## EVALUASI PARAMETER DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SUB KANAL PLTN AP1000 PADA KONDISI TUNAK
Muh. Darwis Isnaini, Sukmanto Dibyo, Suroso, Geni Rina S, Endiah P. Hastuti, Muh. Subekti Email : darwis@batan.go.id Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) BATAN
Diterima editor  29 November 2011 Disetujuai untuk publikasi 19 Januari 2012

## ABSTRAK
EVALUASI  PARAMETER  DESAIN  TERMOHIDROLIKA  TERAS  DAN  SUB  KANAL PLTN  AP1000  PADA  KONDISI  TUNAK.  Telah  dilakukan  verifikasi  dan  validasi  parameter desain  termohidrolika  teras  PLTN  AP1000  pada  kondisi  steady  state.  Perhitungan  dilakukan dengan  menggunakan  computer  code  CAUDVAP,  COBRA-EN  dan  RELAP5.  Input  yang digunakan  untuk  CAUDVAP  adalah  data  geometri  bejana  dan  teras  (elemen  bakar,  bypass,  core barrel dan selubung teras) dan laju alir total, dengan output penurunan tekanan, distribusi laju alir dan  kecepatan  pendingin  di  teras.  Input  untuk  COBRA-EN  adalah  data  geometri  elemen  bakar, daya linier, laju alir efektif dan sifat termal elemen bakar dengan output adalah penurunan tekanan di  teras  aktif,  distribusi  entalpi,  temperatur  bahan  bakar,  temperatur  kelongsong,  temperatur pendingin,  fluks  kalor,  koefisien  hantaran  kalor  dan  DNBR.  Sedangkan  input  untuk  RELAP5 adalah  data  geometeri  batang  bahan  bakar,  fluks  panas  dan  laju  alir,  dengan  output  adalah penurunan  tekanan  sepanjang  kanal,  temperatur  kelongsong  dan  temperatur  pendingin.  Dari  hasil perhitungan  CAUDVAP  dan  deviasinya  terhadap  data  desain  diperoleh  penurunan  tekanan sepanjang  bejana  teras  sebesar  271,53  kPa  (deviasi  -1,26%),  dengan  distribusi  laju  alir    melalui teras aktif sebesar 48.537,9 ton/jam (deviasi 0,19%), melalui guide thimble dan core barrel sebesar 2944,8  ton/jam  (deviasi  -3,05%)  dan  melalui  core  shroud  sebesar  283,2  ton/jam  (deviasi  9,98%). Perhitungan penurunan tekanan teras aktif dengan CAUDVAP, COBRA-EN dan RELAP5 adalah 76,01 kPa, 73,78 kPa dan 73,3 kPa. Perbedaan ini disebabkan karena perubahan luasan dari bagian penyangga teras ke bagian perangkat bahan bakar tidak diperhitungkan di dalam kode COBRA-EN dan  RELAP5.  Hasil  perhitungan  termohidrolika  teras  (analisis  kanal)  dengan  COBRA-EN diperoleh  bahwa    temperatur  meat  perangkat  bahan  bakar  berkisar  antara  507,95  –  945,45 o C, temperatur permukaan kelongsong bahan bakar  302,15 – 338,75 o C dan DNBR minimum berkisar 2,23  –  6,07.  Adapun  analisis  subkanal  terpanas  dengan  COBRA-EN  dan  RELAP5  diperoleh temperatur pendingin keluaran masing-masing diperoleh 329,42 o C (deviasi 1,47%) dan 324,51 o C (deviasi -0,05%), fluks kalor maksimum masing-masing diperoleh 1634,13 kW/m 2 (deviasi -0,04%) dan 1601,0 kW/m 2 (deviasi -2,06%). Keseluruhan parameter termohidrolika yang didapat dari hasil perhitungan, dibandingkan dengan data desain menunjukkan tidak adanya perbedaan yang berarti, sehingga dapat disimpulkan bahwa  perhitungan menggunakan kode CAUDVAP, COBRA-EN dan RELAP5 tersebut  valid.
Kata  kunci:  Parameter  termohidrolika,  teras  dan  sub  kanal,  AP1000,  CAUDVAP,  COBRA-EN, RELAP5.

## ABSTRACT
EVALUATION  OF  CORE  AND  SUB  CHANNEL  THERMAL-HYDRAULICS  DESIGN PARAMETER OF AP1000 NUCLEAR POWER PLANTS ON STEADY STATE CONDITION. Verification  and  validation  of  core  thermal-hydraulics  parameter  design  of  PWR  1000  nuclear power plants have been carried out. The calculation was done using the computer code CAUDVAP, COBRA-EN  and  RELAP5.  The  input  data  that  used  for  CAUDVAP  code  are  such  as  vessel  and core  geometry  data  (fuel  elements,  bypass,  core  barrel  and  core  shroud)  and  the  total  flowrate, gave output such as the core and vessel pressure drop, coolant velocity and flowrate distribution in the core. The input data used for COBRA-EN such as the fuel element geometry, linear power, the
effective flowrate and the fuel element thermal properties, and gave the otput such as active core and  channel  pressure  drop,  the  distribution  of  enthalpy,  fuel  temperature,  cladding  temperature, coolant  temperature,  heat  flux,  heat  transfer  coefficient  and  DNBR.  Whereas  the  input  data  used for  RELAP5  was  the  fuel  rod  geometry,  heat  flux  and  flowrate,  and  gave  the  output  such  as  the pressure  drop  along  the  channel,  the  cladding  temperature  and  coolant  temperature.  The calculation  using  CAUDVAP  gave  results  the  pressure  drop  along  the  core  vessel  of  271.53  kPa (deviation  of  -1.26%),  the  distribution  of  flowrate  through  the  active  core  of  48537.9  tons/h (deviation  of  0.19%),  through  the  guide  thimble  and  core  barrel  of  2944.8  ton/h  (deviation  of  - 3.05%) and through the core shroud of 283.2 ton/h (deviation of 9.98%). The calculation results of active  core  pressure  drop  using  CAUDVAP,  COBRA-EN  and    RELAP5  were  found  76.01  kPa, 73.78  kPa  and  73.3  kPa,  respectively.  The  difference  was  caused  by  the  change  of  core  lower support  area  to  active  core  area  were  not  taken  into  account  in  calculation  using  RELAP5  and COBRA-EN  codes.    The  calculated  results  using  COBRA-EN  code  for  core  thermal-hydraulics (channel analysis) showed that the maximum meat temperature revolved by 507.95 – 945.45oC, the maximum cladding surface temperature revolved by 302.15 – 338.75oC, and the minimum DNBR revolved  by  2.23  –  6.07.  Whereas,  the  hot  sub  channel  analysis  using  COBRA-EN  and  RELAP5 codes showed that the fluid outlet temperature were 329.42oC (deviation of 1.47%) and 324.51oC (dev. -0.05%), respectively, and the maximum heat fluxes were 1634.13 kW/m2 (dev. -0.04%) and 1601.0 kW/m2 (dev. -2.06%), respectively. The overall thermal-hydraulic parameters that obtained from the calculation compared to the design data showed  no significant difference, so it could be concluded that the calculation using CAUDVAP, COBRA-EN and RELAP5 codes were valid.
Keywords:  Thermal-hydraulic  parameters,  core  and  sub  channel,  AP1000,  CAUDVAP,  COBRA- EN, RELAP5.

