## ANALISIS KESELAMATAN TERMOHIDROLIK BULK SHIELDING REAKTOR KARTINI
Azizul Khakim BAPETEN,  Jl. Gadjah Mada No. 8 Jakarta 10120 a.khakim@bapeten.g o . i d Diterima editor: 10 Agustus 2015 Direvisi editor: 2 September 2015 Disetujui untuk publikasi: 7 September 2015

## ABSTRAK
ANALISIS  KESELAMATAN  TERMOHIDROLIK BULK  SHIELDING REAKTOR  KARTINI . Bulk shielding merupakan fasilitas yang terintegrasi dengan reaktor Kartini yang berfungsi sebagai penyimpanan sementara  bahan  bakar  bekas.  Fasilitas  ini  merupakan  fasilitas  yang  termasuk  dalam  struktur,  sistem  dan komponen (SSK) yang penting bagi keselamatan. Salah satu fungsi keselamatan dari sistem penanganan dan penyimpanan  bahan  bakar  adalah  mencegah  kecelakaan  kekritisan  yang  tak  terkendali  dan  membatasi naiknya  temperatur  bahan  bakar.  Analisis  keselamatan  paling  kurang  harus  mencakup  analisis  keselamatan dari  sisi  neutronik  dan  termo  hidrolik Bulk shielding .  Analisis  termo  hidrolik  ditujukan  untuk  memastikan perpindahan panas dan proses pendinginan bahan bakar bekas berjalan baik dan tidak terjadi akumulasi panas yang  mengancam  integritas  bahan  bakar. Code tervalidasi  PARET/ANL  digunakan  untuk  analisis pendinginan  dengan  mode  konveksi  alam.  Hasil  perhitungan  menunjukkan  bahwa  mode  pendinginan konvekasi alam cukup memadai dalam mendinginkan panas sisa tanpa mengakibatkan kenaikan temperatur bahan bakar yang signifikan.
Kata kunci: Bulk shielding , bahan bakar bekas, konveksi alam, PARET.

## ABSTRACT
THERMAL  HYDRAULIC  SAFETY  ANALYSIS  OF  BULK  SHIELDING  KARTINI  REACTOR. Bulk shielding  is  an  integrated  facility  to  Kartini  reactor  which  is  used  for  temporary  spent  fuels  storage.  The facility  is  one  of  the  structures,  systems  and  components  (SSCs)  important  to  safety.  Among  the  safety functions of fuel handling and storage are to prevent any uncontrolable criticality accidents and to limit the fuel  temperature  increase.  Safety  analyses  should,  at  least,  cover  neutronic  and  thermal  hydraulic calculations of the bulk shielding. Thermal hydraulic analyses were intended to ensure that heat removal and the process of the spent fuels cooling takes place adequately and no heat accumulation that challenges the fuel  integrity.  Validated  code,  PARET/ANL  was  used  for  analysing  the  spent  fuels  cooling  with  natural convection mode. The calculations results concluded that natural convection cooling mode can adequately cools down the decay heat without significant increase in fuel temperatur.
Keywords: bulk shielding, spent fuels, natural convection, PARET .

