## OPTIMASI DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR RISET INOVATIF DAYA TINGGI
Endiah Puji Hastuti, M. Subekti, Sukmanto Dibyo, M. Darwis Isnaini PTKRN-BATAN, Gedung 80 Kawasan PUSPIPTEK-Serpong, Tangerang Selatan, 15310 email: endiah@batan.go.id Diterima editor: 18 Agustus 2015 Direvisi editor: 31 Agustus 2015 Disetujui untuk publikasi: 10 September 2015

## ABSTRAK
OPTIMASI DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR RISET INOVATIF DAYA TINGGI. Implementasi reaktor inovasi telah diterapkan pada berbagai reaktor riset baru yang saat ini sedang dibangun.  Pada saat ini BATAN sedang merancang desain konseptual reaktor riset daya tinggi  yang  telah  masuk  pada  tahap  optimasi  desain.  Spesifikasi  desain  konseptual  reaktor  riset  inovatif adalah  reaktor  tipe  kolam  berpendingin  air  dan  reflektor  D 2 O.  Teras  reaktor  memiliki  kisi  5x5  dengan  16 bahan bakar dan 4 batang kendali. Teras reaktor berada di dalam tabung berisi D 2 O yang berfungsi sebagai posisi  iradiasi.  Daya  reaktor  50  MW  didesain  untuk  membangkitkan  fluks  neutron  termal  sebesar  5x10 14 n/cm 2 s.  Teras  reaktor  berbentuk  kompak  dan  menggunakan  bahan  bakar  U 9 Mo-Al  dengan  tingkat  muat uranium 7-9 gU/cm 3 . Desain termohidrolika yang mencakup pemodelan, perhitungan dan analisis kecukupan pendingin dibuat sinergi dengan desain fisika teras agar keselamatan reaktor terjamin. Makalah ini bertujuan menyampaikan hasil analisis perhitungan termohidrolika teras dan sistem reaktor riset inovatif pada kondisi tunak. Analisis dilakukan menggunakan program perhitungan yang telah tervalidasi, masing-masing adalah Caudvap, PARET-ANL, Fluent dan ChemCad 6.4.1. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa pembangkitan panas yang tinggi dapat dipindahkan tanpa menyebabkan pendidihan dengan menerapkan desain teras reaktor bertekanan,  di  samping  itu  desain  awal  komponen  utama  sistem  pembuangan  panas  yang  terintegrasi  telah dilakukan, sehingga konseptual desain termohidrolika RRI-50 dapat diselesaikan.
Kata kunci : reaktor riset inovatif, Caudvap, PARET-ANL, Fluent, ChemCad 6.4.1.

## ABSTRACT
THERMALHYDRAULIC  DESIGN  AND  COOLING  SYSTEM  OPTIMIZATION  OF  THE  HIGH POWER  INOVATIVE  RESEARCH  REACTOR. Reactor innovation has been implemented in a variety of new research reactors that currently are being built. At this time BATAN is designing a conceptual design of the high power research reactor which has entered the stage of design optimization. The conceptual design specifications of the innovative research reactor is a pool type reactor, water-cooled and reflected by D 2 O. The reactor core has a 5 x 5 grid with 16 fuels and 4 control rods, which is inserted into a tube containing D 2 O  as  an  irradiation  position.  Reactor  power  of  50  MW  is  designed  to  generate  thermal  neutron  flux  of 5x10 14 n/cm 2 s.  The  compact  core  reactor  is  using  U 9 Mo-Al  fuel  with  uranium  loading  of  7-9  gU/cm 3 . Thermal  hydraulic  design  includes  modeling,  calculation  and  analysis  of  the  adequacy  of  coolant  created synergy with the physical design of reactor safety. This paper aims to deliver the results of thermal hydraulic calculation  and  system  design  analysis  at  steady  state  condition.  The  analysis  was  done  using  various calculation programs that have been validated, i.e. Caudvap, PARET-ANL, Fluent and ChemCad 6.4.1. The calculation results show that the heat generation can be transfered without causing a two phase flow boiling by  applying  pressurized  reactor  core  design,  while  the  main  components  of  initial  design  system  with  an integrated  heat  dissipation  has  been  done,  to  complete  the  conceptual  design  of  the  RRI-50 thermalhydraulics.
Keywords : inovative research reactor, Caudvap, PARET-ANL, Fluent, ChemCad 6.4.1.

## PENDAHULUAN
BATAN  tengah  melaksanakan  kegiatan  litbang  teknologi  reaktor,  salah  satunya  adalah penyusunan  desain  konseptual  reaktor  riset  inovatif.  Ketentuan  desain  reaktor  riset  yang  akan dibuat  telah  dituangkan  dalam  dokumen  kriteria  pengguna  ( user  criteria  design, UCD)  Reaktor Riset Inovatif [1].  Implementasi reaktor inovasi telah diterapkan pada berbagai reaktor riset baru yang  saat  ini  telah  dan  sedang  dibangun.    Berbagai  upaya  dilakukan  untuk  memperoleh  fluks neutron yang tinggi dengan daya reaktor yang diupayakan rendah, seperti penggunaan teras reaktor dengan  susunan  bahan  bakar  yang  lebih  kompak,  dan  penggunaan  moderator  air  berat  D 2 O. Kecenderungan  teknologi  reaktor  sebagai  faktor  kunci  dari  aspek  desain  fisika  reaktor  yang digunakan pada reaktor riset inovatif baru antara lain adalah aspek bahan bakar nuklir, aspek daya dan aspek pemilihan jenis reflektor.
Ditinjau  dari  aspek  bahan  bakar  nuklir,  terdapat  kecenderungan  menggunakan  bahan  bakar U 3 Si 2 Al dengan pengayaan rendah 19,75% dan tingkat muat 4,8g U/cc, akan tetapi juga diantisipasi untuk  dapat  menggunakan  bahan  bakar  UMo  apabila  penelitian  mengenai  bahan  bakar  ini  telah dapat  diaplikasikan.    Bahan  bakar  yang  digunakan  antara  lain  berbentuk  pelat,  baik  pelat  persegi paralel,  kurva  paralel  maupun  pelat  silinder.    Reaktor  Jules  Horowitz  yang  sedang  dibangun  di Perancis oleh konsorsium Eropa ditujukan sebagai material testing reaktor, selain untuk memenuhi kebutuhan  radioisotop  Eropa.  Daya  reaktor  yang  dipilih  rata-rata  berskala  sedang,  20MW.    Agar diperoleh fluks neutron yang tinggi maka dipilih moderator sekaligus reflektor D 2 O. Reaktor jenis ini digunakan untuk keperluan yang lebih luas seperti uji material untuk reaktor temperatur tinggi, untuk  mendukung  tujuan  tersebut  dipilih  kombinasi  antara  daya  tinggi  dan  penggunaan  reflektor D 2 O.  Fluks neutron yang digunakan rata rata berorde 10 14 hingga 10 15 n/cm 2 s [1].
Reaktor  Riset  Inovatif  yang  konseptual  desainnya  dilakukan  BATAN  berupa  reaktor  tipe kolam bertekanan, berpendingin air ringan dengan reflektor air berat, D 2 O. Reaktor memiliki fluks neutron  termal  rerata  sebesar  5x10 14 n/cm 2 s.  Fluks  neutron  yang  tinggi  dicapai  melalui  konsep desain  teras  kompak  dimana  teras  dikelilingi  oleh  reflektor  yang  memiliki  fluks  neutron  tinggi, reflektor  ini  juga  berfungsi  sebagai  tempat  untuk  fasilitas  iradiasi.  Bahan  bakar  yang  digunakan adalah jenis molybdenum (U 9 Mo-Al) berpengayaan rendah (<20%) dengan tingkat muat 360 gram. Desain  reator  ini  ditujukan  untuk  menyiapkan  reaktor  baru  yang  berorientasi  pada  reaktor  masa depan mengikuti perkembangan teknologi reaktor terkini seperti dipersyaratkan pada dokumen [1].
Perhitungan  desain  neutronik  teras  reaktor  riset  inovatif  telah  mengerucut  pada  hasil optimalnya yang sesuai dengan dokumen UCD , melalui berbagai tahap pengujian desain alternatif. Seiring  dengan  capaian  tersebut,  maka  desain  termohidrolika  teras  reaktor  dan  sistem  juga  harus dioptimasi.  Analisis  kemampuan  pengambilan  panas  di  dalam  teras  reaktor  sesuai  desain  dengan konfigurasi bahan bakar yang dihasilkan. Hal ini akan menjadi umpan balik bagi desain konfigurasi teras reaktor, hingga diperoleh kesesuaian antara desain konfigurasi dan kemampuan pengambilan panasnya.
Penelitian  desain  reaktor  baru  mengenai  kemajuan  dan  arah  riset  termohidrolika  telah dilakukan.  Saha  P.  dkk.  (2013)  menyampaikan  hasil  panel  diskusi  para  ahli  mengenai  arah  riset termohidrolika  dan  pengembangan  PLTN  ke  depan,  yang  diselenggarakan  pada  konferensi NURETH-14  di  Toronto,  Canada,  September  2011.  Dalam  pertemuan  tersebut  dibahas  mengenai isu-isu  termohidrolika  terkait  dengan  pengoperasian  dan  perkembangan  reaktor  maju.  Isu  yang disampaikan  pada  konferensi  tersebut  bahwa pada  saat  ini  arah  penelitian  dan  pengembangan dalam bidang termohidrolika berlanjut terus. Litbang termohidrolika reaktor antara lain dilakukan dalam  bidang  eksperimental  dan  komputasi  untuk  pengoperasian  reaktor.  Hal  tersebut  dilakukan pada reaktor yang sedang dibangun, dan reaktor yang siap dioperasikan dalam jangka pendek, serta reaktor  Generasi  IV.  Dengan  peningkatan  kemampuan  komputasi,  pemodelan  komputasi  multi- fisika  dalam fine-scale ,  yang  dikopel  dengan  kode  analisis  sistem.  Hal  ini  diharapkan  mampu memberikan  jawaban  terhadap  berbagai  masalah    yang  menantang,  baik  pada  operasi  reaktor maupun desain reaktor maju [2].
Pengembangan  komputasi  termohidrolika  pada  reaktor  riset  baru  juga  banyak  dilakukan. Daesong  Jo  dkk.  (2014)  mengembangkan  program  perhitungan  termohidrolika  perangkat  bahan bakar  tipe  pelat  TMAP-1.0.  Pengembangan  dilakukan  untuk  menghitung  karakteristika
termohidrolika  dan  batas  termal  moda  pendinginan  konveksi  paksa  dan  konveksi  bebas  pada kondisi  tunak.  Analisis  dilakukan  pada  kanal  pendingin  bahan  bakar,  menggunakan  analisis  satu dimensi untuk memprediksi karakteristika termohidrolika dalam kanal bahan bakar. Pada konveksi paksa arah aliran ke bawah ( downward ), sedangkan pada moda pendinginan konveksi bebas arah aliran ke atas ( upward ). Kondisi terparah di dalam teras reaktor disimulasi dengan menggunakan faktor  teknis,  faktor  puncak  daya  aksial  dan  radial.  Marjin  termal  awal  pendidihan  inti  ( onset of nucleate  boiling, ONB),  dan  rasio  akhir  pendidihan  inti  ( departure  from  nucleate  boiling  ratio, DNBR).  Hasil  perhitungan  pada  moda  pendinginan  konveksi  paksa  dibandingkan  dengan  hasil eksperimental.  Untuk  analisis  pendinginan  konveksi  bebas,  kecepatan  pendingin  yang  dihasilkan dari  kesetimbangan  gaya  apung  dan  gaya  gesek  diprediksi  dari  hasil  analisis  program  TMAP-1.0 dibandingkan  dengan  program  RELAP5/MOD3.  Hasil  analisis  menunjukkan  kesesuain,  pada kondisi  konveksi  paksa  maupun  konveksi  alam  [3].  Sementara  itu Qing  Lu  dkk.  (2009) mengembangkan  program  Thac-PRR  untuk  perpindahan  panas  pada  bahan  bakar  jenis  pelat. Penyelesaian perpindahan panas menggunakan persamaan dasar konservasi massa, momentum dan energi, dengan korelasi faktor gesekan aliran, perpindahan panas dan sifat termo-fisika. Program ini juga  dapat  digunakan  untuk  menghitung  RIA  dan  LOFA,  serta  telah  dilakukan benchmarking dengan  IAEA 10mW MTR. Selain itu juga dilakukan benchmarking terhadap penyumbatan parsial (95%)  dan  jumlah  penyumbatan  satu  saluran  (100%).  Hasil  penelitian  menunjukkan  bahwa perlunya  mempertimbangkan  interaksi  antara  saluran  yang  tersumbat  dan  saluran  di  sampingnya pada  saat  transien  [4]. Barati  (2013)  mengevaluasi  fungsi  keandalan    teras Teheran  Research Reactor pada  operasi  normal  untuk memperoleh  data  kerusakan  yang  mencukupi  pada  kondisi operasi  yang  spesifik. Model interference resistance–stress atau load–capacity ,  digunakan  dalam kerangka keandalan struktur. Evaluasi dilakukan dengan program RELAP5/Mod 3.2 menggunakan metode Latin Hypercube Sampling ( LHS )  sebagai  metode  kuantifikasi.  Menurut  hasil  penelitian, dua kondisi kegagalan akan terjadi apabila kanal terpanas melampaui temperatur 65,1 o C dan 58,9 o C sedangkan kanal rerata 50,4 o C dan 45,6 o C, sebagai batas atas dan bawah. Sesuai hasil eksperimen nilai  keandalan  terhitung  sebesar 9.1e 01 dengan  tingkat  kepercayaan  95%,  hal  tersebut menunjukkan  bahwa  nilai  parameter  koefisien  perpindahan  panas  bahan  bakar  memberikan  efek signifikan  [5].  Ardaneh  (2013)  memprediksi  respon  dinamika  reaktor  MTR  mengikuti  RIA  tak terproteksi pada kondisi konveksi alam. Dengan cara menyamakan model parameter efek kinetika dan termohidrolika yang disederhanakan. Karakteristika keselamatan inheren pada reaktor riset tipe MTR  menggunakan  moda  pendinginan  konveksi  bebas  jelas  ditunjukkan  menggunakan  ekspansi model.  ONB  dipilih  sebagai  marjin  keselamatan  pengoperasian  reaktor,  dari  pemodelan  ini diperoleh insersi reaktivitas yang melebihi nilai 0,73$ akan menyebabkan terlampauinya nilai batas tersebut [6].
Selain  pembuatan  dan benchmarking kode  komputasi,  beberapa  peneliti  juga  melakukan eksperimen  termohidrolika  pada  reaktor  riset  berbahan  bakar  tipe  pelat. Dixita  dkk.  (2013) mempelajari  mengenai  penomena  instabilitas  aliran  pada  saat  reaktor start-up ,  menggunakan fasilitas  eksperimen  terskala.  Pengujian  dilakukan  pada  kondisi  tunak  dengan  dan  tanpa  umpan balik reaktivitas, dilakukan dengan tekanan sistem yang berbeda. Pada pengujian tersebut diperoleh aliran  pendingin  yang  stabil  di  berbagai  tingkat  daya  reaktor,  tanpa  memperhitungkan inlet kanal subcooling .  Untuk  daerah/ region aliran  yang  tidak  stabil  akan  berkurang  secara  signifikan  pada daerah  aliran  yang  bertekanan  tinggi  dibandingkan  pada  kasus  tekanan  rendah.  Sehingga  kondisi batas high subcooling menjadi tidak efektif. Kondisi batas subcooling yang tinggi tidak dipengaruhi oleh  umpan  balik reactivity void .    Ketika inlet subcooling menurun,  maka  daya  mulai  berosilasi dengan beberapa frequensi dan meningkatkan amplitudo osilasi kecepatan aliran.  Dari hasil studi diketahui  bahwa  daya  pendingin (coolant  power) dapat  berosilasi  karena  adanya  fraksi void . Dimana  sistem  dapat  stabil  atau  tidak  akan  bergantung  pada  waktu  konstan  batang  kendali  [7]. Sementara Jian Maa dkk. (2011) melakukan studi aliran fasa tunggal dan perpindahan panas pada kanal sempit persegi menggunakan air deionisasi sebagai fluida kerja. Studi ini dilakukan karena adanya beberapa perbedaan dengan teori konvensional. Parameter yang divariasikan adalah laju alir massa, temperatur inlet , dan fluks panas. Berdasarkan pada hasil pengukuran temperatur, laju alir masa, pressure  drop and  fluks  panas,  dilakukan  perhitungan  faktor  friksi  isotermal  dan  non- isotermal,  bilangan  Nusselt  lokal  dan  rerata.  Dari  hasil  tersebut  telah  dilakukan  pengembangan
korelasi  faktor  friksi  isotermal  dan  bilangan  Nusselt  rerata,  dimana  diperoleh  hasil  yang  sesuai dengan teori konvensional. Meskipun demikian nilai eksponen (m) untuk modifikasi efek variabel properti  perlu  dikembangkan  [8].  Jian  Zhang  dkk.  (2015)  mempelajari  mengenai  kapasitas pendinginan  sirkulasi  alam  melalui  eksperimental  di  reaktor  riset  universitas  Kyoto  (KURR), dengan  cara  mengukur  temperatur inlet dan outlet teras  dan  memasang  8  termokopel  pada outlet bahan  bakar  dengan  variasi  daya  10  kW  hingga  100  kW,  tanpa  aliran  pendingin.  Penelitian  ini bertujuan  untuk  mempelajari  distribusi  temperatur  ke  luar  teras  reaktor.  Hasil  pengukuran menunjukkan  adanya  kesesuaian  antara distribusi cross-sectional dengan  distribusi output termal elemen bakar dalam teras reaktor. Pencampuran antara air panas dan air dingin terjadi terjadi pada daerah 5 cm dari outlet teras [9].
Penelitian  mengenai  desain  RRI-50  telah  berlangsung  sejak  tahun  2011.  Sebelumnya  telah dilakukan  kajian  mengenai  analisis  distribusi  laju  alir  desain  teras  reaktor  riset  berbahan  bakar tingkat muat tinggi, dimana basis daya yang digunakan adalah 20 MW dengan berbagai konfigurasi teras alternatif [1]. Pada penelitian berikutnya dilakukan analisis aspek termohidrolika pada desain awal  bahan  bakar  reaktor  riset  inovatif  dengan  daya  tinggi.  Pada  penelitian  ini  karakteristika termohidrolika  teras  dianalisis  pada  daya  50  MW  dengan  menggunakan input berupa  asumsi dengan  variabel  tekanan,  laju  pendingin  dan  daya  reaktor  [1].  Seiring  dengan  hasil  yang  dicapai pada  optimasi  perhitungan  fisika  teras,  maka  analisis  yang  sinergis  harus  dilakukan  dengan optimasi  desain  termohidrolika  secara  menyeluruh  baik  teras  maupun  sistem  pendingin  reaktor. Makalah  ini  bertujuan  menyampaikan  hasil  desain  perhitungan  termohidrolika  teras  dan  sistem reaktor  riset  inovatif  pada  kondisi  tunak.  Fokus  kegiatan  tersebut  dilakukan  melalui  pemodelan, perhitungan  dan  analisis  meliputi  perhitungan  (a)  distribusi  pendingin  pada  konfigurasi  teras reaktor  terpilih,  (b)  analisis  keselamatan  termohidrolika  teras,  (c)  profil  perpindahan  panas  pelat elemen bakar  3D, dan (d) desain sistem pendingin RRI. Analisis dilakukan menggunakan program perhitungan  yang  telah  tervalidasi,  masing-masing  adalah  Caudvap,  PARET-ANL,  Fluent  dan ChemCad 6.4.1.

## TEORI

## Konfigurasi Teras Reaktor Riset Inovatif
Parameter  utama  desain  konseptual  reaktor  riset  inovatif  adalah  reaktor  tipe  kolam berpendingin  air  bertekanan  dan  menggunakan  reflektor  D 2 O.  Teras  reaktor  memiliki  kisi    5x5 dengan 16 bahan bakar dan 4 batang kendali dan 5 kolom air. Elemen teras berisi 16 buah elemen bakar , 4  elemen  kendali,  dan  5  buah  kolom  air  di  dalam  teras,  dengan  panjang  bahan  bakar  dan kendali masing-masing 70 cm. Jumlah pelat elemen bakar dalam 1 elemen bakar adalah 21 pelat, sedangkan  jumlah  pelat  di  dalam  elemen  kendali  adalah  15  pelat.  Pada  desain  elemen  kendali masing-masing  3  pelat  yang  berada  di  pinggir,  diganti  dengan absorber berbentuk  persegi.  Teras reaktor  berada  di  dalam  tabung  berisi  D 2 O  yang  sekaligus  berfungsi  sebagai  posisi  iradiasi  yang ditunjukkan pada Gambar 1. Konfigurasi elemen teras berbentuk kompak. Diameter teras aktif 40 cm dengan diameter reflektor tabung D 2 O sebesar 2 m dengan tinggi 1,5 m dan diameter kolam 5 m. RRI  menggunakan  bahan  bakar  U 9 Mo-Al  dengan    tingkat  muat  360  g, fuel  loading 6,6  kg  dan menggunakan  batang  kendali  Ag-In-Cd  tipe follower .  Kerapatan  uranium  untuk  teras  RRI menggunakan nilai kerapatan rendah, karena kalau melebih kerapatan tersebut nilai margin padam minimum kurang dari batas -0,5% Δ k/k [1,10].
Gambar 1. Konseptual desain konfigurasi teras RRI [10].

## Sistem Pendingin Reaktor Riset Inovatif
Untuk  mempertahankan  pendinginan  sirkulasi  paksa  selama  operasi  normal,  sistem pendingin  primer  dilengkapi  dengan  3  pompa  sentrifugal  (dua  pompa  beroperasi,  dengan  satu pompa standby ). Pompa-pompa tersebut mengalirkan air pendingin primer dengan arah ke bawah ke  dalam  teras  reaktor  melalui hotleg ,  dan  selanjutnya  menuju  ke  tangki  tunda  ( delay chamber ). Tangki tunda didesain untuk mampu meluruhkan radioisotop N-16 pada tingkat aman. Pendingin primer  keluar  dari  tangki  tunda  kemudian  memindahkan  panasnya  ke  penukar  panas  ( heat exchanger )  dan  kembali  ke  kolam  reaktor  melalui  ring  distributor,  dari  ring  distributor  ini  air disemprotkan ke dalam teras reaktor.
Untuk menjamin kecukupan pendingin saat pengambilan panas sisa akibat kehilangan aliran pendingin  ( loss  of  flow  accident, LOFA),  pompa  dilengkapi  dengan  roda  gila  ( fly  wheel ).  Di samping  itu  mengingat  panas  peluruhan  ( decay heat )  masih  cukup  besar  maka  sistem  pendingin teras  darurat  harus  beroperasi  secara  otomatis.  Untuk  menjamin  agar  teras  reaktor  tergenang  air pendingin  ketika  terjadi  kehilangan  pendingin (loss  of  coolant  accident,  LOCA) ,  pipa suction sistem primer dilengkapi dengan antisiphon break equipment . Instalasi antisiphon break equipment di dalam pipa suction didesain sedemikian rupa, sehingga pada kejadian kecelakaan apapun, reaktor selalu  tergenangi  oleh  air.    Di  samping  itu,  pada  kondisi  normal,  laju  alir  ke  dalam  teras  reaktor akan  berefek  secara  signifikan.    Untuk  memenuhi  hal  ini,  pipa suction dilengkapi  dengan  pipa antisiphon [10].

## METODOLOGI

## Program Perhitungan
Analisis  termohidrolika  ini  melibatkan  empat  program  perhitungan  yang  telah  tervalidasi yaitu  CAUDVAP,  PARET-ANL,  FLUENT  dan  CHEMCAD.  Program  CAUDVAP  moda  2.60 dikembangkan  untuk  desain  hidrolika  teras  reaktor  riset.    Program  ini  menghitung  distribusi kecepatan  aliran  kondisi  tunak  melalui  berbagai  kanal  pendingin  yang  saling  terkoneksi,  secara paralel,  antara plenum inlet dan outlet .  Parameter  hasil  hitungan  berupa pressure drop total  teras reaktor  dengan input  flow total,  distribusi  aliran  di  berbagai  kanal  pendingin  dan  gesekan  serta hilang aliran di setiap bagian aliran.
Program  komputer  PARET-ANL  merupakan  program  yang  dirancang  untuk  memprediksi kejadian dan akibat dari suatu kecelakaan teras reaktor pada kondisi tunak dan transien. Program
ini  menggabungkan  aspek-aspek  neutronik,  hidrodinamik  dan  perpindahan  panas.  Paket  program PARET-ANL dapat digunakan untuk memodelkan reaktor dalam bentuk geometri silinder ataupun persegi. Daerah teras reaktor dapat dibagi menjadi tiga bagian dengan masing-masing tingkat daya aliran pendingin yang berbeda. Pada masing-masing daerah, ke arah radial dapat direpresentasikan sebanyak  44  titik,  sedangkan  ke  arah  aksial  sampai  21  titik  aksial  yang  merepresentasikan perbedaan rapat daya yang berbeda.
FLUENT  adalah  program  perhitungan  dinamika  fluida  tiga  dimensi  ( computational  fluid dynamic 3 dimension, CFD-3D) berbasis volume hingga (finite volume) yang mampu memprediksi dan  menganalisis  fenomena  dinamika  aliran  fluida  secara  teliti  dan  memberikan  visualisasi  yang baik.
CHEMCAD  6.4.1  adalah  program  perhitungan  yang  digunakan  untuk  mendesain  proses dalam  suatu  instalasi  industri. S oftware simulasi  dilengkapi  dengan  pustaka  komponen  kimia, metode  termodinamika,  beberapa  standar  internasional  untuk  desain  dan  bahan  untuk  membuat ukuran  sebuah  penukar  panas,  pemipaan  dan  unit  operasi.  Program  ini  memungkinkan  dilakukan simulasi steady-state dari  proses  kimia  yang  berkesinambungan  dari  skala  laboratorium  ke  skala penuh. CHEMCAD  6.4.1  juga memungkinkan  perhitungan  sifat  fisik  dan  kesetimbangan  fasa untuk komponen murni dan campuran.

## Input Data
Input data  yang  digunakan  dalam  perhitungan  CAUDVAP,  PARET-ANL  dan  FLUENT berupa  data  geometri  teras  dan  elemen  teras  seperti  ditunjukkan  pada  Tabel  1,  sedangkan  data parameter  termohidrolika  ditunjukkan  pada  Tabel  2.  Desain  sistem  pendingin  RRI-50, menggunakan data hasil perhitungan kecukupan pendingin untuk memindahkan panas dari sistem pendingin primer ke sistem pendingin sekunder.
Tabel 1. Data geometri perangkat bahan bakar dan batang kendali reaktor RRI [10].
No.  PARAMETER NILAI 1 Jumlah elemen bakar standar di dalam teras : 16 2 Pelat elemen bakar per elemen bakar standar : 21 3 Jumlah elemen bakar kendali pada teras : 4 4 Pelat elemen bakar per elemen bakar kendali : 15 5 Dimensi elemen bakar standar (EB) dan kendali (EK), mm : 77,1 × 81 × 700 6 Ketebalan pelat bahan bakar, mm : 1,3 7 Lebar kanal pendingin, mm : 2,55 8 Jumlah pelat bahan bakar di EB : 21 9 Jumlah pelat bahan bakar di EK : 15 10  Material kelongsong : AlMg 2 11  Material pelat sisi : AlMg 1 12  Ketebalan kelongsong bahan bakar, mm : 0,38 13  Dimensi zona aktif ( meat ), mm : 0,54 × 62,75 × 700 14  Material bahan bakar : U 9 Mo-Al 15  Pengkayaan, % : 19,75 16  Muatan massa 235 U, g : 360 17  Material penyerap : Ag-In-Cd 18  Ketebalan penyerap, mm : 3,38 19  Material kelongsong penyerap : SS-321 20  Ketebalan kelongsong penyerap : 0,85 21  Tebal meat, cm : 0,054 22  Tebal kelongsong, cm : 0,038 23  Lebar kanal pendingin, cm : 0,255 24  Dimensi kisi teras, cm × cm : 8,1 × 7,71
Tabel 2. Data input perhitungan termohidrolika RRI [10]. No.  PARAMETER NILAI 1 Pembangkitan panas di teras reaktor, MW :  50,0 2 Tekanan pendingin ke teras, kgf/cm 2 :  8,0 3 Temperatur pendingin masuk ke teras, °C :  40,5 4 Laju alir pendingin ke teras, kg/det. :  900 Faktor-faktor puncak daya 5 Faktor puncak daya radial, FR :  1,832 6 F cool :  1,167 7 F film :  1,200 8 F hflx :  1,200 9 F kelongsong , F bond , F meat :  1,000 10 Faktor puncak daya aksial, F A :  1,200 Data bahan bakar, U 9 Mo-Al 11 ρ , g/cm 3 : 16,336 (Porositas 18%) 12 Cp, J/g.°C : 0,145 13 k, W/cm.°C : 0,22 Kelongsong, Al Mg 2 14 ρ , g/cm 3 :  2,70 15 Cp, J/g.°C :  0,961 16 k, W/cm.°C :  2,16

## HASIL DAN PEMBAHASAN

## Hasil Perhitungan Laju Alir Teras
Desain  termohidrolika  teras  RRI-50  bertujuan  menyediakan  pendinginan  yang  cukup,  agar daya  reaktor  yang  dibangkitkan  untuk  menghasilkan  fluks  neutron  sesuai  UCD  terjamin keselamatannya.  Desain  kecukupan  laju  alir  teras  RRI-50  diperlukan  guna  mendinginkan  bahan bakar.  Distribusi  laju  alir  sesuai  dengan  konfigurasi  tersebut  diperoleh  dari  hasil  perhitungan CAUDVAP.  Hasil  perhitungan  menunjukkan  bahwa  untuk  mendinginkan  pembangkitan  daya sebesar 50 MW, agar dapat menghasilkan fluks neutron rerata sebesar 5E10 14 n/cm 2 .s, diperlukan laju  alir  sebesar  900  kg/s.  Laju  alir  tersebut,  terbagi  dengan  fraksi  sebesar  84,9%  atau  764  kg/s melalui kanal bahan bakar dan elemen kendali, sedangkan sisanya 15,1% atau 136 kg/s melalui 5 kolom  air  di  teras  reaktor.  Laju  alir  sebesar  ini  akan  menghasilkan  kecepatan  pendingin  di  sisi outlet bahan bakar sebesar ~10 m/s. Laju alir di dalam teras reaktor dapat diatur dengan mengatur besarnya aliran pendingin yang melalui kolom air menggunakan sumbat (plug) di sisi outlet .

## Hasil Perhitungan Termohidrolika Kondisi Tunak di Teras Reaktor
Panas  hasil  fisi  di  dalam  bahan  bakar  dipindahkan  secara  konduksi  ke  kelongsong  dan selanjutnya dipindahkan secara konveksi paksa ke pendingin, dengan arah aliran dari atas ke bawah. Perhitungan parameter termohidrolika pada kondisi tunak dilakukan dengan menggunakan program PARET-ANL. Distribusi faktor puncak daya aksial dan radial yang digunakan sebagai salah satu input telah menggunakan hasil perhitungan neutronik untuk bahan bakar U 9 Mo-Al dengan tingkat muat 3,66 gr U/cc. Selain itu juga telah memperhitungkan faktor ketidakpastian dan best estimate untuk  memperhitungkan  faktor-faktor  ketidakpastian hot-spot nuklir  dan  teknis, F N dan F E. Kombinasi  faktor-faktor  tersebut  akan  menghasilkan overall  hot-spot  factor , F ,  yang direpresentasikan sebagai kanal terpanas.
Hasil perhitungan termohidrolika kondisi tunak ditunjukkan pada Tabel 3 dan Gambar 2, 3 dan  4.    Tabel  3  menampilkan  hasil  perhitungan  parameter  termohidrolika  pada  kondisi  tunak menggunakan  program  perhitungan  PARET-ANL  dan  program  komputasi  dinamika  fluida FLUENT, menggunakan input yang sama. Tabel 3 juga menampilkan hasil perhitungan parameter termohidrolika pada kanal terpanas. Gambar 2 menampilkan profil distribusi temperatur pendingin dan  bahan  bakar  pada  kanal  terpanas  sepanjang  arah  aksial,  dan  nilai  temperatur  terjadinya  akhir pendidihan  inti,  serta  terjadinya  aliran  2  fasa.  Tampak  bahwa  temperatur  kelongsong  pada  kanal
terpanas belum mencapai temperatur dua fase maupun temperatur akhir pendidihan inti meskipun delta  temperaturnya  relatif  kecil  (17,27 o C).  Gambar  3  menampilkan  distribusi  fluks  panas  dan marjin  keselamatan  terhadap  rasio burn out .  Distribusi  pembangkitan  fluks  panas  persatuan  luas cukup tinggi, dengan fluks maksimum sebesar 5.90E+06 W/m 2 .  Hal ini menyebabkan panas yang harus  dipindahkan  dalam  kanal  pendingin  menjadi  besar,  sehingga  sebagai  konsekuensinya  akan memerlukan  kecepatan  pendingin  yang  tinggi.  Hasil  perhitungan  PARET-ANL  menunjukkan kecepatan  aliran  di  dalam  kanal  pendingin  mencapai  9,76  m/detik.  Temperatur  kelongsong  yang bersinggungan  langsung  dengan  pendingin,  masing-masing  sebesar  114,20 o C  dan  164,54 o C. Temperatur  ini  memiliki  marjin  yang  cukup  besar  terhadap  temperatur  dua  fasa  maupun  akhir pendidihan  inti  karena  reaktor  beroperasi  menggunakan  tekanan  8  bar.  Gambar  4  menampilkan hasil perhitungan perbedaan temperatur pada kanal rerata dan kanal terpanas. Dari gambar tersebut tampak  terdapat  perbedaan  yang  signifikan  pada  setiap  zona  mulai  dari  zona  tengah  bahan  bakar ( meat )  hingga  ke  zona  aliran  pendingin.  Perbedaan  ini  disebabkan  karena  penggunaan  faktor ketidakpastian  yang  berasal  dari  faktor  fabrikasi  dan  kesalahan  perhitungan,  meskipun  demikian masih terdapat delta antara temperatur kelongsong dan temperatur dua fasa.
Tabel 3. Hasil perhitungan termohidrolika menggunakan PARET-ANL dan FLUENT
PARAMETER KANAL RERATA KANAL TERPANAS PARET-ANL FLUENT PARET-ANL Daya reaktor, MW : 50 50 50 Tekanan inlet , kg/cm 2 : 8 8 8 Laju alir ke teras reaktor, kg/detik 900 900 900 Temperatur inlet , o C : 44,5 44,5 44,5 Temperatur outlet , o C : 70,14 61,93 91,38 Temperatur permukaan kelongsong luar, o C : 114,20 108,44 164,54 Temperatur permukaan meat, o C : 120,94 110,38 176,89 Temperatur meat maks., o C : 123,52 120,06 181,61 Kecepatan pendingin, m/detik : 9,76 - 9,76 Perbedaan temperatur i/o, o C : 25,64 17,43 Fluks panas, W/cm 2 : 244,97 448,85 Burn-out rasio : - - 2,01 Instabilitas aliran : - - 8,45
Tabel 4. Perbandingan hasil perhitungan temperatur maksimum pada kanal rerata dan terpanas
Temperatur Meat bb. Permukaan bb.  Kelongsong Pendingin dua fasa DNB ( o C) ( o C) ( o C) ( o C) ( o C) ( o C) Kanal terpanas 181,61 176,89 164,54 91,38 181,81 212,49 Kanal rerata 123,52 120,94 114,20 70,14 178,94 212,49
Gambar 2. Distribusi temperatur sepanjang arah aksial bahan bakar
Gambar 3. Distribusi fluks panas dan rasio burn out sepanjang arah aksial bahan bakar 0.00 50.00 100.00 150.00 200.00 250.00 0 10 20 30 40 50 60 70 T emp er atu r (oC ) Tinggi aksial bahan bakar (cm) T. Pendingin (DEG. C) T. Kelongsong (DEG. C) T. dua fasa (DEG. C) T.permukaan DNB (DEG. C) 0.00E+00 1.00E+06 2.00E+06 3.00E+06 4.00E+06 5.00E+06 6.00E+06 7.00E+06 0 0.5 1 1.5 2 2.5 0 10 20 30 40 50 60 70 F lu k s p an as (W/ m2)
R as io Bu rn t-ou t, BR (-) Tinggi aksial bahan bakar (cm) BR (-) Fluks panas (W/M**2)

## Gambar 4. Perbedaan temperatur pada kanal rerata dan kanal panas di setiap zona

## Hasil perhitungan profil temperatur pelat dan pendingin menggunakan CFD
Untuk  menghitung  dan  menampilkan  visualisasi  distribusi  temperatur  sepanjang  pelat  dan kanal  pendingin  bahan  bakar  digunakan  program  perhitungan  CFD-FLUENT.  Perhitungan  CFD- FLUENT  memodelkan  subkanal,  sebagai input digunakan  sumber  panas  dengan  densitas  panas 1500  W/cc  dalam meat dan  kecepatan  aliran  panas  sebesar  9,76  m/s  atau  setara  dengan  laju  alir teras  sebesar  900  kg/jam.    Gambar  5  menampilkan  distribusi  temperatur  dalam  subkanal  elemen bakar RRI. Gradasi warna pada visualisasi seluruh temperatur pada perhitungan ini berkisar antara 44,5 o C  hingga  122 o C,  yang  merepresentasikan  temperatur inlet pendingin  hingga  temperatur maksimum  tengah  bahan  bakar  ( center  meat ).  Gambar  5  menampilkan  visualisasi  temperatur subkanal aktif sepanjang 70 cm, terlihat bahwa temperature di sisi inlet mengalami peningkatan ke arah sisi outlet , sesuai dengan pembangkitan panas yang tidak saja ke arah radial, melainkan juga ke arah aksial.
Temperatur  maksimum  pada  tengah meat ,  kelongsong  dalam,  kelongsong  luar  dan  air pendingin  masing-masing  sebesar  120,06 ° C;  110,38 ° C;  108,44 ° C  dan  61,93 ° C.  Dengan  asumsi temperatur  masukan  sebesar  44,5 ° C;  perbedaan  temperatur  luaran  ( Δ T)  mencapai  17,43 ° C.  Pada kanal  rerata  dimana  faktor  kanal  panas  dianggap  sama  dengan  satu,  hasil  perhitungan  temperatur antara  PARET-ANL  dan  FLUENT  menunjukkan  hasil  yang  cukup  berkesesuaian.  Perbedaan terjadi  pada  temperatur  keluaran  kanal  pendingin,  kelongsong  dan  tengah  bahan  bakar,  masing- masing  sebesar  11,7%;  5,04%  dan  2,8%.  Penyelesaian  persamaan  perpindahan  panas  dari  bahan bakar  tipe  pelat  ke  kelongsong  dan  ke  subkanal  pendingin  pada  pelat  paralel  persegi,  yang digunakan  antara  program  PARET  ANL  dan  FLUENT  adalah  sama.  Perbedaan  terjadi  pada pemodelan,  dimana  program  PARET  ANL  merupakan  program  2  dimensi  yang  menganggap seluruh aliran pendingin  digunakan untuk mengambil panas yang dibangkitkan oleh bahan bakar. Sementara  itu  program  3  dimensi  FLUENT  hanya  menganggap  lapisan  pendingin  yang bersinggungan  langsung  dengan  kelongsong  pelat  bahan  bakar,  yang  mengambil  panas  yang dibangkitkan,  sehingga  hasil  perhitungan  FLUENT  memberikan  temperatur  yang  lebih  tinggi. Meskipun demikian hasil kedua perhitungan ini memiliki perbedaan yang relatif kecil seperti telah dijelaskan di atas.
0.00 50.00 100.00 150.00 200.00 250.00 T emp er atu r (oC ) Kanal terpanas Kanal rerata
Rentang 44,5-122 ° C T-max = 120,06 ° C T-max = 110,38 ° C T-max = 108,44 ° C T-max = 61,93 ° C Center meat Kelongsong dalam Kelongsong luar Air pendingin Gambar 5. Distribusi temperatur dalam subkanal elemen bakar RRI-50

## Hasil Perhitungan Sistem Pendingin RRI-50
Untuk  mempertahankan  pendinginan  sirkulasi  paksa  selama  operasi  normal,  sistem pendingin  primer  dilengkapi  dengan  3  pompa  sentrifugal  (dua  pompa  beroperasi,  dengan  satu pompa standby ),  untuk  mendinginkan  panas  yang  dibangkitkan  oleh  pelat-pelat  bahan  bakar, dengan daya total 50 mW. Pompa-pompa tersebut mengalirkan air pendingin primer dengan arah ke  bawah (downward) ke  dalam  teras  reaktor  melalui hotleg ,  dan  selanjutnya  ke delay chamber . Desain  tangki  tunda  ( delay  chamber) harus  mampu  meluruhkan  radioisotop  N-16  pada  tingkat aman. Pendingin primer keluar dari delay chamber kemudian memindahkan panasnya ke penukar panas (heat exchanger) dan kembali ke kolam reaktor melalui ring distributor. Dari ring distributor air  disemprotkan  ke  dalam  teras  reaktor.  Sementara  itu  untuk  mempertahankan  temperatur  air pendingin sekunder, maka panasnya di buang ke menara pendingin secara langsung.
Dalam desain sistem pendingin RRI-50 dilakukan penetapan parameter kunci yang diperoleh dari hasil desain keselamatan teras reaktor, yaitu harus mampu memindahkan panas sebesar 50 mW tanpa  terjadi  pendidihan  atau  aliran  dua  fase  pada  pengoperasian  reaktor,  baik  pada  moda pendinginan  konveksi  paksa  maupun  konveksi  alam,  serta  tersedianya  sistem  pendingin  darurat apabila diperlukan. Desain sistem pendingin RRI-50 dilakukan dengan program ChemCAD 6.1.4., program  ini  menghitung  kesetimbangan  neraca  massa  dan  neraca  panas  mulai  dari  teras  reaktor hingga menara pendingin. Untuk itu perlu ditetapkan terlebih dulu jalur sistem pendingin dengan mempertimbangkan  prinsip  redundansi,  dan  diversifikasi  yang  merupakan  prinsip  keselamatan yang dianut dalam desain reaktor nuklir, seperti yang ditunjukkan pada Tabel 5.
Contours of Static Temperature (c) FLUENT 6.3 (3d, dp, pbns, ske) Oct 08, 2014 1.22e+02 1.18e+02
1.14e+02 1.10e+02 1.07e+02 1.03e+02 9.88e+01 9.49e+01 9.10e+01 8.71e+01 8.33e+01 7.94e+01 7.55e+01 7.16e+01 6.78e+01 6.39e+01 6.00e+01 5.61e+01 5.23e+01
4.84e+01 4.45e+01 Z Y X
Contours of Static Temperature (c)
FLUENT 6.3 (3d, dp, pbns, ske) Oct 08, 2014
1.22e+02 1.18e+02 1.14e+02 1.10e+02 1.07e+02 1.03e+02 9.88e+01 9.49e+01 9.10e+01 8.71e+01 8.33e+01 7.94e+01 7.55e+01 7.16e+01 6.78e+01 6.39e+01 6.00e+01 5.61e+01 5.23e+01
4.84e+01
4.45e+01
Z Y X
Contours of Static Temperature (c)
FLUENT 6.3 (3d, dp, pbns, ske) Oct 08, 2014 1.22e+02 1.18e+02 1.14e+02
1.10e+02 1.07e+02 1.03e+02 9.88e+01 9.49e+01 9.10e+01 8.71e+01 8.33e+01 7.94e+01 7.55e+01 7.16e+01 6.78e+01 6.39e+01 6.00e+01
5.61e+01 5.23e+01 4.84e+01 4.45e+01 Z Y X
Contours of Static Temperature (c)
FLUENT 6.3 (3d, dp, pbns, ske) Oct 08, 2014 1.22e+02 1.18e+02
1.14e+02 1.10e+02 1.07e+02 1.03e+02 9.88e+01 9.49e+01 9.10e+01 8.71e+01 8.33e+01 7.94e+01 7.55e+01 7.16e+01 6.78e+01 6.39e+01 6.00e+01
5.61e+01 5.23e+01 4.84e+01 4.45e+01 Z Y X
Contours of Static Temperature (c)
FLUENT 6.3 (3d, dp, pbns, ske) Oct 08, 2014
1.22e+02
1.18e+02
1.14e+02 1.10e+02 1.07e+02 1.03e+02 9.88e+01 9.49e+01 9.10e+01 8.71e+01 8.33e+01 7.94e+01 7.55e+01 7.16e+01 6.78e+01 6.39e+01 6.00e+01
5.61e+01 5.23e+01
4.84e+01 4.45e+01
Z Y X
Tabel. 5. Batasan desain sistem pendingin RRI-50 [10]. No.  Parameter Nilai 1 Daya reaktor / panas yang dipindahkan dari teras reaktor, mW :  50 2 Temperatur inlet teras reaktor, o C :  44,5 3   Tekanan operasi reaktor, bar :  8 4 Laju alir sistem pendingin primer, kg/s  :  900
5 Temperatur wet-bulb udara, o C :  28 6 Jumlah pompa pendingin primer, unit :  2 (+ 1 pompa stand by ) 7 Kapasitas masing masing pompa pendingin primer, % :  50 8 Jumlah heat exchanger, unit :  2 (+1 HE redundan t) 9 Jenis heat exchanger : Shell and tube 10  Kapasitas masing masing HE, % :  50 11  Jumlah menara pendingin, unit :  5
Proses  sistem  pendingin  utama  pada  RRI-50  berdasarkan  kebutuhan  pendingin  seperti dijelaskan  pada  analisis  penentuan  parameter  termohidrolika,  didesain  dengan  menggunakan program perhitungan ChemCAD 6.1.4. Dalam desain ini, sistem pendingin hanya dititik-beratkan pada jalur utama sistem pendingin saja, sehingga belum melibatkan sub-sistem pendingin reaktor.
Neraca massa dan neraca panas untuk desain sistem dan komponen RRI-50 ditunjukkan pada Gambar  6  dan  Tabel  6.  Pada  gambar  tersebut  ditunjukkan  desain  diagram  alir  proses  sistem pendingin primer dan sekunder reaktor RRI-50.  Pada gambar tersebut, terdapat 2 jalur pendingin yang  dilengkapi  dengan  2  unit  komponen  penukar  panas  dan  4  unit  menara  pendingin.  Desain pendingin reaktor juga didukung dengan satu jalur cadangan sebagai sistem pendingin redundant yang  berfungsi  sebagai back-up .  Menara  pendingin  didesain  memiliki  kemampuan  pembuangan panas  sebesar  50,320  MJoule/s,  sedangkan  berdasarkan  hasil  simulasi  menggunakan    ChemCad 6.4.1  terdapat  panas  tambahan  sebesar  0,262  MJoule/s  yang  berasal  dari  putaran  pompa-pompa sirkulasi.
Untuk  meluruhkan  radioisotop  N-16  yang  terlarut  dalam  pendingin  maka  sistem  pendingin RRI-50  dilengkapi  dengan  tangki  tunda.  Tangki  didesain  berupa  silinder  yang  di  partisi  dengan penghalang  aliran  ( baffle )  agar  waktu  tinggal  air  di  dalam  tangki  tunda  memenuhi  waktu  yang disyaratkan untuk meluruhkan N-16. Pompa sirkulasi sistem pendingin primer dan sekunder (No.: 4,5,16,17)  dengan  tipe  jenis  sentrifugal  1 stage 3550  RPM  dengan head 20,7  m.  Alat  penukar panas( heat exchanger )  tipe shell-tube (No.:  18  dan  19)  beban  panas  25,03  MJoule/s  dengan  luas perpindahan panas sebesar 1336,4 m 2 [11], dan menara pendingin (No.: 12,13,14,15) jenis Induced draft  tower yang  beroperasi  dalam  2  jalur  sistem  pendingin.    Adapun  jalur  pendingin  cadangan sebagai  sistem  redundansi  dilengkapi  dengan  unit  pompa  (No.  7)  penukar  panas  (no.20)  dan menara  pendingin  (no.  21),  jalur  ini  juga  diintegrasikan  dengan  jalur  lainnya  melalui  pengaturan katup-katup.
Tabel  6  menampilkan  neraca  bahan  dan  panas  desain  sistem  pendingin  RRI-50  setiap komponen  di  sisi inlet dan outlet, adanya  asumsi  bahwa  tidak  terjadi  kehilangan  panas (proses adiabatis) pada  komponen  dan  pipa,  menyebabkan  temperatur  aliran  keluar  dari  satu  komponen dan  masuk  ke  komponen  berikutnya  sama.  Sedangkan  adanya  reduksi  dan  ekspansi  luas penampang,  beda  ketinggian  serta  turbulensi  di  dalam  komponen  reaktor  dan  sistem  pendingin menyebabkan adanya beda tekanan aliran seperti ditunjukkan pada Tabel 6.
Gambar 6. Desain Diagram Alir Proses Sistem Pendingin RRI-50 [11].
Tabel 6. Neraca massa dan panas desain sistem pendingin RRI-50. No.  Komponen Parameter T in( o C) T out( o C)   P in (bar) P out (bar)  W in(kg/s) W out(kg/s) 1 Teras reaktor 44,5 57,8 9 7,5 900,2 900,2 2 Tangki tunda 57,8 57,8 7,5 7,5 900,2 900,2 3 2 Pompa pendingin sekunder (setiap pompa) 57,8 57,85 7,5 9,5 450,1 450,1 4 2 Penukar panas (HE) tipe Shell&Tube (setiap HE) 57,85 42,1 9,5 2,4 451,5 450 5 Menara pendingin (2 jalur) 42,1 33,05 2,4 2,8 667 667

## KESIMPULAN
Desain termohidrolika dan sistem reaktor riset inovatif yang terintegrasi, mulai dari teras, HE hingga  menara  pendingin  serta  tangki  tunda  untuk  peluruhan  N-16  pada  kondisi  tunak  berhasil dilakukan.  Pembangkitan  panas  yang  tinggi  (50  mW)  dapat  dipindahkan  tanpa  menyebabkan pendidihan atau aliran dua fase, dengan menerapkan desain teras reaktor bertekanan. Desain RRI- 50  perlu  dilanjutkan  ke  tahap  desain  dasar (basic  design) ,  hingga  diperoleh Basic  Engineering Design .

## UCAPAN TERIMAKASIH
Terimakasih  disampaikan  kepada  kelompok  Fisika  Teras  Reaktor  yang  telah  memberikan hasil perhitungan neutronik RRI-50.

## DAFTAR PUSTAKA
1. Endiah  Puji  Hastuti  dkk.  BFTR-PTKRN,  "User  Criteria  Document  (UCD)  Reaktor  Riset Inovatif", BATAN-RKN-06-2010.
2. Saha  P.,  Aksan  N.,  Andersen  J.,  Yan  J.,  Simoneau  J.P.,  LeungL.,  Bertrand  F.,AotogK., KamidegH.,  Issues  and  future  direction  of  thermal-hydraulics  research  and  development  in nuclear power reactors, Nuclear Engineering and Design 2013; 264:3–23.
3. Daeseong Jo, Jonghark Park, Heetaek Chae, Development of thermal hydraulic and margin analysis  code  for  steady  state  forced  and  natural  convective  cooling  of  plate  type  fuel research reactors, Progress in Nuclear Energy 2014;71:39-51.
4. Qing  Lu,  Suizheng  Qiu,  SuG.H.,  Development  of  a  thermal–hydraulic  analysis  code  for research reactors with plate fuels, Annals of Nuclear Energy 2009;36:433–447.Ramin
5. Barati,  Saeed  Setayeshi,  Functional  reliability  evaluation  of  an  MTR-pool  type  research reactor  core  using  the  load–capacity  interference  model,  Annals  of  Nuclear  Energy2013; 58:151–160.
6. Kazem Ardaneh, Salman Zaferanlouei, A lumped parameter core dynamics model for MTR type research reactors under natural convection regime, Annals of Nuclear Energy 2013;56: 243–250.
7. Abhinav  Dixit a ,  Takashi  Hibiki a ,  Mamoru  Ishii,  Kouichi  Tanimoto,  Yoshiyuki  Kondoh, Koki Hibi , Experimental stability maps for a two-phase natural circulation reactor with and without  void-reactivity  feedback  effect,  Nuclear  Engineering  and  Design  2013;  261:181– 200.
8. Jian  Maa,  Longjian  Li,  Yanping  Huang,  Xiaozhong  Liu,  Experimental  studies  on  single- phase  flow  and  heat  transfer  in  a  narrowrectangular  channel,  Nuclear  Engineering  and Design 2011;241:2865– 2873.
9. Jian Zhang, Xiuzhong Shen, Yasuyuki Fujihara, Tadafumi Sano, Toshihiro Yamamoto, Ken Nakajima, Experimental study on the safety of Kyoto University Research Reactor at natural circulation cooling mode, Annals of Nuclear Energy 2015;76:410–420.
10. Surip Widodo dkk. BFTR-PTKRN, "Desain Konseptual Reaktor Riset Inovatif", Ident. No. 1/CD01/TRRI/2013.
11. Sukmanto  Dibyo,Endiah  Puji  Hastuti,  Ign.  Djoko  Irianto,  Analisis  desain  sistem  pendingin dan unit komponen pada reaktor RRI-50, Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir Tri Dasa Mega, 2015; 17:19-30.