## PENDAHULUAN
Penguasaan akan pemahaman  dan evaluasi desain suatu Pembangkit Listrik  Tenaga Nuklir  (PLTN)  menjadi  tuntutan  masyarakat  dan  pemerintah,  jika    pemerintah  secara sungguh-sungguh  ingin  membangun  dan  mengoperasikan  PLTN  untuk  menunjang pemenuhan kebutuhan energi di Indonesia. Dengan diperolehnya hasil evaluasi desain suatu PLTN yang valid, berarti menunjukkan tingkat kualitas sumber daya manusia (SDM) yang handal.  Di  dalam  makalah  ini,  penelitian  hanya  dibatasi  pada  evaluasi    parameter  desain termohidrolika  teras  dan  sub  kanal  AP1000.  Yang  dimaksud  dengan  parameter  desain termohidrolika  adalah  parameter  penurunan  tekanan  teras,  distribusi  temperatur  pendingin, temperatur  kelongsong  bahan  bakar,  temperatur  meat  bahan  bakar,  fluks  kalor,  marjin keselamatan DNBR dan lain-lain.
Sistem pendingin primer reaktor dari suatu PLTN jenis reaktor air tekan (Pressurized Water  Reactor  –  PWR)  mempunyai  peranan  yang  sangat  penting  di  dalam  pengambilan kalor  dari  perangkat  bahan  bakar.  Dikarenakan  tekanan  operasi  sistem  pendingin  primer PLTN PWR sangat tinggi (lebih dari 15 MPa), maka pendingin primer tetap dalam kondisi cair.  Pendingin  primer  yang  mempunyai  temperatur  dan  tekanan  tinggi  tersebut  akan dialirkan  oleh  pompa  primer  dari  bejana  tekan  reaktor  ke  sistem  pembangkit  uap  (Steam Generator – SG). Di dalam sistem pembangkit uap ini, kalor dari pendingin primer dialirkan untuk  mengubah  pendingin  sekunder  menjadi  uap,  dan  uap  yang  dihasilkan  di  dalam pembangkit uap tersebut dipakai untuk memutar turbin generator yang menghasilkan listrik.
Tujuan riset  ini  untuk  mendapatkan  dokumen  teknis  hasil  validasi  parameter desain termohidrolika  teras  dan  sub  kanal  reaktor  AP1000[1]  untuk  kondisi  steady  state. Metodologi  atau  langkah-langkah  yang  dilakukan  di  dalam  analisis/evaluasi  desain termohidrolika dan keselamatan reaktor[2] adalah :
• Perhitungan penurunan tekanan dan distribusi laju alir pendingin. Untuk melakukan perhitungan penurunan tekanan di dalam bejana reaktor dan distribusi aliran di dalam teras  reaktor  digunakan  kode  CAUDVAP[3]  ,  sedangkan  untuk  perhitungan penurunan  tekanan  pada  teras  aktif  (pada  perangkat  bahan  bakar)  digunakan  kode CAUDVAP, COBRA-EN [4] dan RELAP5[5,6].
• Perhitungan  termohidrolika  teras  dan  termohidrolika  sub  kanal  yang  meliputi distribusi  daya  perangkat  bahan  bakar,  penurunan  tekanan,  distribusi  temperatur bahan  bakar  (pendingin,  kelongsong  dan  meat  bahan  bakar),  fluks  panas,  kondisi awal  pendidihan  inti  (Onset  Nucleate  Bolling-ONB)  dan  marjin  keselamatan  atau nilai rasio pelepasan pendidihan inti (Departure of Nucleate Boiling Ratio – DNBR). Untuk  perhitungan  termohidrolika  teras  digunakan  kode  COBRA-EN,  sedangkan untuk  perhitungan  termohidrolika  sub  kanal  digunakan  kode  COBRA-EN  dan RELAP5, tetapi kode RELAP5 hanya menampilkan luaran penurunan tekanan, suhu pendingin keluaran sub kanal dan suhu kelongsong.
Beberapa  validasi  dan  penggunaan  kode  sudah  dilakukan  antara  lain  kode CAUDVAP  sudah  divalidasi  dan  digunakan  untuk  analisis  laju  alir  pada  stringer  iradiasi RSG-GAS[7,8],  kode  COBRA-EN  sudah  divalidasi  dan  digunakan  untuk  analisis termohidrolika  sub  kanal  dan  pemetaan  distribusi  temperatur  meat  bahan  bakar AP1000[9,10,11],  sedangkan  kode  RELAP  sudah  banyak  digunakan  untuk  pengembangan model  uji  QUEEN-II  dan  verifikasi  model  perangkat  bahan  bakar  PWR.[12,13,14]  Secara garis  besar  diagram  alir  dalam  melakukan  analisis  termohidrolika  reaktor  secara  umum, ditunjukkan pada Gambar 1.
Gambar 1. Diagram alir dalam analisis termohidrolika dan keselamatan reaktor.
Manfaat  dari  hasil  riset  ini  adalah  dapat  digunakan  untuk  menunjukkan  jaminan keselamatan operasi reaktor PLTN AP1000 pada kondisi desain operasi normal dan desain transien. Dari hasil ini, maka  parameter termohidrolika teras yang terdapat di dalam Bab 4
Laporan Analisis Keselamatan AP1000 dapat terunut dan terverifikasi dengan baik dan valid, sehingga dapat dijadikan sebagai bahan pertimbangan teknis dalam penyusunan penawaran spesifikasi  (Bid  Invitation  Specification - BIS)  serta  memberikan  sumbangan  dalam  litbang energi khususnya mengenai termohidrolika reaktor AP1000 di Indonesia.

