## ANALISIS KONVEKSI ALAM TERAS REAKTOR TRIGA BERBAHAN BAKAR TIPE PELAT MENGGUNAKAN COOLOD-N2
Sudjatmi K.A. 1 , Endiah Puji Hastuti 2 , Surip Widodo 2 , Reinaldy Nazar 1
1 Pusat Sains & Teknologi Nuklir Terapan – BATAN, Jalan Tamansari No. 71 Bandung 40132
2 Pusat Teknologi & Keselamatan Reaktor Nuklir – BATAN, Kawasan PUSPIPTEK Gd. 80, Tangsel 15310 Email: sudjatmi@batan.go.id Diterima editor: 20 April 2015 Direvisi editor: 11 Mei 2015 Disetujui untuk publikasi: 15 Mei 2015

## ABSTRAK
ANALISIS  KONVEKSI  ALAM  TERAS  REAKTOR  TRIGA  BERBAHAN  BAKAR  TIPE  PELAT MENGGUNAKAN  COOLOD-N2. Rencana  penghentian  produksi  elemen  bakar  jenis  TRIGA  oleh produsen  elemen  bakar  reaktor  TRIGA,  sudah  seharusnya  diantisipasi  oleh  badan  pengoperasi  reaktor TRIGA untuk menggantikan elemen bakar tipe silinder tersebut dengan tipe pelat yang tersedia di pasaran. Pada penelitian ini dilakukan perhitungan untuk model teras reaktor dengan spesifikasi utama menggunakan bahan  bakar  U 3 Si 2 Al  dengan  pengayaan  uranium    sebesar  19,75%  dan  tingkat  muat  2,96  gU/cm 3 .  Analisis dilakukan  menggunakan  program  COOLOD-N2  yang  tervalidasi  pada  konfigurasi  teras  TRIGA  konversi berbahan bakar tipe pelat, yang tersusun atas 16 elemen bakar, 4 elemen kendali dan 1 fasilitas iradiasi yang terletak tepat di tengah teras. Hasil analisis menunjukkan bahwa dengan temperatur pendingin masuk ke teras sebesar 37 o C, dan rasio faktor puncak daya radial ≤ 1,92 maka daya maksimum yang dapat dioperasikan pada moda operasi konveksi bebas adalah 600 kW. Karakteristik termohidrolika yang diperoleh antara lain adalah temperatur  pendingin  di  sisi outlet ,  kelongsong  dan meat masing-masing  sebesar  82,39 o C,  108,88 o C,  dan 109,02 o C,  pada Δ T ONB ( Temperature Onset  of  Nucleate  Boiling ) =7,18 o C  dan  nilai  OFIR (Onset  of  flow instability ratio) =1,03  Hasil  yang  diperoleh  dari  perhitungan  ini  diharapkan  dapat  dijadikan  acuan  untuk menentukan tingkat daya reaktor TRIGA berbahan bakar pelat.
Kata kunci: TRIGA Konversi, COOLOD-N2, karakteristik termohidrolika, konveksi alam, elemen bakar tipe pelat.

## ABSTRACT
ANALYSIS  OF  NATURAL  CONVECTION  IN  TRIGA  REACTOR  CORE  PLATE  TYPES  FUELED USING COOLOD-N2. Any pretensions to stop the production of TRIGA fuel elements by TRIGA reactor fuel elements  manufacturer  should  be  anticipated  by  the  operating  agency  of  TRIGA  reactor  to  replace  the cylinder  type  fuel  element  with  plate  type  fuel  element  that  available  on  the  market.  In  this  study,  the calculation  of  U 3 Si 2 Al  fuel  with  uranium  enrichment  of  19.75  %  and  a  load  level  of  2.96  gU/cm 3 was performed. Analyses were performed using the validated COOLOD - N2 program. TRIGA conversion core configurations  of  fuel  plate  type  are  composed  of  16  fuel  elements,  4  control  elements  and  1  irradiation facilities  which  are  located  in  the  middle  of  core.  The  calculation  results  showed  that  if  the  cooling temperature was 37°C, and the ratio of radial power peaking factor ≤ 1.92, then the maximum power that can  be  operated  on  free  convection  mode  of  operation  was  600  kW.  The  thermalhydraulic  characteristic obtained  such  as  coolant  temperature  at  the  outlet  side,  cladding  and  meat  were  82.39°C,  108.88°C  and 109.02°C  respectively,  while  the Δ T ONB (Temperature  Onset  of  Nucleate  Boiling)  was  7.18°C  and  OFIR (Onset  of  flow  instability  ratio)  value  was  1.03.  The  results  are  expected  to  be  used  as  a  reference  for determining the power level of the TRIGA reactor core plate types fueled.
Keywords:  TRIGA  Convertion,  COOLOD-N2,  Thermalhydraulics  characteristic,  natural  convection,  plate type fuel element .