## PENDAHULUAN
Bulk shielding merupakan  fasilitas  yang  terintegrasi  dengan  reaktor  Kartini  yang  berfungsi sebagai  fasilitas  penyimpanan  sementara  bahan  bakar  bekas.  Fasilitas  ini,  menurut  Peraturan Kepala  BAPETEN  No.1/2011  merupakan  fasilitas  yang  termasuk  dalam  struktur,  sistem  dan komponen (SSK) yang penting bagi keselamatan [1]. Fasilitas lain yang termasuk dalam SSK yang penting bagi keselamatan adalah gedung dan struktur, teras reaktor, matriks dan kelongsong bahan bakar,  sistem  kendali  reaktivitas  (termasuk  sistem  pemadaman  reaktor),  untai  pendingin  primer, sistem pendingin darurat, sistem ventilasi, sistem proteksi reaktor, instrumentasi dan kendali yang berkaitan dengan keselamatan, catu daya listrik, pemantauan radiasi dan proteksi kebakaran.
Fungsi  keselamatan  dari  sistem  penanganan  dan  penyimpanan  bahan  bakar  adalah memperkecil  paparan  radiasi,  mencegah  kecelakaan  kekritisan  yang  tak  terkendali,  membatasi naiknya  temperatur  bahan  bakar,  menyimpan  bahan  bakar  segar  /  teriradiasi,  dan  mencegah kerusakan mekanis atau kerusakan akibat korosi [1].
Karena Bulk  shielding merupakan  SSK  yang  penting  bagi  keselamatan,  maka  modifikasi terhadap Bulk  shielding perlu  diawali  dengan  kajian  mendalam  dari  sisi  keselamatan  neutronik, termo  hidrolik,  maupun  seismik.  Analisis  mandiri  juga  perlu  dilakukan  oleh  BAPETEN  sebagai badan pengawas untuk mendukung proses perijinan. Dalam perhitungan neutronik difokuskan pada perhitungan  kritikalitas  untuk  memastikan  kecelakaan  kekritisan  tidak  akan  terjadi  dalam  kondisi apa  pun.  Sedangkan  analisis  termo  hidrolik  ditujukan  untuk  memastikan  perpindahan  panas  dan proses  pendinginan  bahan  bakar  bekas  di  dalam Bulk  shielding berjalan  baik  dan  tidak  terjadi akumulasi panas.
Dalam  makalah  ini,  analisis  termo  hidrolik  pada  mode  konveksi  alam  di Bulk  shielding dihitung  dengan  program  PARET/ANL  [2]. Code ini  telah  dibandingkan  dengan  eksperimen SPERT-I dan SPERT-II untuk sistem air ringan dan air berat [3]. Di samping itu PARET/ANL juga dibandingkan dengan RELAP5/MOD3 terhadap 10 MW IAEA Research Reactor [4] untuk empat kasus transien, yaitu transien LOF ( Loss of Flow ) cepat, transien LOF lambat, transien penyisipan reaktivitas lambat dan transien penyisipan reaktivitas cepat [4,14]. Secara keseluruhan kesesuaian antara  PARET/ANL  dan  RELAP Code untuk  serangkaian benchmark tersebut  sangat  baik,  dan hasilnya sesuai dengan hasil guidebook . PARET/ANL juga telah di benchmark dengan eksperimen reaktor  TRIGA  TAMU  (Texas  A&M  University)  untuk  kondisi  pemulsaan  dengan  bahan  bakar silinder  FLIP  ( Fuel Lifetime Improvement Program )  [5].  Y.  Boulaich  et.al  menggunakan  PARET untuk perhitungan kondisi tunak pada reaktor TRIGA MARK II dan membandingkannya dengan COOLOD-N2  [7].  A.  Khakim  et  al  menghitung  perpindahan  panas  mode  konveksi  alam  reaktor tipe MTR dengan PARET dan CONVEC [8].

## CODE PARET/ANL
PARET  ( Program  for  the  Analysis  of  Reactor  Transient )  digunakan  untuk  menganalisis reaktor uji dan reaktor riset. Analisis didasarkan pada evaluasi terkopel efek termal, hidrodinamik dan  nuklir  dalam  teras.  Teras  model  PARET/ANL  berpendingin  air  dapat  diwakili  maksimum  4 elemen  bahan  bakar  dan  kanal  pendinginnya.  Jadi  teras  dapat  dibagi  maksimum  4  daerah,  yang masing-masing  mempunyai  pembangkitan  daya,  laju  aliran  massa  pendingin,  parameter  hidrolik yang  berbeda,  dan  diwakili  oleh  pelat  atau  pin  bahan  bakar  tunggal  dengan  kanal  pendinginnya. Persoalan transien dispesifikasi secara eksternal melalui sisipan reaktivitas atau daya versus waktu. Program  ini  menghitung  detail  perpindahan  panas,  reaktivitas feedback yang  kontinyu  dan hidrodinamik yang memungkinkan aliran balik pendingin.
PARET/ANL  bekerja  pada  korelasi  perpindahan  panas  konveksi  empiris  pada  antarmuka kelongsong-pendingin,  baik  konveksi  alam  atau  paksa,  pendidihan  inti,  transisi  atau  film  stabil. Input Code meliputi: geometri dan dimensi fisik reaktor, parameter aliran fluida seperti koefisien drop tekanan, tekanan awal sistem, sifat termal material bahan bakar dan koefisien ekspansi termal kelongsong fungsi suhu, drop tekanan kanal, atau laju aliran massa masukan kanal fungsi waktu, entalpi moderator masukan, parameter pendidihan, informasi neutron kasip, rasio fluks neutron titik
terhadap rerata, koefisien reaktivitas, daya awal, sisipan reaktivitas eksternal atau daya teras fungsi waktu.