## DASAR TEORI

## Analisis termohidrolika PWR
Karakteristik  masing-masing  jenis  reaktor  akan  sangat  menentukan  di  dalam pendekatan pemodelan yang digunakan. Susunan batang bahan bakar dikelompokkan secara mekanik  menjadi  beberapa  kesatuan,  tiap  kesatuan  disebut  perangkat  elemen  bakar. Pembuatan  perangkat  elemen  bakar  ini  bertujuan  untuk  mempermudah  penanganannya (handling)  di  dalam  teras.  Perangkat  bahan  bakar  dimodelkan  sebagai  aliran  paralel  yang terbentuk  antara  plenum  bawah  dan  plenum  atas.  Sebagai  kata  kunci  karakteristik  tersebut adalah ada atau tidaknya penyelubung perangkat batang bahan bakar. Setiap perangkat bahan bakar  reaktor  air  didih  (BWR)  ditutup  dengan  penyelubung,  sehingga  terasnya  merupakan kumpulan  dari  kanal  aliran  paralel  yang  terisolasi  satu  dengan  yang  lain.  Sedangkan perangkat  bahan  bakar  reaktor  air  tekan  (PWR)  tidak  memiliki  penyelubung  perangkat, sehingga  secara  hidraulika  tidak  terpisahkan  antara  satu  perangkat  dengan  perangkat  yang lain, sehingga dimungkinkan terjadi aliran silang antar perangkat (cross flow). Secara umum pendekatan untuk analisis termohidrolika teras reaktor daya disajikan pada Tabel 1[15].
Tabel 1. Pendekatan untuk analisis termohidrolika teras reaktor daya.
Jenis Reaktor Analisis Termohidrolika Dalam teras reaktor (analisis kanal) Dalam perangkat bahan bakar (analisis sub kanal) BWR Terisolasi per kisi perangkat bahan bakar Saling terhubung antar kisi sub kanal pendingin PWR Saling terhubung antar kisi perangkat bahan bakar Saling terhubung antar kisi sub kanal pendingin Analisis termohidrolika teras PWR [15] biasanya dikerjakan dalam dua langkah,  yang masing-masing dengan model aliran di dalam banyak kanal yang saling terhubung. Langkah tersebut adalah:
• Analisis kanal (analisis teras). Dalam analisis termohidraulika teras, setiap perangkat bahan  bakar    dihomogenisasi  dan  dimodelkan  sebagai  sebuah  kanal  yang  secara makroskopik mempunyai sifat rerata dari himpunan sub kanal yang dihomogenisasi. Pada  model  ini  teras  tersusun  atas  sejumlah  kanal  sesuai  dengan  jumlah  perangkat bahan bakarnya. Pada langkah ini, akan diperoleh hasil rerata dan global dari setiap perangkat bahan bakar.  Adapun hasil analisis rinci tiap rod bahan bakar dalam satu perangkat harus dilakukan dengan analisis sub kanal.
• Analisis  sub  kanal.  Pada  analisis  sub  kanal  biasanya  tidak  dilakukan  untuk  seluruh perangkat  bahan  bakar,  tetapi  dipilih  perangkat  yang  terpanas  yang  akan  dianalisis lebih  lanjut  dari  langkah  pertama,  dengan  menggunakan  kondisi  batas  lateral  di dalam  perangkat  bahan  bakar  yang  diperoleh  dari  analisis  kanal.  Langkah  ini  dapat dipakai untuk mengidentifikasi kelakuan dari sub kanal terpanas (hottest sub channel) dan sub kanal rerata di dalam suatu perangkat bahan bakar.

## Data teras AP1000
PLTN jenis AP1000 termasuk reaktor PWR buatan Westinghouse yang mempunyai daya  termal    3.400  MWt,  dan  daya  listrik  terbangkit  sekitar  1154  MWe.  Reaktor  tersebut mempunyai 157 perangkat bahan bakar, dengan rod bahan bakar  tersusun atas matriks 17 x 17 yang terdiri dari 264 rod bahan bakar, 24 tabung pengarah (guide thimble) untuk batang kendali,  dan  1  tabung  pengarah  instrumentasi.  Data  spesifikasi  teknis  dari  AP1000-EU disajikan pada Tabel 2.
Tabel 2. Data desain AP1000[1]
Tipe PLTN AP1000 Desainer / Vendor Westinghouse Daya Termal (MW) Laju alir desain termal (kg/jam) Laju alir efektif (kg/jam) Tekanan operasi (MPa) Temperatur inlet pendingin ( o C) Temperatur outlet pendingin ( o C) Penurunan tekanan teras (kPa) 3400 51,4827 x 10 6 48,4437 x 10 6 15,513 279,44 324,66 275,0 Diameter teras (cm) Tinggi teras (cm) 304,04 426,72 Desain perangkat b. Bakar Jumlah perangkat b.b. Tipe Ukuran perangkat (cm x cm) Jumlah rod/ perangkat Jarak antar pusat rod (cm) Diameter rod (cm) Diameter pelet (cm) 157 17 x 17 21,40 x 21,40 264 1,26 0,950 0,819 Fluks kalor rerata (kW/m 2 ) Fluks kalor maks (kW/m 2 ) 628,71 1634,71
Pada  Gambar  2  ditunjukkan  gambar  bejana  reaktor  dan  perangkat  bahan  bakar AP1000.
Gambar 2. Gambar dari (a) Bejana reaktor AP1000 (b) Perangkat bahan bakar [1].
Di dalam pengoperasian suatu PLTN, harus selalu dipastikan bahwa instalasi tersebut dapat  beroperasi  dengan  selamat  baik  pada  kondisi  tunak  (steady-state)  maupun  dalam kondisi transien. Pada reaktor PLTN PWR, pada umumnya batasan operasi reaktor dikatakan selamat  apabila  temperatur  meat  bahan  bakar pada  kondisi  terburuk  sekitar 30% berada di bawah temperatur lelehnya 2594 o C dan DNBR minimum lebih dari 2,80. Konsekwensi dari persyaratan pengoperasian tersebut diperlukan laju alir pendingin dan tekanan operasi yang memadai, sehingga batasan tersebut tidak terlampaui.

