Anwar Ilmar Ramadhan 1, Niki Pratama1, Efrizon Umar2

1 Jurusan Teknokimia Nuklir, Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir – BATAN,
Jl Babarsari Kotak Pos 6101 Yogyakarta, Indonesia airamadhan@yahoo.com
2 Bidang Fisika, PTNBR -BATAN, Jl Tamansari 71 Bandung 40132, Indonesia

Abstrak. Keselamatan merupakan aspek utama dan sangat diperhatikan dalam proses perancangan, pengoperasian dan pengembangan suatu reaktor nuklir. Oleh sebab itu, salah satu metode untuk menganalisis aspek keselamatan ini dapat dilakukan dengan cara disimulasikan dengan menggunakan perangkat CFD (computational fluid dynamics ). Perangkat CFD ini dapat menyimulasikan aspek keselamatan pada suatu reaktor nuklir, pada kasus ini digunakan untuk menganalisis aliran fluida, baik untuk pola aliran dan vektor kecepatan dari aspek termohidrolika pada teras reaktor TRIGA 2000. Metode analisis pa da CFD untuk menyimulasikan teras reaktor TRIGA 2000 adalah pembuatan model teras reaktor, pembuatan mesh, dan perhitungan hasil simulasi dari CFD. Hasil simulasi dengan menggunakan perangkat CFD ini dapat menunjukkan bahwa aliran dalam sub -buluh teras reaktor saat reaktor dioperasikan juga dipengaruhi oleh aliran yang berasal dari pipa pendingin primer.

Kata kunci: keselamatan, termohidrolika, CFD, teras reaktor, aliran fluida1. Pendahuluan

Keselamatan merupakan masalah yang sangat diperhatikan dal am proses perancangan, pengoperasian dan pengembangan suatu reaktor nuklir. Oleh sebab itu, metode analisis yang digunakan dalam semua kegiatan tersebut harus teliti dan handal sehingga mampu memprediksi berbagai kondisi pengoperasian reaktor, baik pada ko ndisi operasi normal maupun pada saat terjadi kecelakaan. Untuk mendapatkan metode analisis yang handal perlu dilakukan pengembangan dan penyempurnaan metode analisis tersebut secara terus menerus. Penerapan metode analisis yang sudah disempurnakan ini diharapkan dapat meningkatkan faktor keselamatan dengan mempertinggi ketelitian serta memperluas jangkauan penerapan metode tersebut [1].

Salah satu aspek yang sangat berkaitan dengan masalah reaktor nuklir adalah analisis termohidrolik saat perancangan dan p engoperasiannya. Teknik perancangan modern untuk aspek termohidrolik ini, selain harus mampu memberikan landasan yang kuat dalam pemilihan konfigurasi dan dimensi, juga harus mampu memberikan prediksi karakteristik hasil rancangan pada berbagai kondisi ope rasinya (simulasi) termasuk pada saat berlangsung kecelakaan operasi. Keadaan ini tidak hanya berlaku untuk reaktor daya (power reactor) tetapi juga untuk reaktor penelitian ( research reactor) [2].
Salah satu cara untuk melakukan analisis termohidrolik unt uk reaktor nuklir adalah dengan menggunakan CFD ( computational fluid dynamics ), dilakukan secara keseluruhan sehingga karakteristik termohidrolik dalam seluruh kanal pendingin dapat ditentukan. Analisis termohidrolik teras reaktor TRIGA 2000 ini melibatkan seluruh komponen reaktor serta mempertimbangkan pengaruh aliran dari sistem pendingin. Sehingga dapat diketahui pola aliran dan vektor kecepatan di dalam teras reaktor.

Dalam kasus ini dibatasi masalahnya yaitu analisis termodirolik teras reaktor TRIG A 2000 secara tiga dimensi menggunakan perangkat CFD yang melibatkan hampir seluruh komponen masif yang ada disekitar teras reaktor serta mempertimbangkan pula pengaruh aliran paksa dari sistem pendingin primer. Dan analisis ini dibatasi pula untuk aliran konveksi satu fasa, kondisi aliran tunak, aliran turbulen, sifat – sifat fisika dan transport air pendingin konstan, serta fluida inkompresibel [3].

Penelitian ini bertujuan untuk menerapkan analisis tiga dimensi menggunakan CFD dalam mempelajari karakterist ik termohidrolik reaktor nuklir -penelitian berbahan bakar silinder dengan mempertimbangkan komponen masif yang ada di sekitar teras reaktor dan mempertimbangkan pula pengaruh aliran paksa dari sistem pendingin primer.

2. Metode Penelitian

A. Pemodelan teras reaktor TRIGA 2000

Gambar 1. Dimensi tangki dan komponen teras reaktor

Menggunakan data yang ada pada Gambar 1. dapat dibuat model geometri tangki reaktor dengan mempertimbangkan hampir seluruh komponen teras reaktor yang ada.

Gambar 2. Geometri tangki reaktor dengan 116 elemen bakar nuklir

B. Pembuatan Mesh
Pembuatan mesh dilaksanakan dengan bantuan perangkat lunak yang sudah terdapat dalam paket CFD yang digunakan. Sementara itu, pemilihan jumlah grid dilakukan den gan pertimbangan ketelitian, kecepatan perhitungan dan efisiensi pemakaian memori komputer.

Gambar 3. Bentuk mesh pada volume tangki yang dimodelkan

C. Perhitungan
Setelah grid selesai dibuat maka selanjutnya perangkat CFD akan mendefinis ikan material, tekanan kerja acuan dan kondisi batas yang diterapkan pada model. Kemudian dilakukan pengendalian solusi, inisialisasi, pemantauan proses dan iterasi. Dalam perhitungan ini diterapkan kriteria konvergensi untuk persamaan kontinuitas dan kom ponen kecepatan dalam arah x, y dan z sebesar 10 -3.

3. Hasil dan Pembahasan

A. Analisis pola aliran fluida pada teras reaktor

Menggunakan model yang sudah dibuat ini, telah didapatk an bentuk pola aliran fluida pendingin di sekitar teras reaktor TRIGA 2000. Bentuk pola aliran untuk penampang yang melewati pipa pendingin primer dan pusat teras reaktor dapat dilihat pada Gambar 5.

Gambar 5. Bentuk pola aliran dalam ta ngki reaktor TRIGA 2000

Pada Gambar 5 dapat dilihat bahwa secara umum kecepatan aliran yang berasal dari pipa pendingin primer hanya memberikan pengaruh yang signifikan terhadap arah dan kecepatan aliran di sekitar ujung pipa pendingin primer serta pada bagian atas dasar tangki reaktor. Pada daerah di sekitar ujung pipa pendingin primer terbentuk aliran vortex dengan kecepatan yang berubah. Aliran ini terbentuk karena adanya struktur bawah teras reaktor yang menghalangi gerakan air yang keluar dari ujung pipa pendingin primer.

B. Analisis vektor kecepatan aliran fluida pada teras reaktor
Pada Gambar 6 – 7 menunjukan arah vektor kecepatan aliran untuk berbagai daerah di sekitar teras reaktor.

Gambar 6. Vektor kecepatan air pendingin keluar pipa pendingin primer

Gambar 6 menunjukkan vektor kecepatan aliran pendingin saat keluar pipa pendingin primer dan
aliran ini kemudian menimbulkan aliran vortex pada daerah di sekitar struktur bawah teras reaktor. Kemudian pada bagian samping pipa primer yaitu pada celah antara dinding pipa dengan dinding thermalizing column teramati pula adanya aliran fluida yang mengarah ke bawah akibat tarikan aliran yang keluar dari pipa pendingin primer.

Gambar 7. Vektor kecepatan air pendingin di samping thermal column

Gambar 7 menunjukkan vektor kecepatan aliran pendingin saat keluar teras reaktor dan pada
dinding thermal column. Teramati dengan jelas bahwa arah aliran pada daerah ini mengarah ke atas (ke arah z positif) tetapi besar kecepatan untuk daerah di samping thermal column lebih besar. Keadaan ini menunjukkan bahwa fraksi aliran yang melewati saluran di sekitar thermal column (saluran by-pass) lebih dominan mengingat penampang aliran pada daerah ini juga lebih besar.

4. Kesimpulan

Dari penelitian ini dapat disimpulkan bahwa:
1. Aliran pendingin dari sistem pendingin primer reaktor berkontribusi memberikan kecepatan aksial pada sub-buluh pendingin dalam teras reaktor.
2. Analisis termohidrolik tiga dimensi menggunakan perangkat CFD pada reaktor TRIGA 2000 juga memberikan hasil yang sangat baik. Diharapkan hasil analisis tiga dimensi dengan CFD dapat diterapkan untuk memprediksi kara kteristik termohidrolik pada seluruh kanal pendingin saat pengoperasian reaktor.

5. Ucapan Terima Kasih

Penulis mengucapkan terima kasih kepada Bapak Efrizon Uma r yang telah memperkenalkan CFD. Dan kepada Bapak Reinaldy Nazar yang telah memberikan mas ukan dan nasehatnya kepada penulis.

6. Daftar Pustaka

[1] E. Umar (2007), Studi Termohidrolik Pada Reaktor Nuklir -Penelitian Berbahan bakar Silinder , Disertasi
Doktor, Program Studi Teknik Mesin, Institut Teknologi Bandung .
[2] R. Nazar (1997), Kaji Teoritik Aspek Termohidrolik Reaktor Riset Pada Daya 2 MW, Tesis Magister, Program
Studi Teknik Mesin, Institut Teknologi Bandung.
[3] A. Asih et al (1998), Analisis Termohidrolika Teras Reaktor Susunan Heksagonal , Jurnal Teknik Mesin-ITB, Vol. XII, No.1, 99.