## PENDAHULUAN
Reaktor TRIGA, sesuai dengan namanya reaktor buatan General Atomic (GA) ini digunakan untuk Training, Research dan Isotop production . Sampai saat ini jumlah reaktor TRIGA di dunia mencapai 68 buah, dimana 38 reaktor dalam kondisi beroperasi, 19 reaktor tidak beroperasi dan 11 reaktor  sudah  didekomisioning  [1].  Sebagian  dari  reaktor  TRIGA  ini  ada  yang  beroperasi  sejak tahun  1958,  sedangkan  yang  terbaru  beroperasi  sejak  tahun  2007.  Pada  rapat  pengguna  TRIGA tanggal  24  Maret  2010  di  Marrakesh,  CERCA  /  TRIGA  Internasional  mengumumkan  bahwa mereka sedang mempertimbangkan untuk menghentikan pembuatan bahan bakar TRIGA [2, 3].
Ketersediaan  elemen  bakar  merupakan  syarat  untuk  beroperasinya  reaktor.  Maka  dengan adanya  rencana  penghentian  tersebut,  sudah  selayaknya  bila  institusi  yang  memiliki  dan mengoperasikan  reaktor  jenis  TRIGA  mulai  memikirkan  untuk  mengganti  elemen  bakar  tipe silinder  dengan  elemen  bakar  tipe  pelat.  Van  Den  Berghe  Sven,  dalam  tulisannya  menyatakan bahwa  di  Eropa  elemen  bakar  tipe  plat  sudah  banyak  dipergunakan  pada  reaktor  penelitian. Sebagian  besar  elemen  bakar  adalah  elemen  bakar  dispersi,  dimana  bahan  fisil  terdispersi  dalam matrik, biasanya adalah Al dengan kelongsong Al alloy. Bahan fisil yang digunakan adalah elemen bakar  dengan  pengayaan  tinggi  biasanya  UO x atau  UAl x [4].  Gede  Ardana  Mandala,  dalam simulasinya pada reaktor TRIGA 2000 Bandung dengan bahan bakar jenis plat, menyatakan bahwa ditinjau  dari  aspek  neutronik  maupun  termohidrolik,  usulan  penggunaan  bahan  bakar  jenis  plat layak  untuk  diuji  [5].  Dalam  karya  tulis  yang  berjudul  Termohidrolik  usulan  modifikasi  reaktor nuklir  TRIGA  2000  Bandung  dengan  bahan  bakar  jenis  pelat,  Gede  Ardana  Mandala  dkk, melakukan simulasi menggunakan perangkat lunak SRAC ( Standar Reactor Analysis Code ) untuk mendapatkan parameter neutronik dan EUREKA untuk analisis termohidrolik [6].
Pada  perancangan  teras  reaktor  TRIGA  baru  atau  teras  reaktor  TRIGA  yang  dimodifikasi yang  selanjutnya  disebut  TRIGA  Konversi,  selain  faktor  neutronik,  faktor  termohidrolika  juga penting  diperhatikan.  Konfigurasi  teras  reaktor  TRIGA  Konversi  seperti  yang  ditampilkan  pada Gambar  1,  dapat  dilihat  bahwa  elemen  bakar  reaktor  berjumlah  14  buah  (warna  merah),  batang kendali  4  buah  (warna  hijau)  sedangkan  bagian  yang  bewarna  biru  dapat  digunakan  sebagai fasilitas  irradiasi.  Material  bahan  bakar  adalah    U3Si2-Al  dengan  pengayaan  19,7%,  sedang material bahan penyerap adalah Ag-In-Cd [7].

## Gambar 1. Teras reaktor TRIGA Konversi.
Japan  Atomic  Energy  Research  institute (JAERI)  telah  mengembangkan  paket  program COOLOD-N2  yang  merupakan  modifikasi  dari  COOLOD-N.    Program  ini  telah  terverifikasi dengan  baik  dan  telah  digunakan  untuk  menganalisis  karakteristik  termohidrolika  teras  reaktor JRR-4 Jepang dan RSG-GAS di Serpong. Program COOLOD-N2 mempunyai kemampuan untuk menghitung  karakteristik  termohidrolika  pada  teras  reaktor  riset  dengan  bahan  bakar  berbentuk pelat maupun silinder, baik dengan moda pendinginan konveksi paksa maupun konveksi bebas atau alamiah.  Program  COOLOD-N2  ini  telah  diverifikasi  untuk  JRR-4  TRIGA-16  Fueled  Core  [8]. Pada  aplikasinya,  perangkat  lunak  ini  telah  dipergunakan  untuk  menghitung  karakteristik
termohidrolika  reaktor  TRIGA  Bandung  berelemen  bakar  bentuk  silinder.  Perhitungan  dilakukan pada  daya  penuh  dengan  jumlah  elemen  bakar  berbentuk  silinder  sebanyak  107  buah,  untuk mengetahui karakteristik termohidrolika pada elemen bakar rerata dan elemen bakar terpanas, pada moda  pendinginan  konveksi  bebas  pada  kondisi  tunak  [9].  Mohammad  Mizanur  Rahman  juga melakukan perhitungan analisis keselamatan reaktor TRIGA Bangladesh mempergunakan program COOLOD-N2 [10]. Teras reaktor IEA-R1 telah dimodelkan dalam program COOLOD-N2 oleh N. H.  Badrun  dkk.  dengan  tujuan  untuk  memvalidasi  dan  memverifikasi  program  tersebut    terhadap data  percobaan  yang  disediakan  oleh  Badan  Tenaga  Atom  Internasional  (IAEA)  melalui  proyek penelitian  terkoordinasi  (CRP).  Hasil  verifikasi  memperlihatkan  bahwa  secara  umum  program COOLOD-N2  baik  dan  cocok  untuk  analisis  reaktor  penelitian  dalam  keadaan  tunak  dengan pendekatan  yang  baik  [11].  Y.  Boulaicha,  menggunakan  Kode  COOLOD-N2  dan  Paret  /  ANL untuk  analisis  termalhidrolik  dan  keselamatan  kondisi  tunak  reaktor  2MW  TRIGA  MARK  II  di Pusat  Studi  Nuklir  Maâmora  (CENM),  Maroko.  Untuk  memvalidasi  model  Paret  /  ANL  dan COOLOD-N2 , dihitung suhu pusat bahan bakar sebagai fungsi daya pada teras dan dibandingkan dengan hasil eksperiment. Perbandingan menunjukkan bahwa hasil perhitungan sesuai dengan hasil pengukuran [12].
Dalam  makalah  ini  dipaparkan  hasil  analisis  termohidrolika  konveksi  alam  teras  reaktor TRIGA  berelemen  bakar  tipe  pelat.  Perhitungan  dilakukan  menggunakan  program  Coolod-N2. Perhitungan  analisis  termohidrolika  dilakukan  pada  daya  penuh  dengan  jumlah  elemen  bakar  16 buah (warna merah), 4 buah elemen kendali (warna hijau) dan 1 buah fasilitas irradiasi (warna biru) seperti tertera pada Gambar 1, pada moda pendinginan konveksi bebas keadaan tunak. Sebagai data masukan,  reaktor  divariasikan  pada  daya  berbagai  tingkat  daya,  sehingga  diharapkan  hasil perhitungan ini dapat dijadikan bahan pertimbangan mengenai tingkat daya yang akan dipakai pada pengoperasian reaktor TRIGA Konversi yang aman.

## TEORI

## Deskripsi Program COOLOD-N2.
COOLOD-N2 adalah program perhitungan yang digunakan untuk menganalisis karakteristik termohidrolika teras reaktor riset pada kondisi tunak.  Program ini merupakan pengembangan dari program  COOLOD-N  yang  semula  hanya  untuk  menghitung  parameter  termohidrolika  pada elemen  bakar  berbentuk  pelat.    Adanya  perubahan/modifikasi  yang  dilakukan  memungkinkan digunakannya COOLOD-N2 untuk menganalisis parameter termohidrolika teras reaktor berbahan bakar bentuk silinder.  Moda pendinginan konveksi paksa dan konveksi bebas dapat diselesaikan dengan COOLOD-N2.

## Model perhitungan distribusi temperatur elemen bakar tipe pelat
Diasumsikan bahwa pembangkitan panas di dalam elemen bakar dianggap konstan sepanjang arah  radial  (ketebalan)  ( = = U y q Q / konstan).  Model  distribusi  temperatur  pada  elemen  bakar tipe pelat ditunjukkan pada Gambar 2.

## Gambar 2. Model perhitungan temperatur elemen bakar tipe pelat [8].
Bila kondisi pendinginan elemen bakar tipe pelat pada sisi sebelah kanan berbeda dengan sisi sebelah kiri, maka perangkat lunak COOLOD-N2  akan menghitung temperatur maksimum bahan bakar sampai temperatur bahan bakar pada arah sebelah kanan dan sebelah kiri sama dengan jalan mengubah  lokasi  temperatur  maksimum.  Apabila  pendinginan  pada  sisi  sebelah  kanan  sama dengan  pendinginan  pada  sisi  sebelah  kiri,  maka  temperatur  maksimum  bahan  bakar  terletak  di tengah  bahan  bakar  [8].  Dengan  mempertimbangkan  konduksi  panas  satu  dimensi,  distribusi temperatur dalam pelat bahan bakar dihitung dengan menggunakan persamaan (1–5) [8].
1. Temperatur pendingin bulk : T b
T b = T in + F b 1 GAC p *3600 Q ( Z ) dZ 0 L ∫ (1) 2. Temperatur permukaan luar kelongsong: T W
T W = T b + F f q h (2)
3. Temperatur permukaan kelongsong bagian dalam: T WB
T WB = T W + F W q y w . k w (3)
4. Temperatur permukaan bahan bakar: T BU
T BU = T WB + F B q y B k B (4)
5. Temperatur maksimum bahan bakar: T Uo
T Uo = T BU + F U q y u ( ) / 2 k u { } y U 2 (5)
dengan T in :  temperatur masukan pendingin, o C T b : temperatur bulk pendingin, o C T w : temperatur permukaan luar pelat, o C
Sebelah kiri Sebelah kanan Bahan Bakar Kelongsong Kelongsong Kanal pendingin Kanal pendingin
pendingin pendingin T W2 T WB2 T W1 T WB1 y U1 Bond(Gap) T U0 Bond(Gap) T BU2 T BU1 T b1 T b2 y U2 y w2
y w1 y B1
y B2
T WB : temperatur permukaan dalam pelat, o C T BU : temperatur permukaan luar bahan bakar, o C T UO : temperatur maksimum bahan bakar, o C F b : faktor kenaikan temperatur bulk F f : faktor kenaikan temperatur film F w : faktor kenaikan temperatur pelat F B : faktor kenaikan temperatur batas antara pelat dengan bahan bakar F u : faktor kenaikan temperatur bahan bakar G : laju aliran massa, kg/m 2 det A : luas aliran, m 2 C p : panas spesifik, kcal/kg o C Q : laju pembangkitan panas, kcal/jam q : fluks panas, kcal/m 2 jam h : koefisien perpindahan panas konveksi, W/cm 2 o C k : konduktivitas termal, W/cm o C y w : tebal pelat, cm y B : tebal bond, cm y U : tebal bahan bakar, cm

## Model perhitungan pendinginan konveksi alam
Persamaan  dasar  yang  digunakan  pada  model  perhitungan  ini  adalah  persamaan  kekekalan massa  antara  kanal  yang  dipanaskan  dengan  kanal  yang  tidak  dipanaskan.  Laju  alir  massa  yang melalui kanal bypass teras reaktor G j akan sebanding dengan laju alir massa yang melewati kanal yang dipanaskan G i [8], yang dapat dinyatakan dengan persamaan (6).
G i i = 1 ∑ = G j j = 1 ∑ = G o (6)
Korelasi antara kehilangan tekanan di dalam kanal yang dipanaskan di dalam teras reaktor adalah Δ P ci (I=1  sampai  I maks. ),  korelasi  kehilangan  tekanan  di  dalam  kanal  yang  tidak  dipanasi (bypass) Δ P bj (j=1  samapai  j maks. ),  dengan  gaya  dorong Δ P di (I=1  sampai  I maks. )  [6,7]  dinyatakan  dengan persamaan (7–8).
Δ P ci ( G i ) + Δ P bj ( G j ) = Δ P di ( G i ) (7)
Δ P bj ( G j ) = Δ P b ( kons tan) (8)
Gaya  angkat (driving  force) dalam  pendinginan  konveksi  bebas  dinyatakan  dengan perbedaan  antara  densitas  pendingin  kanal  yang  dipanaskan  dan  kanal  yang  tidak dipanaskan (by pass) .    Besarnya  gaya  angkat  yang  menyebabkan  terjadinya  perpindahan  panas  fluida  pendingin pada moda pendinginan ini dihitung berdasarkan distribusi temperatur pendingin sepanjang kanal pendingin.  Besarnya distribusi temperatur tersebut bergantung pada pembangkitan daya reaktor [8]

## Batas Keselamatan
Batas  keselamatan  adalah  batasan  variabel  proses  di  mana  pengoperasian  fasilitas  reaktor riset  telah  terbukti  aman.  Batas  keselamatan  diperlukan  untuk  melindungi  integritas  dari penghalang fisik utama yang penjaga terhadap pelepasan radioaktif yang tidak terkendali di semua tahap  operasional  dan  kecelakaan  dasar  desain.  Pada  kebanyakan  reaktor  riset,  penghalang  fisik utama adalah kelongsong elemen bahan bakar, yang suhunya dipertahankan di bawah batas tertentu dengan pendinginan sehingga integritas kelongsong terjamin. Pemilihan batas keselamatan sangat penting dan harus benar-benar dipertimbangkan dan ditentukan dengan pendekatan konservatif [13].
Sebagai  contoh,  T ONB ( Temperature Onset  of  Nucleate  Boiling ) sering  digunakan  untuk menetapkan  batas  keselamatan,  dimana  T ONB merupakan  kondisi  yang  tidak  diinginkan  tetapi bukan kondisi tidak aman untuk reaktor. DNB ( departure from nucleate boiling ) dan OFIR ( Onset
of flow instability ratio )  merupakan  kondisi  yang  jika  didekati  terlalu  dekat  memiliki  arti  penting bagi  keselamatan.  Oleh  karena  itu  kondisi  ini  dapat  digunakan  untuk  menetapkan  batas keselamatan [13].

## METODOLOGI
Masukan  COOLOD-N2  diambil  dan  dihitung  dari  data  geometri  teras  reaktor  TRIGA (Gambar2), data parameter elemen bakar standar (Gambar 3) dan elemen bakar kendali tipe pelat (Gambar 4) seperti yang tercantum pada Tabel 1. Elemen bakar standar terdiri dari 21 buah pelat bahan  bakar,  sedangkan  elemen  bakar  kendali  terdiri  dari  15  pelat  bahan  bakar  dan  diapit  oleh bahan penyerap. Material bahan bakar adalah U 3 Si 2 Al, sedangkan material bahan penyerap adalah Ag-In-Cd. Material kelongsong elemen bakar standar maupun kendali adalah AlMg 2
2.3 4.5 80. 50 2 .5 5 1 .3 0 0 .3 8 62.75 70.75 81. 0 76.1 77.1 2.3 4.5 80 .5 0 1. 30 62.75 70.75 1. 1 0. 38 1. 62 2. 55 81 .0 76.1 77.1 2. 2 65.0 5. 08 3. 38
Gambar 3. Elemen bakar standar [14].                    Gambar 4. Elemen bakar kendali [14].
Tabel 1. Data elemen bakar dan elemen kendali tipe pelat [14].
PARAMETER NILAI Dimensi elemen bakar & kendali (mm) 77,1x81x600 Tebal pelat elemen bakar (mm) 1,3 Lebar kanal pendingin (mm) 2,55 Jumlah pelat tiap elemen bakar 21 Jumlah pelat tiap elemen kendali 15 Material kelongsong elemen bakar AlMg2 Tebal kelongsong elemen bakar (mm) 0,38 Dimensi bahan bakar (mm) 0,54x62,75x600 Material bahan bakar U3Si 2 Al Pengkayaan U-235 (w/o) 19,75 Densitas Uranium dalam bahan bakar (g/cm 3 ) 2,96 Jumlah U-235 tiap elemen bakar (g) 250 Jumlah U-235 tiap  elemen kendali (g) 178,6 Material absorber Ag-In-Cd
Perhitungan  mempergunakan  perangkat  lunak  COOLOD-N2  ini  dilakukan  pada  beberapa tingkat daya yaitu 400 kW, 500 kW, 600kW, 1000 kW dan 2000 kW. Pada daya 600 kw, dilakukan perhitungan karakteristik termohidrolik pada berbagai nilai rasio faktor puncak daya (ppf=peaking power factor ratio) arah radial.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Pada  pengoperasian  reaktor  penelitian,  salah  satu  pembatas  keselamatan  yang  perlu diperhatikan  adalah  faktor  kemampuan  pengambilan  panas  yang  dibangkitkan  di  dalam  teras, dalam  hal  ini  operasi  reaktor  penelitian  dibatasi  oleh  daya,  sesuai  batasan  keselamatan  yang ditetapkan.  Perhitungan dilakukan dengan menggunakan perangkat lunak COOLOD-N2. Data dan parameter  yang  digunakan  tertera  pada  Tabel  1,  Gambar  3,  dan  4,  sedangkan  hasil  perhitungan dapat dilihat pada Gambar 5, 6, 7, 8 dan Tabel 2
0" 20" 40" 60" 80" 100" 120" 140" (10.0" 10.0" 30.0" 50.0" 70.0" Suh u$ o C$ Jarak$Aksial$Elemen$Bakar$(cm)$

## Distribusi Suhu  Pendingin & Kelongsong
Pendingin"600kW"
Dinding"600kW"
Pendingin"1000kW"
Dinding"1000kW"
Pendingin"2000kW"
Dinding"2000kW"
Temp"Saturasi"
Temp"ONB"
Pendingin"500kW"
Dinding"500"kW" Pendingin"400"kW"
Gambar 5. Karakteristika temperatur pendingin, dinding elemen bakar pada daya 400 kW, 500 kW, 600 kW, 1000kW dan 2000kW serta temperatur saturasi dan T ONB sebagai fungsi tinggi elemen bakar pada kanal terpanas.
Tabel 2. Hasil Perhitungan Termohidrolika Reaktor TRIGA Konversi Daya Reaktor (MW) T Pendingin in/out ( o C) T Kelongsong ( o C) max T Meat ( o C) max Δ T ONB ( o C) min T Saturasi ( o C) min OFIR min DNBR Min 400 37,0/72,5 92,14 92,23 23,49 113,20 1,31 7,79 500 37,0/77,41 100,58 100,69 15.27 113,20 1,15 6,59 600 37,0/82,39 108,88 109,02 7,18 113,20 1,03 5,71 1000 37,0/99,71 119,25 119,51 -3,02 113,20 0,74 3,82 2000 37,0/113,23 124,28 125,02 -8,43 113,20 0,47 2,21
Gambar 5 menunjukkan karakteristik temperatur  pendingin dan dinding elemen bakar pada daya 400 kW, 500 kW, 600 kW, 1000 kW dan 2000 kW serta temperatur saturasi dan temperatur ONB  sebagai  fungsi  tinggi  elemen  bakar  pada  kanal  terpanas.  Tabel  2  merangkum  hasil
perhitungan termohidrolika dan marjin keselamatan pada variabel daya. COOLOD-N2 memberikan hasil perhitungan pada kanal terpanas.
Hasil  perhitungan  pada  daya  400  kW  dan  500  kW  menunjukan  bahwa  delta  terjadinya pendidihan inti ( Δ T ONB) masih cukup besar yaitu 23,49 o C dan 15,27 o C. Nilai marjin terjadinya akhir  pendidihan  inti  (DNBR)  dan  rasio  terjadinya  instabilitas  aliran  (OFIR) ˃ 1,  yang  berarti reaktor aman bila dioperasikan pada temperatur ini.
Pada daya 600 kW, temperatur pendingin di sisi outlet adalah 82,39 o C, temperatur ini belum melampaui  temperatur  saturasi.  Temperatur  dinding  kelongsong  108,88  dan  temperatur meat 109,02 o C  juga  belum  mencapai  nilai  temperatur  saturasi,  meskipun  demikian  perlu  diwaspadai delta  terjadinya  pendidihan  inti  hanya  sebesar  7,18 o C.  Dari  hasil  perhitungan,  pengoperasian reaktor pada daya 600 kW menghasilkan rasio terjadinya instabilitas aliran mencapai nilai 1,03~1, berarti  telah  berada  pada  batas  keselamatan,  sementara  mencapai  DNBR  masih  >1  yaitu  5,71. Meskipun  demikian  hal  ini  perlu  diwaspadai  karena  salah  satu  batas  keselamatan  sudah  dicapai yaitu nilai OFIR 1,03~1
Temperatur  pendingin  di  sisi  keluaran  pada  daya  1000  kW  adalah  99,71 o C  masih  dibawah temperatur  saturasi.  Meskipun  demikian  pada  kondisi  ini  pendidihan  telah  terjadi.  Hal  ini ditunjukan  dengan  data  temperatur  kelongsong  dan  temperatur meat yang  telah  melampaui temperatur    saturasi,  demikian  pula  awal  terjadinya  pendidihan  inti  telah  terlampaui,  rasio instabilitas  aliran  0,74  <  1,00.  Semua  parameter    pembatas  keselamatan  termohidrolika  telah terlampaui,  kecuali  DNBR  3,82.    Untuk  moda  pendinginan  konveksi  bebas  lebih  aman menggunakan marjin terhadap awal terjadinya pendidihan inti (T ONB ).
Xiuzhong  Shen  dkk.,  dalam  tulisannya  menyatakan  bahwa  salah  satu  kriteria  keselamatan Kyoto University Research Reactor (KUR) adalah DNBR > 1,5 [15]. Pengoperasian Dalat Nuclear Research Reactor juga dibatasi oleh DNBR > 1,5 [16].

## Karakteristik termohidrolika reaktor TRIGA berbahan bakar silinder dan TRIGA Konversi
Untuk  memberikan  ilustrasi  mengenai  perbedaan  karakteristik  termohidrolika  reaktor TRIGA dan TRIGA Konversi menggunakan bahan bakar tipe pelat, pada Tabel 3 ditampilkan hasil perhitungan  termohidrolika  reaktor  menggunakan  COOLOD-N2  pada  kedua  jenis  bahan  bakar tersebut.    Nilai  2000  kW  dipilih  untuk  mengetahui  perbandingan  karakteristik  temperatur  dan marjin keselamatan kedua jenis bahan bakar tersebut. Hasil perhitungan dirangkum di dalam Tabel 3.
Tabel 3. Hasil perhitungan termohidrolika reaktor TRIGA & reaktor TRIGA Konversi pada daya 2000 kW
Jenis Reaktor T Pendingin in/out ( o C) T Kelongsong max ( o C) T Meat max ( o C) T Saturasi ( o C) OFIR DNBR TRIGA[7] 32,2/113,43 137,49 685,15 113,43 - 1,95 TRIGA Konversi 37,0/113,23 124,28 125,02 113,20 0,47 2,21
Pada Tabel 3 terlihat bahwa pendidihan inti telah terjadi karena temperatur pendingin telah mencapai  temperatur  jenuh,  akan  tetapi  marjin  keselamatan  DNBR  yang  ditetapkan  untuk  bahan bakar  tipe  silinder  belum  terlampaui.  Pada  Laporan  Analisis  Keselamatan  Reaktor  TRIGA  2000 Bandung, ditentukan marjin keselamatan DNBR adalah 1,38 [17]
Hasil  perhitungan  TRIGA  Konversi  berbahan  bakar  pelat  menunjukkan  bahwa  temperatur pendingin telah mendidih (113,23 o C) mulai 10 cm dari sisi input hingga sisi outlet yang berakibat terjadinya instabilitas aliran yang ditunjukkan dengan nilai OFIR sebesar 0,47 dimana nilai ini jauh di  bawah  nilai  marjin  keselamatan  1,00.    Marjin  keselamatan  lainnya  menunjukkan  bahwa  telah terjadi  pendidihan  di  permukaan  kelongsong  (124,45 o C),  temperatur  jenuh  juga  telah  terlampaui. Hal  ini  menunjukkan  bahwa  TRIGA  Konversi  tidak  memenuhi  marjin  keselamatan  dari  aspek termohidrolika apabila dioperasikan pada daya tinggi, lebih besar dari pada 600 kW. Pada daya 600 kW pun perlu diwaspadai karena nilai OFIR berada pada batas keselamatan.

## Gambar 6. Karakteristik TRIGA berbahan bakar tipe silinder pada daya 2000 kW

## Gambar 7. Karakteristik TRIGA Konversi berbahan bakar tipe pelat pada daya 2000 kW
Karakteristik temperatur bahan bakar dari tengah bahan bakar hingga pendingin keluar di sisi outlet kanal  pendingin  untuk  bahan  bakar  tipe  silinder  dan  tipe  pelat  masing-masing  ditunjukkan pada  Gambar  7  dan  8.  Pada  bahan  bakar  silinder  tampak  bahwa  penurunan  temperatur meat ke kelongsong  sangat  signifikan  sementara  delta  temperatur  dari  kelongsong  ke  pendingin  sebesar 24,06 o C. Hal ini disebabkan karena bahan bakar bentuk silinder memiliki diameter jauh lebih besar dibandingkan dengan tebal meat di dalam pelat.
Pada bahan bakar tipe pelat, temperatur meat dan kelongsong hampir sama karena dimensi meat dan kelongsong sangat tipis, sementara itu delta temperatur kelongsong ke pendingin sebesar 11,23 o C.  Temperatur  pendingin  sudah  mencapai  nilai  saturasinya,  pendidihan  inti  telah  terjadi. Kedua hal di atas menunjukkan bahwa pengoperasian TRIGA Konversi dengan moda pendinginan konveksi bebas pada daya 2000 kW tidak memenuhi marjin keselamatan.

## Karakteristik termohidrolika  TRIGA Konversi, pada daya 600 kW
Dari  hasil  analisis  diatas,  diperoleh  bahwa  TRIGA  Konversi  tidak  memenuhi  marjin keselamatan apabila dioperasikan pada daya lebih besar dari pada 600 kW. Pada daya 600 kW pun perlu diwaspadai karena nilai OFIR berada pada batas keselamatan. Pengoperasian reaktor TRIGA pada daya terpilih 600 kW, memerlukan syarat batas faktor puncak daya radial yang terkait dengan konfigurasi  elemen  bakar  di  dalam  teras  reaktor,  karena  hal  ini  berpengaruh  pada  nilai perbandingan  daya  puncak  radial  dengan  daya  rata-ratanya.  Pada  Gambar  10  ditunjukkan
karakteristik temperatur pendingin pada daya 600 kW pada berbagai nilai rasio faktor puncak daya (ppf=peaking power factor ratio) arah radial. Pada Gambar 11 ditunjukkan karakteristik OFIR pada daya 600 kW pada berbagai nilai rasio ppf arah radial. Pada gambar tersebut  dapat dilihat bahwa pada rasio  ppf arah  radial  sebesar  >2  OFIR    sudah  mencapai  nilai  1,00.    Sehingga  perlu diperhatikan,  bila rasio ppf sudah  mencapai  nilai  >  2,    maka    perlu  dilakukan  pengaturan  ulang posisi elemen bakar agar nilai rasio ppf dapat dipertahankan < 2  sehingga pengoperasian reaktor tetap terjaga aman karena rasio terjadinya awal instabilitas aliran belum terjadi.
Gambar 8. Karakteristik temperatur pendingin pada daya 600 kW pada berbagai nilai rasio ppf arah radial
Gambar 9. Karakteristik OFIR pada daya 600 kW pada berbagai nilai rasio ppf arah radial

## Gambar 10. DNBR, OFIR dan DTONB pada berbagai tingkat Daya
Gambar 9 menunjukkan bahwa temperatur pendingin dipengaruhi oleh variasi faktor puncak daya  radial (FR=factor  radial) dari  1,25  hingga  3,0.  Temperatur  pendingin  di  sisi outlet bahan bakar  meningkat  sebagai  fungsi  bertambahnya  nilai  ppf,  tampak  bahwa  semua  variant  FR  belum mencapai  nilai  saturasinya,  meskipun  demikian  semakin  jauh  delta  antara  temperatur  pendingin outlet dengan nilai Tsat, akan meningkatkan marjin keselamatannya.
Gambar 10 menunjukkan bahwa  nilai OFIR di posisi setengah tinggi bahan bakar (30 cm) yang merupakan nilai minimumnya, dipengaruhi oleh nilai FR. Tampak pada gambar tersebut, nilai OFIR 1,00 dicapai apabila nilai FR=2,00. Semakin rendah rasio FR maka nilai OFIR semakin besar, yang berarti reaktor semakin aman.

## KESIMPULAN
Hasil perhitungan TRIGA Konversi berbahan bakar pelat mempergunakan program COOLOD- N2 menunjukkan bahwa pada daya 2000 kW  pendingin telah mendidih (T = 113,23 o C) dan terjadi instabilitas  aliran  yang  ditunjukkan  dengan  nilai  OFIR  =  0,47,  dimana  nilai  ini  jauh  di  bawah  nilai marjin  keselamatan  1,00.  Hal  ini  menunjukkan  bahwa  TRIGA  Konversi  tidak  memenuhi  marjin keselamatan  dari  aspek  termohidrolika  apabila  dioperasikan  pada  daya  tinggi.  Moda  pendinginan konveksi bebas pada reaktor TRIGA berbahan bakar tipe pelat membatasi pengoperasian daya reaktor pada  daya  maksimum  600  kW  dengan  rasio  faktor  puncak  daya  FR ≤ 2,00.  Agar  reaktor  dapat dioperasikan  dengan  daya  yang  lebih  tinggi  dari  600  kW,  disarankan  agar  pendinginan  dilakukan dengan moda pendinginan paksa.

## DAFTAR PUSTAKA
1. IAEA, Generic Procedures for Response to a Nuclear or Radiological Emergency at TRIGA Research Reactors, EPR-Triga Research Reactor,  IAEA, Vienna, 2011.
2. H.  Suwarno,  Development  of  TRIGA  Fuel  Fabrication  by  Powder  Technique,  Atom Indonesia Vol. 40 No. 3, 2014: 113.
3. G.  Hampel,  The  Importance  of  TRIGA  Reactors,  on  Behalf  of  the  European  TRIGA community, Johannes Gutenberg-Universitat Mainz D-55099 , 9th April 2010
4. VAN DEN BERGHE Sven , LEENAERS Ann, KOONEN Edgar and SANNEN Leo, From High  to  Low  Enriched  Uranium  Fuel  in  Research  Reactors,  Advances  in  Science  and Technology Vol. 73 2010: 78-90.
5. Gede Ardana Mandala, Simulasi Modifikasi Reaktor TRIGA 2000 Bandung Dengan Bahan Bakar  Jenis  Pelat,  SEMINAR  NASIONAL  VI,  SDM  TEKNOLOGI  NUKLIR, YOGYAKARTA, 18 NOVEMBER 2010, ISSN 1978-0176, hal. 769 – 774.
6. Gede  Ardana  Mandala,  Sihana,  Andang  Widi  Harto,  Termohidrolik  usulan  modifikasi reaktor  nuklir  TRIGA  2000  Bandung  dengan  bahan  bakar  jenis  pelat,  Prosiding  Seminar Keselamatan Nuklir 2011, ISSN: 1412 – 3258, BAPETEN, JAKARTA, 27 – 28 Juni 2011, hal. 254 - 265
7. Prasetyo Basuki, Putranto Ilham Yazid, Zaki Zuud, Desain Neutronika Elemen Bakar Tipe Pelat pada Teras Triga 2000 Bandung, Jurnal Sains dan Teknologi Nuklir Indonesia, Vol. 15, No.2, 2014: 69 -79.
8. KAMINAGA  M.  COOLOD-N2:  A  Computer  Code  For  The  Analyses  of  Steady-State Thermal Hydraulics in Research Reaktors. 1994 March. Report No.: JAERI-M, 94-052.
9. Sudjatmi  K.A.,  Endiah  Puji  Hastuti.  Aplikasi  Program  Coolod-N2  Untuk  Analisis Termohidrolik Teras Reaktor TRIGA. Prosiding Seminar Nasional Sains dan Teknik Nuklir Bandung; 14 – 15 Juni 2005, Puslitbang Teknik Nuklir – BATAN; 2005, hal. 312-319.
10. Mohammad  Mizanur  Rahman,  Mohammad  Abdur  R.  Akond,  Mohammad  Khairul  Basher, Md. Quamrul Huda. Steady-State Thermal-Hydraulic Analysis of TRIGA Research Reactor. World Journal of Nuclear Science and Technology, 4, 2014: 81-87.
11. N. H. Badrun, M. H. Altaf and M. J. H. Khan, Validation of COOLOD-N2 Code Through Benchmark Calculations of IEA-R1 Reactor, The Nucleus 51, No. 4 2014: 444-447.
12. Y.  Boulaich  ,  B.  Nacir,  T.  El  Bardouni,  M.  Zoubair,  B.  El  Bakkari,  O.  Merroun,  C.  El Younoussi, A. Htet, H. Boukhal, E. Chakir.  Steady-state thermal-hydraulic analysis of the Moroccan  TRIGA  MARK  II  reactor  by  using  PARET/ANL  and  COOLOD-N2  codes, Nuclear Engineering and Design 241, 2011: 270–273.
13. Safety  Guide No.  NS-G-4.4  Standards Operational  Limits  and  Conditions  and  Operating Procedures for Research Reactors . International Atomic Energy Agency, Vienna, 2008.
14. Sembiring TM., Pinem S., Setiyanto. Validation of the Monte Carlo Code MVP on the First Criticality of Indonesian Multipurpose Reactor. http://www-pub.iaea.org
/MTCD/publications/PDF/P1360_ICRR_2007_CD/Papers/T.M.%20Sembiring.pdf. Diunduh Maret, 2013.
15. Xiuzhong  Shen,  Ken  Nakajima,  Hironobu  Uneski,  Kaichiro  Mishima.  Reactivity  insertion transient  analysis  for  KUR  low-enriched  uranium  silicide  fuel  core.  Annals  of  Nuclear Energy 62 2013: 195-207.
16. Luong Ba Vien, Le Vinh Vinh, Huynh Ton Nghiem, Nguyen Kien Cuong. Design Analyses for  Full  Core  Conversion  of  The  Dalat  Nuclear  Research  Reactor.  Nuclear  Science  and Technology, vol. 4, No. 1 2014: 10-25.
17. Anonim, Laporan Analisis Keselamatan Reaktor TRIGA 2000 Bandung, Revisi 3, 2006.