## Kode CAUDVAP
Kode  (program  komputer)  CAUDVAP  v2.60  adalah  suatu  program  yang dikembangkan  oleh  Nuclear  Engineering  Division,  INVAP  SE,  Argentina,  yang  dipakai untuk menghitung distribusi laju alir dan penurunan tekanan di dalam teras reaktor. Program ini  dapat  menghitung  distribusi  kecepatan  pendingin  pada rejim  tunak  yang  melalui  kanal- kanal  yang  berbeda  yang  dihubungkan  secara  paralel  antara  plenum  masukan  dan  plenum keluaran,  dengan  batasan  bahwa  tekanan  antara  dua  kanal  bagian  masukan  atau  keluaran hanya disebabkan oleh gaya hidrostatik.
Asumsi  yang  dipakai  di  dalam  kode  CAUDVAP  untuk  menyederhanakan  masalah adalah :
• Variasi  densitas  pendingin  sepanjang  kanal  sangat  kecil  memberikan  efek yang signifikan pada penurunan tekanan
• Hanya  penurunan  tekanan  akibat  gesekan  (friksi)  yang  tergantung  pada kekentalan (viskositas)
• Beda  tekanan  pada  masukan  (inlet)  dari  kanal-kanal  yang  berbeda  letak ketinggiannya hanya disebabkan oleh gaya hidrostatika.
Input  yang  digunakan  untuk  CAUDVAP  adalah  data  geometri  bejana  dan  teras (elemen  bakar,  bypass,  core  barrel  dan  selubung  teras)  dan  laju  alir  total,  dengan  output penurunan tekanan, distribusi laju alir dan kecepatan pendingin di teras.

## Kode COBRA-EN
Kode  COBRA-EN  adalah  kode  untuk  menganalisis  termohidrolika  teras  dan perangkat  bahan  bakar  nuklir berbentuk  silinder   (rod  bundle)  untuk  menghitung  distribusi entalpi,  aliran,  temperatur  dan  batas  keselamatan  terhadap  pelepasan  pendidihan  inti (departure  from  nucleate  boiling  –  DNB)    di  dalam  perangkat  bahan  bakar  dan  teras  baik untuk  kondisi  tunak    (steady  state)  dan  transien.  Program  COBRA  menggunakan  konsep dasar  analisis  sub  kanal,  di  mana  perangkat  bahan  bakar  atau  teras  reaktor  dibagi  dalam beberapa  sub  kanal  yang  mempunyai  batasan-batasan  yang  didefinisikan  oleh  permukaan bahan  bakar  sebelahnya.  Sub  kanal  secara  aksial  dibagi  menjadi  beberapa  volume  kontrol yang  diskrit  dimana  persamaan  konservasi  massa,  energi  dan  momentum  digunakan  di dalamnya, dan variabel laju aliran massa, tekanan, entalpi dan densitas didefinisikan sebagai harga rerata secara volume. Keluaran dari perhitungan dengan menggunakan kode COBRA- EN  antara  lain  distribusi  penurunan  tekanan  dalam  kanal,  distribusi  temperatur  pendingin, kelongsong dan meat bahan bakar, fluks panas, besar hantaran panas dan DNBR.
Input  untuk  COBRA-EN  adalah  data  geometri  elemen  bakar  (bahan  bakar  dan kelongsong),  daya  linier,  laju  alir  efektif,  temperatur  pendingin  masukan  ke  teras  dan  sifat termal  elemen  bakar  (konduktivitas  termal  dan  panas  spesifik).  Adapun  outputnya  adalah penurunan  tekanan  di  teras  aktif,  distribusi  entalpi,  distribusi  laju  alir  pendingin  ke  kanal, temperatur bahan bakar, temperatur kelongsong, temperatur pendingin, fluks panas, koefisien hantaran panas dan DNBR.

## Kode RELAP5
Kode  RELAP5  adalah  program  komputer  yang  dapat  digunakan  untuk  melakukan simulasi  atau  analisis  pada  kondisi  tunak  maupun  transien  pendingin  air  pada  suatu  sistem kanal,  hidrodinamika  reaktor  nuklir  maupun  non  nuklir. Pada  kode  ini,  dikembangkan  dari model node dan junction multi-dimensional termal-hidrolika, perpindahan kalor, komponen alat,  sistem  kontrol  dan  model  lainnya  untuk  mendiskripsikan  watak  yang  komplek  pada kondisi 1 maupun 2 fasa. Bagian utama terdiri dari bagian hidrodinamika, struktur kalor dan kinetika  reaktor.  Bagian  utama  hidrodinamika  dapat  berupa  kanal,  percabangan  dan sebagainya. Struktur kalor terdapat pada komponen pembangkit kalor maupun bagian yang terjadi perpindahan kalor, bagian ini dihubungkan dengan volum hidrodinamika. Komponen hidrodinamika  diselesaikan  dengan  persamaan  satu  dimensi  untuk  fluida  satu  fasa  maupun aliran dua fasa (air dan uap air).
Input  untuk  RELAP5  adalah  data  geometeri  rod  bahan  bakar,  fluks  panas  dan  laju alir,  dengan  output  perhitungan  adalah  penurunan  tekanan  sepanjang  kanal,  temperatur kelongsong dan temperatur pendingin.

## METODOLOGI
Evaluasi  parameter  desain  termohidrolika  AP1000  ini  dilakukan  untuk  kondisi operasi  tunak  (steady  state)  meliputi  pemodelan,  perhitungan,  analisis  dan  pembandingan. Adapun kegiatan perhitungan yang dilakukan antara lain:
• Perhitungan distribusi aliran dan penurunan tekanan teras dan kanal aktif
• Perhitungan termohidrolika teras (analisis kanal), meliputi distribusi temperatur meat bahan bakar, kelongsong dan pendingin, distribusi fluks panas dan DNBR
• Perhitungan  termohidrolika  subkanal  dalam  ½  perangkat  bahan  bakar,  meliputi distribusi  temperatur  meat  bahan  bakar,  kelongsong  dan  pendingin,  distribusi  fluks panas dan DNBR.
Untuk  perhitungan  penurunan  tekanan  digunakan  kode  COBRA-EN,  CAUDVAP dan RELAP5, untuk perhitungan termohidrolika teras hanya  digunakan kode COBRA-EN, sedangkan  untuk  perhitungan  termohidrolika  sub  kanal (perangkat  bahan bakar) digunakan kode  COBRA-EN  dan  RELAP5.  Pada  validasi  penurunan  tekanan  teras  dan  perhitungan termohidrolika  teras  dan  sub  kanal  digunakan  data  laju  alir  desain  termal  bejana  (vessel thermal design flow rate – TDF).

## Perhitungan  Distribusi  Laju  alir  dan  Penurunan  Tekanan  Teras  dan  Kanal  Aktif AP1000
Untuk  dapat  menghitung  distribusi  laju  alir  dan  penurunan  tekanan  di  dalam  teras AP1000,  maka  harus  dicari  data  tentang  jenis  elemen,  jumlah  dan  ukuran  geometri  dari masing-masing  elemen  teras.  Pada  AP1000,  laju  alir  (flow  rate)  pendingin  dibedakan menjadi dua yaitu laju alir pendingin teras aktif (aliran pendingin untuk mendinginkan 157 perangkat  x  264  rod  =  41.448  batang  bahan  bakar)  dan  laju  alir  bypass  (aliran  pendingin untuk mendinginkan 157 perangkat x 25 thimble pengarah (guide thimble) = 3.925 thimble pengarah dan 1 selubung teras (core barrel)). Perhitungan dilakukan dengan menggunakan kode COBRA-EN dan CAUDVAP.
Kode  COBRA-EN  merupakan  kode  termohidrolik  yang  dipakai  untuk  perhitungan distribusi  temperatur  meat  bahan  bakar,  kelongsong  dan  pendingin,  serta  distribusi  fluks panas,  penurunan  tekanan  sepanjang  kanal  pendingin  dan  DNBR.  Kode  COBRA-EN mempunyai  keterbatasan  antara  lain  hanya  untuk  perhitungan  teras  aktif,  tidak  mampu menganalisis  adanya  belokan  aliran  dan  perubahan  geometri  aliran.  Oleh  karena  itu pemodelan  kanal  aliran  pendingin  hanya  dilakukan  pada  luasan  kanal  aliran  untuk pendinginan  rod bahan bakar saja, dengan  ukuran  sepanjang  bejana  reaktor, ring  distribusi aliran,  penyangga  teras  (core  support),  teras  aktif  (perangkat  bahan  bakar)  dan bagian  atas perangkat (upper plenum).
Gambar 3. Perbandingan model perhitungan pressure drop teras AP1000: (a) Model untuk COBRA-EN dan (b) Model untuk CAUDVAP
Perhitungan termohidrolika teras (analisis kanal) dengan kode COBRA-EN.
Dari susunan teras AP-1000 yang terdiri dari 157 perangkat bahan bakar, diambil 1/8 teras  (26  perangkat)  sebagai  model  perhitungan  dengan  kode  COBRA-EN,  dengan  tiap perangkat dimodelkan menjadi satu kanal  seperti ditunjukkan dalam  Gambar 4.
Gambar 4. Model perhitungan 1/8 teras dengan kode COBRA-EN untuk model distribusi rapat daya ternormalisasi, awal siklus, batang kendali terangkat, daya panas penuh, tanpa xenon.

## Perhitungan termohidrolika sub kanal dari ½ perangkat bahan bakar AP-1000
Sebagai  bahan  perhitungan,  dipilih  satu  perangkat  bahan  bakar  di  posisi  G-9  untuk reaktor AP1000-EU dengan variasi faktor daya (F Q ) antara 1,124 – 1,396.
Gambar 5. Model ½ perangkat bahan bakar yang terdiri atas 153 batang bahan bakar
Gambar 6. Nodalisasi model sub-kanal di dalam perangkat bahan bakar.
Perhitungan  termohidrolika  sub  kanal  di  dalam  perangkat  bahan  bakar  dengan menggunakan kode COBRA-EN dapat langsung  menggunakan  model di dalam Gambar 5, sedangkan dengan kode RELAP5 harus dimodelkan seperti Gambar 6.

