Khoiri dkk
581
Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN

6. SEMINAR NASIONAL
SDM TEKNOLOGI NUKLIR VII
YOGYAKARTA, 16 NOVEMBER 2011
ISSN 1978-0176
b. Subcooled boiling terjadi pada 68,2 % bagian
subkanal pendingin.
c. Total Pressure drop sepanjang kanal
pendingin sebesar 2,544 bar.
3. Perhitungan termohidrolik pada reaktor General
Electric BWR 150 MWe menggunakan PresThaC dengan Maximum Linier Heat Density sebesar
613.38 Watt/cm menghasilkan :
a. Temperatur pendingin dan material teras :
i.
ii.
iii.
iv.
v.
Gambar 4. Distribusi Steam Quality dan Void
fraction
Pada reaktor BWR kualitas uap dan fraksi void
yang dihasilkan cukup rendah, karena kedua hal
tersebut akan mempengaruhi faktor multiplikasi dan
reaktivitas reaktor. Jika kualitas uap dan fraksi void
terlalu tinggi, akan mengakibatkan turunnya
probabilitas terjadinya proses termalisasi neutron
cepat menjadi neutron lambat sehingga akan
menurunkan fluks neutron termal dandensitas daya
reaktor . Hal ini mengingat air selain sebagai
pengambil panas pada teras sekaligus berfungsi
sebagai moderator dalam proses nuklir. Sehingga
perubahan kerapatan air akan mengakibatkan
perubahan profil daya reaktor.
Sedangkan perbedaan cukup jauh pada hasil
perhitungan penurunan tekanan. Hal ini terjadi
karena THAL dan Kuljian menghitung rata-rata
pressure drop seluruh kanal pendingin, sementara
PresTHa-C hanya menghitung 1 kanal pendingin.
5. KESIMPULAN
Berikut kesimpulan yang dapat diambil dari
penelitian ini adalah:
1. Telah dibuat Program Termohidrolik Reaktor Air
Ringan yang diberi nama PresTHaC dan dapat
dijalankan di Personal Computer berbasis
Windows.
2. Perhitungan termohidrolik kanal pendingin
terpanas pada reaktor Westinghouse PWR 150
MWe
menggunakan
PresTha-C
dengan
Maximum Linier Heat Density sebesar 440
Watt/cm menghasilkan :
a. Temperatur pendingin dan material teras :
Temp. pendingin pada outlet = 290,94oC
Temp. maks. kelongsong luar = 338,59oC
Temp. maks. kelongsong dalam= 439,59oC
Temp. maks. fuel pellet luar = 637,64oC
Temp. maks. pusat fuel pellet = 2659,30oC
b. Non-Bulk boiling terjadi pada 30,3 % bagian
panjang subkanal pendingin.
c. Kualitas uap dan Fraksi Void pada bagian
outlet masing-masing sebesar 20,72 % dan
75,67 %.
d. Total Pressure drop sepanjang kanal
pendingin sebesar 0,764 bar.
4. PresTHaC dapat digunakan pada reaktor PWR
dan BWR dengan rentang tekanan 5 MPa sampai
dengan 20 MPa.
5. Dari hasil perbandingan dengan program THAL
dan Kuljian, hasil perhitungan kode komputer
PresTHa-C
untuk temperatur
pendingin,
kelongsong, dan temperatur pusat bahan bakar
serta kualitas uap dan fraksi void mendekati
perhitungan THAL dan Kuljian. Sedangkan
perbedaan cukup jauh pada hasil perhitungan
penurunan tekanan.
6. Saran
1. Pada kode komputer ini masukan daya
reaktor pada arah radial merupakan fungsi
Bessel sedangkan pada arah aksial
merupakan fungsi Sinusoidal. Sehingga kode
ini terbatas pada reaktor silinder tanpa
reflektor. Untuk dapat melakukan analisa
termohidrolik reaktor silinder dengan
reflektor, maka dibutuhkan modul neutronik
tersendiri yang mampu menghasilkan
distribusi
fluks
dengan
menurunkan
persamaan difusi neutron menggunakan
metode numerik.
2. Kode komputer ini hanya melakukan
perhitungan 1 subkanal pendingin, untuk
dapat menghitung seluruh kanal diperlukan
looping perhitungan pada posisi subkanal
yang lain(pada arah radial) sampai bagian
tepi teras. Sehingga dapat dihitung nilai ratarata dari parameter termohidrolik reaktor
tersebut.
Temp. pendingin pada outlet = 322,02oC
Temp. maks. kelongsong luar = 355,54oC
Temp. maks. kelongsong dalam = 413,58oC
Temp. maks. fuel pellet luar = 569,63oC
v. Temp. maks. pusat fuel pellet = 1755,86oC
i.
ii.
iii.
iv.
Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN
582
Muhammad Khoiri dkk

7. SEMINAR NASIONAL
SDM TEKNOLOGI NUKLIR VII
YOGYAKARTA, 16 NOVEMBER 2011
ISSN 1978-0176
6. DAFTAR PUSTAKA
[1] Masaaki, Ucihda. Thermal-Hydraulics of
Nuclear Reactor,Tokai Training Center,JAERI.
[2] Dudderstad, James J and Louis J. Hamilton.
1976. Nuclear Reactor Analysis. Michigan:
John Wiley and Sons,Inc.
[3] Reihman, Thomas C. 1974. Nuclear Engineering
Thermal-Hydraulics Computer Modules, TH-1:
Pressurized Water Reactors, TH-2 :Liquid
Metal Fast Breeder Reactor, TH-3: High
Temperature Gas cooled Reactor, Virginia
Polytechnic Institute.
[4] M. M. El-Wakil. 1971. Nuclear Heat
Transport,
Intext,
Scranton
.
[5]
www.delphibasic.co.uk
[6] Sial, Ijaz H. and Parvez, A. 1981. THAL
Computer Code for Thermal Hydraulic
Analysis of Light Water Reactors, Journal
Nucleus Volume 18:3, Karachi, Pakistan.
Muhammad Khoiri dkk
583
Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN