PEMODELAN NEUTRONIK-TERMALHIDROLIK UNTUK KONDISI AJEK DAN TRANSIEN TEKANAN SERTA LAJU ALIRAN MASSA INLET PADA REAKTOR KLT-40S MENGGUNAKAN RELAP5-3D

ADE CHANDRA LESMANA, Dr. Alexander Agung, S.T.,M.Sc. ; Ir. Kutut Suryopratomo, M.T.,M.Sc

2019 | Skripsi | S1 TEKNIK NUKLIR

Salah satu jenis pembangkit listrik yang cocok diterapkan di Indonesia adalah Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Terapung (FNPP, Floating Nuclear Power Plant). OKBM Afrikantov mendesain sebuah FNPP dengan nama Akademik Lomonosov. FNPP ini merupakan tipe PWR dengan reaktor KLT-40s yang memiliki total daya sebesar 150 MWt. Sebelum dioperasikan, reaktor harus dipastikan dapat berjalan dengan selamat. Salah cara untuk memastikan hal tersebut adalah melalui kajian termalhidrolik dengan memasukkan efek umpan balik reaktivitas. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mendapatkan model terkopling neutronik-termalhidrolik reaktor KLT-40s menggunakan RELAP5-3D, dan mendapatkan nilai parameter termalhidrolik reaktor KLT-40s saat kondisi ajek maupun transien dengan memvariasikan nilai tekanan sistem dan laju aliran massa pendingin primer. Model pada penilitian ini menggunakan 2 kanal bahan bakar, yaitu 120 kanal dengan generasi kalor rerata yang digabungkan menjadi 1 kanal dan 1 kanal dengan generasi kalor puncak. Aspek neutronik diaktifkan dengan menambahkan pengaruh neutron tunda dan efek umpan balik reaktivitas akibat perubahan suhu bahan bakar serta moderator. Variasi bahan bakar yang digunakan adalah UO2 yang terdispersi dalam matriks silumin serta UO2 tanpa matriks silumin. Hasil simulasi kondisi ajek dan transien untuk masing-masing jenis bahan bakar menunjukkan bahwa tidak ada satupun nilai dari parameter termal yang melebihi batas keselamatan reaktor PWR.

One type of power plant that is suitable to be applied in Indonesia is Floating Nuclea Power Plant (FNPP). OKBM Afrikantov has designed an FNPP which called as Akademik Lomonosov. This FNPP is one type of PWR with KLT-40s reaktor which have a total power of 150 MWt. Before being operated, the reactor must be ensured to run safely. One way to ensure this is through thermal hydraulics research by incorporating the effects of feedback reactivity. The purpose of this study is to obtain the thermalhydraulic-neutronic coupled model of KLT-40s using RELAP5-3D, and also to obtain the thermalhydraulic parameter values of KLT-40s reactor during steady-state and transient conditions by varying the value of the system pressure and primary coolant mass flow rate. The model in this research uses 2 fuel channels, which are 120 channels with mean heat generation and combined into 1 channel and also 1 channel with peak heat generation. The neutron aspect is activated by adding delay neutron effects and reactivity feedback effects due to changes of fuel temperature and moderator temperature. The variation of fuel used is UO2 which dispersed in silumin matrix and UO2 without silumin matrix. The simulation results of steady-state and transient conditions for each type of fuel indicate that there is no single value of the thermal parameter that exceeds the PWR reaktor safety limit.

Kata Kunci : KLT-40s, termalhidrolik, neutronik, RELAP5-3D, pemodelan