## HASIL DAN PEMBAHASAN

## Evaluasi Dan Analisis Distribusi Laju Alir Dan Penurunan Tekanan Teras
Hasil evaluasi distribusi laju alir dan penurunan tekanan teras AP1000 untuk masing- masing kode disajikan pada Tabel 3.
Tabel 3. Verifikasi data DCD AP1000 dengan hasil perhitungan menggunakan kode
CAUVAP dan COBRA-EN DCD AP1000 CAUDVAP COBRA-EN ton/jam % ton/jam % ton/jam % Data masukan: Laju alir primer 51.482,7 100% 51.482,7 100% 51.482,7 100%
Hasil perhitungan :
• Laju alir teras aktif
• Laju alir bypass o Laju alir guide thimble, core
barrel dan lain-
lain o Laju alir core shroud 48.443,7 3037,5 2780,1 257,4 94,1% 5,9% 5,4% 0,5% 48.537,9 2944,8 2661,6 283,2 94,28% 5,72% 5,17% 0,55% 51.482,7 0 0 0 100% 0% 0% 0%
• Penurunan tekanan (pressure drop) teras (kPa)
• Penurunan tekanan sepanjang bahan bakar aktif (kPa) 275 -- 271,53 (dev. -1,26%) 79,34 233,01 (dev. -15,27%) 78,92
Dari Tabel 3 terlihat bahwa verifikasi distribusi laju alir dan penurunan tekanan pada reaktor  AP1000  dengan  menggunakan  kode  CAUDVAP  pada  data  laju  alir  desain  termal bejana  (vessel  thermal  design  flow  rate  –  TDF)  sebesar  51.482,7  ton/jam  menunjukkan bahwa  laju  alir  teras  aktif  (effective  flow  rate  for  heat  transfer)  sebesar  48.537,9  ton/jam (deviasi 0,19%), laju alir guid thimble, core barrel sebesar 2944,8 ton/jam (deviasi -3,05%) laju  alir  core  shroud  sebesar  283,2  ton/jam  (deviasi  9,98%)  dan  penurunan  tekanan  teras sebesar 271,53 kPa (deviasi -1,26%). Dari hasil tersebut menunjukkan bahwa pemodelan dan hasil perhitungan dengan kode CAUDVAP sudah valid, dan data Dokumen Kendali Desain (Design Control Document – DCD) AP1000 sudah terverifikasi dengan baik.
Berbeda  dengan  kode  CAUDVAP  yang  mampu  untuk  pemodelan  bagian-bagian teras  dengan  luasan  dan  panjang  masing-masing,  pada  perhitungan  dengan  kode  COBRA- EN,  hanya  memberikan  laju  alir  teras  aktif  saja,  dikarenakan  di  dalam  pemodelan  dengan kode COBRA-EN hanya dibuat model kanal untuk perangkat bahan bakar dengan panjang jumlahan  dari  panjang  selubung  teras,  bagian  penyangga  teras,  bagian  bahan  bakar  aktif, bagian pemegang atas perangkat dan tidak mampu untuk memodelkan bagian core shroud, core barrel dan sebagainya. Dari hasil perhitungan penurunan tekanan teras AP1000 dengan kode COBRA-EN diperoleh sebesar 233,01 kPa atau deviasi sebesar -15,27%.
Adapun  perhitungan  penurunan  tekanan  untuk  bagian  teras  aktif  saja  (bagian perangkat bahan bakar) pada laju alir efektif untuk perpindahan panas  (effective flow rate for heat  transfer)  sebesar  48.443,7  ton/jam  atau  sebesar  94,1%  laju  alir  total,  dengan menggunakan kode CAUDVAP, COBRA-EN dan RELAP5 ditunjukkan pada Tabel 4.
Tabel 4. Perhitungan penurunan tekanan bagian teras aktif dengan menggunakan kode CAUDVAP, COBRA-EN dan RELAP5.
DCD AP1000 CAUDVAP COBRA-EN RELAP-5 Laju alir teras aktif, ton/jam 48.443,7 48.443,7 48.443,7 48.443,7 Penurunan tekanan (pressure drop) teras aktif, kPa -- 76,01 73,78 73,3
Dari  Tabel  4  terlihat  bahwa  penurunan  tekanan  pada  bagian  teras  aktif  dengan menggunakan  kode  CAUDVAP,  COBRA-EN  dan  RELAP5  diperoleh  masing-masing sebesar  76,01  kPa,  73,77  kPa  dan  73,3  kPa.  Dibanding  dengan  hasil  perhitungan  kode CAUDVAP,  maka  hasil  perhitungan  COBRA-EN  dan  RELAP5  masing-masing  diperoleh perbedaan -2,95% dan -3,57%, sedangkan antara COBRA-EN dan RELAP5 ada perbedaan - 0,64%.  Perbedaan  hasil  perhitungan  dengan  kode  CAUDVAP  dengan  COBRA-EN  dan RELAP5  disebabkan  di  dalam  kode  CAUDVAP  terdapat  perhitungan  penurunan  tekanan yang  disebabkan  adanya  perubahan  luasan  kanal  dari  bagain  penyangga  teras  ke  bagian perangkat  bahan  bakar,  di  mana  di  dalam  kode  COBRA-EN  dan  RELAP5  hanya memperhitungkan penurunan tekanan di bagian perangkat saja.

## Analisis Termohidolika Teras AP-1000 Kondisi Tunak
Hasil perhitungan termohidrolika teras AP1000 dengan menggunakan kode COBRA- EN  pada  kondisi  tunak  dengan  mengambil  perbandingan  untuk  perangkat  bahan  bakar terpanas (kanal 1 dengan FR = 1,279), perangkat bahan bakar rerata (kanal 2 dengan FR = 1,03) dan perangkat bahan bakar terdingin (kanal 3 dengan FR = 0,456), ditunjukkan pada Tabel 5 dan Gambar 6 dan 7.
Tabel 5. Perbandingan hasil termohidrolika teras AP1000 dari perangkat bahan bakar
terpanas Parameter Kanal 1 (terpanas) Kanal 2 (rerata) Kanal 3 (terdingin) Nilai Dev. % Nilai Nilai Dev. % Temperatur T ( o C)
• T tengah meat maks
• T meat bag. luar, maks
• T clad bag. dalam, maks
• T clad bag. luar, maks
• T pendingin keluaran
945,45 451,05 362,75 338,75 323,22 16,01 7,87 4,43 3,17 2,27 814,45 418,15 347,35 328,35 316,05 507,95 339,75 309,95 302,15 297,30 -37,67 -18,75 -10,77 -7,98 -5,93 Pressure drop  sepanjang teras aktif (kPa) 73,80 0,03 73,78 73,76 -0,03 Kecep. Massa (kg/m 2 .s) 3430,9 -0,73 3457,7 3504,4 1,35 Fluks panas  maks (kW/m 2 ) 803,87 24,66 644,85 274,03 -57,50 DNBR min 2,23 -18,62 2,75 6,07 120,98
Gambar 7. (a) Distribusi temperatur pendingin sepanjang teras rerata dan (b) Distribusi temperatur kelongsong, temperatur tengah meat dan DNBR pada teras AP-1000 dengan kode COBRA-EN.
Gambar 8. Perbandingan temperatur tengah meat (T-cm), temperatur meat bagian luar, dan temperaturkelongsong luar (T-oc) dari perangkat bahan bakar terpanas
Dari  Tabel  5  dan  Gambar  7  dan  8,  menunjukkan  bahwa  dibandingkan  dengan perangkat  bahan  bakar  rerata  maka  temperatur  tengah  meat  maksimum  perangkat  terpanas bernilai  16,01%  lebih  besar  dari  rerata,  sedangkan  untuk  perangkat  terdingin  lebih  kecil 37,67%,  demikian  juga  dengan  temperatur  kelongsong  bagian  luarnya,  maka  temperatur kelongsong  maksimum  untuk  perangkat  terpanas  lebih  besar  3,17%  sedangkan  untuk
perangkat  terdingin  lebih  rendah  7,98%  dibanding  temperatur  kelongsong  perangkat  rata- rata. Dari hasil tersebut menunjukkan bahwa temperatur terpanas dari meat dan kelongsong memiliki deviasi tidak terlalu besar dengan temperatur rerata, dibanding deviasi temperatur terdingin  dengan  temperatur  rerata  yang  besarnya  2,35  kali  deviasi  temperatur  panas  ke temperatur rerata.
Gambar 9. Peta distribusi faktor radial, temperatur tengah meat, temperatur kelongsong luar dan DNBR minimum dari ¼ teras AP1000.
Dari  hasil  analisis  termohidrolika  teras  menggunakan  kode  COBRA-EN,  dibuat gambar  peta distribusi  faktor radial,  tempeatur  tengah  meat,  temperatur  kelongsong  bagian luar dan  DNBR  minimum  yang  ditunjukkan  pada  Gambar  9.  Dari  gambar  di  atas di  mana distribusi faktor radial perangkat berkisar antara 0,436 – 1,279, diperoleh bahwa temperatur meat  maksimum  perangkat  bahan  bakar  berkisar  antara  507,95  –  945,45 o C,  temperatur permukaan  kelongsong  bahan  bakar  berkisar  302,15  –  338,75 o C  dan  DNBR  minimum berkisar 2,23 – 6,07, di mana perangkat bahan bakar posisi (kisi) H-8 merupakan perangkat terpanas (faktor radial 1,279) diperoleh temperatur tengah meat sebesar 945,5 o C, temperatur kelongsong  luar  sebesar  338,75 o C,  dan  DNBR  minimum  sebesar  2,23.  DNBR  minimum hasil  perhitungan  ini  berbeda  nilainya  dengan  kriteria  keselamatan  AP1000,  dikarenakan oleh  perbedaan  korelasi  DNBR  yang  digunakan,  di  dalam  perhitungan  dengan  kode COBRA-EN  digunakan  korelasi  W-3,  sedangkan  di  dalam  desain  AP1000  digunakan korelasi WRB-2M. Adapun kriteria keselamatan DNBR dengan menggunakan korelasi W-3 untuk tekanan sistem lebih besar dari 6,895 MPa adalah 1,30 [1] .
Analisis  Termohidrolika  Perangkat  Bahan  Bakar  Dengan  Kode  COBRA-EN  dan RELAP5.
Perbandingan  analisis  termohidrolika  pada  perangkat  bahan  bakar  AP1000 menggunakan kode COBRA-EN (model ½ perangkat atau 153 rod bahan bakar) dan kode RELAP5  (model  3  kelompok  dari  153  rod  bahan  bakar)  untuk  subkanal  terpanas  (faktor radial FR = 2,60) dari perangkat bahan bakar AP1000 pada daya nominal, ditunjukkan pada Tabel 6.
Tabel 6. Validasi data desain AP1000 dengan menggunakan kode COBRA-EN dan RELAP5 dengan temperatur masukan pendingin 279,44 o C AP1000 Desain COBRA-EN RELAP5 F Q 2,60 2,60 2,60 Temperatur T ( o C)
• T tengah meat maks
• T meat bag. luar, maks
• T clad bag. dalam, maks
• T clad bag. luar, maks
• T pendingin keluaran
- - - - 324,66 1591,65 583,55 392,85 348,65 329,42 (1,47%) - - - 576,85 324,51(-0,05%) Laju alir (kg/s) 0,30 0,30 (0,0%) 0,30 (0,0%) Fluks kalor q” (kW/m 2 ) • rerata • maksimum 628,71 1634,71 628,51 (-0,03%) 1634,13 (-0,04%) - 1601,0 (-2,06%) Koef.hantaran panas h (W/m 2 .K) - 61,281 - Pressure drop (kPa) • Sepanjang teras • Sepanjang  bahan  bakar aktif 275 -- 233,01 (-15,27%) 73,78 -- 73,3 DNBR min 2,80 2,418 (-13,54%) -
Jika  dibandingkan  hasil  perhitungan  dengan  kode  COBRA-EN  dan  RELAP5 terhadap data desain AP1000, diperoleh bahwa :
o Parameter desain yang divalidasi dengan kode COBRA-EN lebih lengkap dibanding kode RELAP5,
o Dari  hasil  perhitungan  temperatur  pendingin  keluaran  dengan  menggunakan  kode COBRA-EN dan RELAP-5 masing-masing diperoleh 329,42 o C (deviasi 1,47%) dan 324,51 o C (-0,05%). Dari kedua hasil tersebut diperoleh deviasi dalam rentang +1,5%. o Dari hasil perhitungan fluks panas maksimum dengan menggunakan kode COBRA- EN  dan  RELAP-5  masing-masing  diperoleh  1634,13  kW/m 2 (deviasi  -0,04%)  dan 1601,0  kW/m 2 (-2,06%).  Dari  dua  hasil  tersebut    diperoleh  deviasi  dalam  rentang kurang dari 2,1%.
o Hasil  perhitungan  temperatur  kelongsong  luar  maksimum  dengan  menggunakan kode COBRA-EN dan RELAP-5 masing-masing diperoleh 348,65 o C dan 576,85 o C (65,45%  lebih besar dibanding COBRA-EN).
o Adapun  DNBR  minimum  dengan  menggunakan  kode  COBRA-EN  diperoleh  2,418 (deviasi -13,54%). Hal ini disebabkan korelasi DNBR yang digunakan di dalam kode COBRA-EN  adalah  korelasi  W-3,  sedangkan  korelasi  DNBR  untuk  desain  adalah
korelasi WRB-2M. Kriteria keselamatan DNBR dengan menggunakan korelasi W-3 untuk tekanan sistem lebih besar dari 6,895 MPa adalah 1,30 [1] .
o Dari  hasil  tersebut  diperoleh  deviasi  temperatur  keluaran  pendingin,  laju  alir  dan fluks  panas  maksimum  dari  kedua  kode  terhadap  data  desain  berkisar  sekitar  2,1%. Hal  ini  menunjukkan  bahwa  kedua  model  perhitungan  subkanal  dengan  kode COBRA-EN dan RELAP5 sudah valid.

## KESIMPULAN
Dari  hasil  perhitungan  distribusi  laju  alir  teras  menggunakan  kode  CAUDVAP diperoleh  laju  alir  teras  aktif  sebesar  94,28%  (deviasi  0,19%),  laju  alir  guide  themble  dan core  barrel  sebesar  5,72%  (dev.  -3,05%)  dan  laju  alir  core  shroud  sebesar  0,55%  (dev. 9,98%),  hasil  perhitungan  penurunan  tekanan  (pressure  drop)  teras  dengan  menggunakan kode CAUDVAP diperoleh 271,53 kPa dan dengan kode COBRA-EN diperoleh 233,01 kPa, atau diperoleh perbedaan terhadap data desain AP1000 masing-masing sebesar -1,26% dan - 15,27%. Adapun hasil perhitungan penurunan tekanan sepanjang bahan bakar aktif dengan menggunakan  kode  CAUDVAP,  COBRA-EN  dan  RELAP5  diperoleh  masing-masing sebesar 76,01 , 73,78 dan 73,3 kPa.
Hasil perhitungan termohidrolika teras (analisis kanal) AP1000 dengan menggunakan kode  COBRA-EN  menunjukkan  bahwa  temperatur  meat  perangkat  bahan  bakar  berkisar antara 507,95 – 945,45 o C, temperatur permukaan kelongsong bahan bakar berkisar 302,15 – 338,75 o C  dan  DNBR  minimum  korelasi  W-3  berkisar  2,23  –  6,07,  lebih  konservatif dibandingkan  dengan  DNBR  minimum  korelasi  WRB-2M  sebesar  2,80.  Dalam  analisis subkanal terpanas dengan menggunakan kode COBRA-EN dan RELAP5 untuk temperatur pendingin  keluaran  masing-masing  diperoleh  329,42 o C  (deviasi  1,47%)  dan  324,51 o C  (- 0,05%)  dan  fluks  panas  maksimum  masing-masing  diperoleh  1634,13  kW/m 2 (deviasi  - 0,04%) dan 1601,0 kW/m 2 (-2,06%).
Dari  hasil  evaluasi  terhadap  parameter  desain  termohidrolika,  menunjukkan  bahwa perhitungan menggunakan kode CAUDVAP, COBRA-EN dan RELAP5 sudah valid.

## UCAPAN TERIMA KASIH
Ucapan  terimakasih  ditujukan  kepada  KNRT  dan  semua  pihak  yang  membantu penelitian  dapat  dikerjakan.  Penelitian  ini  adalah  bagian  dari  penelitian  yang  dibiayai  oleh Program  insentif  Peningkatan  Kesejahteraan  Peneliti  dan  Perekayasa  PI-PKPP)  Ristek dengan judul “Verifikasi dan Validasi Parameter Desain Termohidrolika Teras PLTN PWR 1000” Tahun 2011.

## DAFTAR PUSTAKA
1. AP1000  European  Design  Control  Document,  EPS-GW-GL-700  Revision  1: Westinghouse;  2009.  Chapter  4  Reactor,  p.  4.4-38.  Available  from  : http://www.ukap1000application.com/  doc_pdf_library.aspx .  Accessed  March  8,
2010.
2. Mishima  K.,  Thermal-Hydraulics  and  Safety  Analysis  of  Research  Reactor, Academic  Lecture.  FNCA  Workshop on Research  Reactor Utilization and Open Symposium, September 7-10, 2009; Hachinohe. Japan: NSRA; 2009.
3. Pablo  Abate,  Sergio  Paredes.  CAUDVAP  v2.60:  A  Computer  Program  for  the Calculus  of  Flow  Distribution  and  Pressure  Drop  in  Reactor  Core.  Argentina: Division Ingenieria Nuclear-INVAP; Printed 1996.
4. Basile  D.  COBRA-EN:  Code  system  for  themal-hydraulics  transient  analysis  of light  water  reactor  fuel  assemblies  and  cores.  US  DOE:  Radiation  Safety Information Computational Center; Printed 2010.
5. RELAP5 Code Development  Team. RELAP5/MOD3:  Code Manual, User Guide and  Input  Requirements,  NUREG/CR-5535-V2.  Washington  DC:  Idaho  National Engineering Laboratory; 1995.
6. Kundo Misaya. Practical  Work of  Relap5 Analysis. Japan: NSRA; 2008.
7. Darwis  Isnaini  M.  Penelitian  dan  Pengembangan  Karakteristik  Termohidrolika Teras  RSG-GAS.  Presentasi  Ilmiah  Jenjang  Peneliti  Madya;  19  Agustus  2004;
Jakarta, Indonesia. Serpong: P2TRR – BATAN; 2004.
8. Darwis  Isnaini  M.  Analisis  pada  Laju  Alir  Stringer  RSG-GAS.  Jurnal  Teknologi
Reaktor  Nuklir  Tri  Dasa  Mega,  Vol.  5,  No.  1,  Pebruari  2003.  P2TRR-BATAN; 2003. p.23-38
9. Darwis Isnaini M. Verifikasi  desain  geometri rod bahan bakar PWR1000 Tipikal buatan Mitsubishi dan Westinghouse. Prosiding Seminar Nasional TKPFN ke-16, 28 Juli 2010; Surabaya, Indonesia. Tangerang, PTRKN-BATAN; 2010. p.203-210.
10. Darwis  Isnaini  M.  Perbandingan  Desain  Termohidrolika  Sub-Kanal  AP1000-E Dan PWR1000 Tipikal. Prosiding Seminar Keselamatan Nuklir, 5 Agustus 2010;
Jakarta Indonesia. Jakarta, BAPETEN; 2010. p.284-294
11. Darwis  Isnaini  M.  Pemetaan  distribusi  suhu  dan  DNBR  pada  perangkat  bahan bakar AP1000-EU. Jurnal Teknologi Reaktor Tri Dasa Mega, Vol. 12, No. 2, Juni
2010. PTRKN-BATAN; 2010.  p.103-113.
12. Dibyo S., Susyadi, Juarsa M., Suroso. Validasi Pemodelan Test Section QUEEN- II  menggunakan  RELAP5.  Prosiding  Seminar  Nasional  TKPFN  ke-16,  28  Juli 2010; Surabaya, Indonesia. Tangerang,  PTRKN-BATAN; 2010. p.59-68.
13. Sukmanto  Dibyo,  Darwis  Isnaini  M.  Verifikasi  model  perangkat  bahan  bakar Reaktor PWR-1000. Prosiding Seminar TKPFN-17, 1 Oktober 2011; Yogyakarta,
Indonesia. Tangerang, PTRKN-BATAN; 2011. p.385-395.
14. Suroso,  Sukmanto  Dibyo,  Darwis  Isnaini  M.  Evaluasi    perbandingan  kinerja terrmohidrolika  sub-kanal  teras    PWR  1000  tipikal  dengan  AP-1000.  Prosiding Seminar  TKPFN-17,  1  Oktober  2011;  Yogyakarta,  Indonesia.  Tangerang,
PTRKN-BATAN; 2011. p.396-405.
15. Todreas  N,  Kazimi  MS.  Nuclear  Systems  II:  Elements  of  Thermal  Hydraulic Design. USA: Hemisphere Publishing Corporation; 1990.