## Gambar 1. Blok diagram model PARET
Keluaran  perhitungan  meliputi: mesh waktu,  daya  teras  dan  total  energi  yang  dibangkitkan selama transien, reaktivitas tiap step dan reaktivitas feedback . Pada tiap titik aksial meliputi suhu moderator,  kecepatan  massa,  fraksi  void,  suhu  pusat  dan  permukaan  bahan  bakar,  dan  suhu permukaan  kelongsong,  fluks  panas  permukaan,  rasio  burnout,  tekanan  lokal,  total  drop  tekanan sepanjang  kanal.  Hasil printout keluar  setiap  ke- N node  waktu,  dimana N dipilih  oleh  pengguna. Gambar 1 menunjukkan blok diagram model perhitungan dalam program PARET.

## Kinetika Reaktor
Daya  reaktor  dihitung,  baik  dispesifikasi  terhadap  waktu  atau  ditentukan  melalui penyelesaian numeris dari persamaan kinetika reaktor titik:
[ ] ) ( ) ( ) ( ) ( 1 t S t C t t i I i i + + Φ Λ − = Φ ∑ = λ β ρ dt (t) d (1) I i t C t f dt t dC i i i i ,.., 2 , 1 ; ) ( ) ( ) ( = − Φ Λ = λ β
(2)
dimana:
t : waktu Φ : daya reaktor
ρ : reaktivitas sistem
β : fraksi neutron kasip efektif
Λ : waktu pembangkitan neutron serempak
λ i : konstanta peluruhan untuk grup i C i : konsentrasi prekursor neutron kasip f i : fraksi neutron kasip grup i , β i / β
Karena  dalam Bulk shielding tidak  ada  perubahan  reaktivitas,  maka  persamaan  (1)  dan  (2) tidak teraplikasi dalam persoalan ini.

## Persamaan Difusi Termal
Perpindahan  kalor  dalam  bahan  bakar  ditentukan  dari  penyelesaian  konduksi 1-D hingga maksimum 20 daerah aksial (21 titik aksial). Tiap daerah aksial dibagi lagi maksimum 43 daerah radial (44 titik radial). Moderator dalam daerah aksial tidak dibagi secara radial, tapi cukup diwakili suhu bulk dan sifat fluida rata-rata. Tiap elemen bahan bakar dimungkinkan maksimum tiga daerah (bahan bakar, isolasi atau gap dan kelongsong).
Persamaan diferensial parsial untuk difusi kalor dalam  bahan bakar:
[ ] ) , ( ) , ( ) , ( . ) , ( ) , ( t r S t r u r u k t r u r u g t + ∇ ∇ = ∂ ∂
(3)
u(r,t) adalah  suhu  sebagai  fungsi  posisi  radial r dan  waktu t .  Kapasitas  panas  volumetrik  dan konduktivitas termal dinyatakan dengan g(u,r) dan k(u,r) sebagai fungsi suhu dan posisi. Sumber panas  volumetrik, S(r,t) diasumsikan  fungsi  terpisah  dari  ruang  dan  waktu.  Besar  sumber  panas lokal  ini  ditentukan  dari  tingkat  daya  teras  rata-rata  terhitung  atau  terspesifikasi  dan  faktor bobot aksial dan radial yang diberikan. PARET/ANL menggunakan korelasi empiris perpindahan panas konveksi pada antarmuka pendingin dan kelongsong.

## Hidrodinamik
Perhitungan  hidrodinamik  dalam  PARET/ANL  didasarkan  pada  model  integral  momentum termodifikasi  yang  mencakup  hukum  kekekalan  massa,  momentum,  dan  energi  diselesaikan  tiap kanal moderator tiap node waktu. Ketiga hukum tersebut diekspresikan oleh persamaan:
z G t ∂ ∂ − = ∂ ∂ ρ (4) g De G G fv z p G z t G ρ ρ − − ∂ ∂ − = ʹ′ ∂ ∂ + ∂ ∂ 2 ) ( ) ( 2 (5) h r q z H G t H = ∂ ∂ + ∂ ∂ ʹ′ʹ′ ) ( ) ( ρ (6)
dimana:
z = variabel jarak aksial
ρ = densitas pendingin dua fasa terbobot volume
G = laju aliran massa pendingin
ρʹ′ = densitas efektif pendingin
p, f = tekanan dan faktor gesekan
v = volume spesifik pendingin
D e = diameter ekuivalen kanal pendingin
g = konstanta gravitasi
ρʺ″ = densitas aliran slip efektif dari pendingin
H = entalpi pendingin r h = jari-jari hidrolik kanal pendingin
q = energi termal yang diperoleh pendingin
Penyelesaian persamaan (4), (5) dan (6) menghasilkan drop tekanan sepanjang teras, tekanan per titik, entalpi fluida, dan laju aliran massa sepanjang tiap kanal. Variasi kecepatan dan sifat-sifat fluida  dianggap 1-D pada  arah  aliran.  Deskripsi  ini  memungkinkan  aliran  balik  pendingin,  dan kondisi  fisik  pendingin  mencakup  subdingin  ( subcooled )  hingga  daerah  dua  fasa  termasuk  uap panas lanjut ( superheated ).

## MODEL PERHITUNGAN BULK SHIELDING
Bulk shielding reaktor Kartini berbentuk kotak dengan ukuran panjang 2,29 m lebar 1,12 m dan kedalaman 3,8 m. Material dinding Bulk shielding berupa aluminium dengan ketebalan 6 mm, sedangkan  kerangkanya  terbuat  dari  besi.  Level  air  permukaan  rata-rata  15  cm  di  bawah  bibir tangki.
Bahan bakar tipe 104 memiliki panjang total 75 cm dengan panjang aktif 38 cm. Di ujung atas dan di ujung bawah batang bahan bakar diletakkan grafit sepanjang masing-masing 6,6 cm dan 9,39  cm  yang  berfungsi  sebagai  reflektor  aksial.  Di  antara  ujung  bawah  batang  bahan  bakar  dan grafit disisipkan racun dapat bakar yang berupa cakram Mo dengan tebal 0,127 cm dan berdensitas 10,2 g/cm 3 . Material kelongsong bahan bakar berupa SS-304 dengan diameter luar 3,7 cm dan tebal 0,05  cm.  Material  bahan  bakar  terbuat  dari  UZrH  dengan  diameter  luar  3,56  cm  dan  berdensitas 5,64 g/cm 3 . Berat kandungan U-235 dalam UZrH rata-rata adalah 38 g. Di antara bahan bakar dan kelongsong terdapat gap setebal 0,02 cm [6,12].
Gambar  2  menggambarkan  deskripsi  rak  penyimpanan  bahan  bakar  bekas  dan  dimensinya. Reaktor  Kartini  memiliki  tiga  buah  rak  penyimpanan  bahan  bakar  bekas  dengan  ukuran  panjang 106,5 cm lebar 31,5 cm dan tinggi 70 cm. Rak tersebut dapat memuat 30 batang bahan bakar. Bulk shielding dapat dimuati 6 buah rak yang disusun secara mendatar. Saat ini terdapat 76 bahan bakar teriradiasi dan satu bahan bakar segar, sehingga total ada 77 batang bahan bakar.
(a)

## (b)
Gambar 2. (a) Foto rak dan (b) Dimensi rak penyimpanan bahan bakar bekas
Bulk  shielding reaktor  Kartini  dirancang  untuk  didinginkan  dengan  mode  konveksi  alam. Analisis  dilakukan  dengan Code PARET/ANL  dengan  mode  pendinginan  sirkulasi  alam.  Jumlah pin bahan bakar dalam Bulk shielding diasumsikan penuh 90 buah dengan konfigurasi rak mendatar.
25 cm 4 cm 5 cm 6.5 cm 18. 5 cm 18.5 cm 18.5 cm 27. 8 cm 31. 5 cm 18. 5 cm 106.5 cm
Dengan mengambil pendekatan konservatif, daya pin bahan bakar bekas diasumsikan 5% dari daya nominal pin reaktor Kartini atau 72,5 W. Pada prakteknya bahan bakar bekas dipindahkan dari teras ke Bulk shielding dengan  daya  sisa  yang  jauh  lebih  kecil  dari  5  %  daya  nominal.  Nilai  tersebut diperoleh  dari  kenyataan  bahwa  teras  reaktor  Kartini  tersusun  dari  69  batang  bahan  bakar  dan beroperasi  pada  daya  nominal  100  kW.  Daya  5%  dari  daya  nominal  sebenarnya  tercapai  hanya beberapa  detik  setelah  reaktor shutdown ,  sebagaimana  terlihat  pada  Gambar  3.  Namun  pada kenyataannya bahan bakar bekas akan dipindahkan ke bulk shielding setelah beberapa hari (bahkan bulan) setelah shutdown . Dari Gambar 3 terlihat bahwa daya 5% dari daya nominal tercapai pada detik  ke-8  (menurut  model  Todreas  [10])  dan  detik  ke-20  (menurut  model  RETRAN  [11]). Pendekatan lain yang membuat hasil perhitungan ini konservatif adalah faktor puncak daya aksial dan radial yang masing-masing sebesar 1,26 dan 1,7.
Gambar 3. Profil penurunan daya panas sisa model RETRAN dan Todreas [11].
Karena Code PARET/ANL  mensyaratkan  jarak  pin  seragam  dengan  sekelilingnya  maka, penyederhanaan konfigurasi pin dilakukan dari 25cm x 5cm menjadi 5cm x 5cm. Hal ini membuat hasil perhitungan menjadi lebih konservatif, karena kanal pendingin menjadi lebih sempit. Dengan mengacu pada Gambar 2.(B), maka luas kanal pendingin dihitung dengan persamaan:
2 4 1 D pl A CHN π − = (7)
di  mana p=l= 5  cm. D adalah  diameter  pin  bahan  bakar.  Sedangkan, wetted  perimeter dihitung dengan:
D P w π = (8)
Hidrolik diameter didefinisikan sebagai:
w CHN h P A D 4 = (9) Pe rs en d ay a
Analisis Keselamatan Termohidrolik Bulk Shielding ......... (Azizul Khakim)
Tabel 1. Data perhitungan termo hidrolik Bulk shielding No. Parameter Nilai 1. Mode pendinginan konveksi alam 2. Konfigurasi pin square 5cm x 5cm 3. Daya per pin, % nominal 5,0 4. Temperatur bulk kolam, ˚C 32,2 5. Jumlah node arah aksial 21 6. Jumlah node arah radial 19 7. Faktor puncak daya aksial (FA) 1,26 8. Faktor puncak daya radial (FR) 1,70 9. Konduktivitas panas UZrH, w/m ˚C 18,0 10. Fuel-clad gap conductance , W/cm 2 .˚C 1,0 11. Konduktivitas panas kelongsong, w/m ˚C 227,0 12. Jumlah bahan bakar 90 13. Luas area satu kanal pendingin, cm 2 14,25 14. Diameter hidrolik, cm 4,9
Bilangan Reynolds:
µ ρ h VD = Re (10)
Kapasitas panas material UZrH 1.6 (dalam J/m 3 ˚C) dinyatakan sebagai fungsi temperatur:
T C P 3 6 10 17 , 4 10 04 , 2 × + × = (11)
Data-data lain yang diperlukan untuk penyusunan input tertera pada Tabel 1. Dalam perhitungan ini daya diasumsikan konstan selama waktu transien dan tidak ada reaktivitas feedback [13]. Sehingga dalam  PARET/ANL  digunakan  mode  “ power  level  specified” ,  karenanya  persamaan  kinetika reaktor ( point kinetic ) tidak diselesaikan dalam perhitungan [15].

## Strategi Perhitungan
Code PARET/ANL  tidak  menyediakan  mode  pendinginan  konveksi  alam  secara  langsung, karena  pada t=0 temperatur  pendingin  seragam  di  semua node ( mesh ),  yaitu  sama  dengan temperatur  tebakan  awal,  sehingga  tidak  ada buoyancy yang  tercipta.  Karena  tidak  ada buoyancy dan tidak ada tekanan paksa dari pompa, maka persamaan (5) tidak bisa diselesaikan. Namun dari persamaan  (5)  terdapat  suku  ( ρ g )  yang  memungkinkan  terjadinya  aliran  sirkulasi  alam  ke  atas setelah shutdown dan  hilangnya  aliran  pompa.  Sehingga  perlu  strategi  untuk  mensimulasikan perhitungan kondisi tunak dengan mode konveksi alam dalam PARET/ANL, yaitu sebagai berikut [8,9]:
1. memberi aliran paksa ke atas atau ke bawah sebagai inisiasi. Aliran ini sebagai driving force ( ∂ p/ ∂ z ) dari persamaan (5) pada t=0 , sehingga persamaan tersebut dapat diselesaikan. Dengan demikian,  di time step berikutnya buoyancy sudah  tercipta.  Ketika buoyancy sudah  tercipta, maka aliran paksa bisa dihilangkan.
2. menghilangkan aliran paksa dengan memanfaatkan card coast down pump . Mematikan aliran paksa ini berarti menghilangkan suku ( ∂ p/ ∂ z ) dari persamaan (5), sehingga driving force yang tersisa adalah suku ( ρ g ) yang membawa aliran ke atas sebagai gaya buoyancy .
3. menonaktifkan low  flow  trip  point . Code PARET/ANL  menyediakan  sinyal  trip  dari penurunan laju alir ( low flow trip point ), yang berfungsi untuk melakukan tindakan scram jika laju alir berkurang di bawah level tertentu. Menonaktifkan low flow trip point dengan memberi nilai 0,0 pada card ini, bertujuan agar langkah ke-2 tidak menyebabkan reaktor scram .
4. Perhitungan dilakukan dengan mode transien. Memasukan waktu transien yang cukup panjang untuk  memastikan  konveksi  alam  telah  berjalan  stabil.  menganalisis  semua  parameter  untuk memastikan bahwa semua nilai tersebut sudah stabil atau konstan. Kondisi konstan atau stabil inilah yang  merupakan pendinginan konveksi alam Bulk shielding kondisi tunak.
Analisis sensitivitas terhadap laju alir awal (inisiasi) perlu dilakukan untuk menunjukkan bahwa besarnya laju alir sirkulasi alam tidak tergantung besarnya laju alir awal, tetapi tergantung daya pin bahan bakar.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Berbagai laju rapat massa awal yang berbeda akan menghasilkan laju rapat massa sirkulasi alam  yang  sama  untuk  daya  tertentu.  Dengan  demikian,  laju  alir  sirkulasi  alam  tidak  tergantung berapa pun laju alir inisiasi yang diberikan pada input data. Rapat massa awal sebesar 5 kg/m 2 s, 25 kg/m 2 s,  dan  100  kg/m 2 s  disimulasikan  untuk  daya  pin  5,0%  dari  daya  nominal.  Gambar  4 menunjukkan  perilaku  transien  aliran  pada  berbagai  rapat  massa  inisiasi.  Transien  disimulasikan hingga  400  detik,  dan  kondisi  stabil  (tunak)  tercapai  kira-kira  pada  detik  ke-250,  di  mana  rapat masa (laju alir) mencapai harga yang sama untuk ketiga laju alir inisiasi. Pada kondisi stabil, rapat massa pendingin mencapai 17,74 kg/m 2 s. 0.0 10.0 20.0 30.0 40.0 50.0 60.0 70.0 80.0 90.0 100.0 0 100 200 300 400 Time (s) Ma ss f lu x (k g/ m2 .s )
Gambar 4. Perilaku transien aliran pada berbagai rapat massa inisiasi
Gambar 5 menunjukkan perilaku transien temperatur pusat bahan bakar pada berbagai rapat massa  awal.  Pada  detik  ke-250  tercapai  kondisi  stabil  temperatur  pusat  bahan  bakar  pada  mode pendinginan konveksi alam sebesar 38,6 ˚C.
35.0 37.0 39.0 41.0 43.0 45.0 47.0 0 100 200 300 400 Time (s) Fu el c en te r te m p. ( C )
Gambar 5. Perilaku transien temperatur pusat bahan bakar pada berbagai harga inisiasi rapat massa
Init.= 100 kg/m 2 .s Init.= 25 kg/m 2 .s Init.= 5 kg/m 2 .s
Init.= 5 kg/m 2 .s Init.= 100 kg/m 2 .s
Init.= 25 kg/m 2 .s
Analisis  sensitivitas  juga  dilakukan  terhadap  tiga  profil  penghilangan  aliran  paksa  secara coastdown ,  sebagaimana  terlihat  pada  Gambar  6.  Ketiga  profil  penghilangan  aliran  paksa  secara coastdown diasumsikan  memberikan  waktu  henti  aliran  masing-masing  15  s,  20  s  dan  30  s. Analisis sensitivitas ini ditujukan untuk mengetahui pengaruh kecepatan berhentinya aliran pompa terhadap besarnya laju alir sirkulasi alam setelah tercapai kondisi stabil.
0.0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 1.2 0 5 10 15 20 25 30 Time (s) Re la tiv e F lo w [- ] CoastDown1 CoastDown2 CoastDown3
Gambar 6. Profil coastdown aliran pompa
Gambar 7 menunjukkan laju alir sirkulasi alam saat kondisi stabil yang disimulasikan dengan tiga  profil  aliran coastdown yang  berbeda  (Gambar  6)  pada  laju  aliran  inisiasi  100  kg/m 2 .s.  Dari gambar tersebut terlihat bahwa besarnya laju alir sirkulasi alam sama untuk semua profil coastdown , yang berarti profil coastdown tidak berpengaruh terhadap besarnya laju alir sirkulasi alam. Dengan demikian, strategi perhitungan pendinginan sirkulasi alam dengan Code PARET/ANL cukup andal dengan batasan pendidihan masif belum terjadi.
0 20 40 60 80 100 0 100 200 300 400 Time (s) Ma ss F lu x (k g/ m2 .s ) CoastDown1 CoastDown2 CoastDown3
Gambar 7. Laju alir sirkulasi alam terhadap beberapa profil coastdown pompa
Tabel  2  menyajikan  ringkasan  hasil  perhitungan  bahan  bakar  bekas  dalam Bulk  shielding dengan  mode  pendinginan  konveksi  alam.  Analisis  ini  memodelkan  90  batang  bahan  bakar  yang disusun dalam tiga rak secara mendatar, di mana jarak antar rak adalah 0,0 cm (saling menempel). Dengan  daya  5,0  %  dari  daya  nominal  pin  reaktor  Kartini,  membangkitkan  fluks  alir  massa
sirkulasi  alam  sebesar  17,74  kg/m 2 .s.  Kecepatan  maksimum  pendingin  di  kanal  terpanas  yang terletak  di  tengah  konfigurasi  adalah  1,78  cm/s,  sedangkan  temperatur  maksimum  pendingin  di kanal  tersebut  adalah  32,60˚C.  Pada  tekanan  lokal  kanal,  pendingin  masih  dalam  regime liquid karena  masih  jauh  di  bawah  temperatur  dua  fasa  113,60  ˚C.  Fluks  panas  maksimum  permukaan batang  bahan  bakar  mencapai  2026,0  w/m 2 .  Temperatur  maksimum  di  pusat  bahan  bakar  adalah 38,64 ˚C, jauh lebih kecil dari batas desain temperatur bahan bakar reaktor Kartini, yaitu 750 ˚C.
Tabel 2. Hasil perhitungan konveksi alam bahan bakar dalam Bulk shielding No. Parameter Harga 1. Daya per pin, W 71,43 (5%) a 2. Jumlah pin bahan bakar 90 3. Flux massa aliran konveksi alam stabil, kg/m 2 .s 17,74 4. Kecepatan max. pendingin, cm/s 1,78 5. Temperatur max. pendingin, ˚C 32,60 6. Temperatur max. kelongsong, ˚C 36,94 7. Temperatur max. bahan bakar, ˚C 38,64 8. Regime pendingin Liquid 9. Temperatur dua fasa, ˚C 113,60 10. Temperatur DNB b , ˚C 151,37 11. Fluks panas permukaan maksimum, w/m 2 2026,0
a terhadap daya nominal reaktor Kartini b Departure from Nucleate Boiling
Gambar 8 mendeskripsikan distribusi aksial temperatur pusat bahan bakar, kelongsong dan pendingin  di  kanal  terpanas.  Secara  aksial  temperatur  terpanas  dari  bahan  bakar  dan  kelongsong terletak di tengah ( midplane ), sedangkan temperatur pendingin maksimum berada pada outlet kanal pendingin.
34 35 36 37 38 39 0.0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6 0.7 0.8 0.9 1.0 Relatif axial distance [-] Cl ad & F ue l T em p. ( C) 32.15 32.20 32.25 32.30 32.35 32.40 32.45 32.50 32.55 32.60 32.65 Co ol an t T em p. ( C) Clad Surf. T Fuel Center T Coolant T
Gambar 8. Distribusi temperatur pusat bahan bakar, kelongsong dan pendingin
Sensitivity analisis juga dilakukan dan dibandingkan dengan kisi 5cm x 25cm. Analisis ini ditujukan  untuk  menunjukkan  bahwa  kisi  5cm  x  5cm  lebih  konservatif  dari  pada  kisi  rak  yang sebenarnya  5cm  x  25cm.  Kisi  5cm  x  25cm  disederhanakan  seperti  Gambar  9  dengan  tetap mempertahankan hidrolik diameter ( D h ) konstan:

## Gambar 9. Penyederhanaan kisi 5cm x 25cm dalam PARET/ANL
Kanal segi empat yang terbentuk memiliki luas 114,25 cm 2 dan hidolik diameter 39,32 cm. Dengan  jumlah  batang  bahan  bakar  bekas  sama  dengan  90  dan  rapat  massa  awal  pendingin  5 kg/m 2 s  diperoleh  laju  alir  sirkulasi  alam  10,3  kg/m 2 s,  lebih  rendah  dari  kisi  5cm  x  5cm,  seperti yang terlihat pada Gambar 10.
4.0 6.0 8.0 10.0 12.0 14.0 16.0 18.0 20.0 0 500 1000 1500 2000 Time (s) Ma ss F lu x (kg /m2 .s) CHN5x25 CHN5x5
Gambar 10. Perbandingan rapat massa sirkulasi alam pada kisi 5cm x 5cm dan 5cm x 25cm

## KESIMPULAN
Perhitungan  kemampuan  pendinginan  konveksi  alam Bulk  shielding reaktor  Kartini  telah dilakukan dengan Code PARET/ANL dengan daya pin bahan bakar bekas 5,0 % dari daya nominal. Hasil perhitungan menyimpulkan bahwa:
1. Temperatur maksimum bahan bakar (38.64 ˚C) berada jauh di bawah batas desain temperatur bahan bakar untuk operasi normal 750 ˚C.
2. Temperatur  pendingin  maksimum  32.6  ˚C,  jauh  di  bawah  temperatur  dua  fasa  113.6  ˚C. Seluruh pendingin berada pada regime liquid .
3. Dengan demikian, dari sisi temperatur bahan bakar dan pendingin Bulk shielding dapat dijaga dalam kondisi aman dengan margin yang cukup besar.
D h constant

## UCAPAN TERIMA KASIH
Penulis  mengucapkan  terima  kasih  kepada  Bapak  Ir.  Puradwi  I.W  (BATAN-Yogyakarta) yang telah memfasilitasi pengambilan data untuk analisis subkritikalitas dan analisis termo hidrolik Bulk  shielding reaktor  Kartini,  sebagai  bagian  dari  analisis  mandiri  yang  dilakukan  oleh  Badan Pengawas.

## DAFTAR PUSTAKA
1. BAPETEN,  Ketentuan  Keselamatan  Desain  Reaktor  Nondaya  (Lampiran  II),  Peraturan Kepala BAPETEN No. 1/ 2011, 2011.
2. Olson, A.P. A Users Guide to the PARET-ANL Code . 2012. Argonne National laboratory. ANL/RERTR/TM-11-38.
3. W.L.  Woodruff.  Additional  Capabilities  and  Benchmarking  with  the  SPERT  Transient  for Heavy Water Applications of the PARET Code. Proc. of International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors; 1989 September 10-14. Berlin, Germany; 1989. p.357-365.
4. W.L. Woodruff, N.A. Hanan, R.S. Smith and J.E. Matos. Comparison of the PARET/ANL and  RELAP5/MOD3  Code  for  the  Analysis  of  IAEA  Benchmark  Transients.  International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors. 1996 October. Seoul.
5. Theodore A. Parish. Nuclear Safety Analyses and Core Design Calculations to Convert the Texas A&M University Nuclear Science Center Reactor to Low Enrichment Uranium Fuel. 1995 March 2. Report.
6. PTAPB-BATAN, Laporan Analisis Keselamatan Reaktor Kartini, Rev.7, Februari 2007.
7. Y.  Boulaich,  B.  Nacir,  T.  El  Bardouni,  M.  Zoubair,  B.  El  Bakkari,  Q.  Merroun,  C.  El Younoussi, A. Htet, H. Boukhal and 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 2011, 241: 270-273.
8. Azizul Khakim. Analisis Keselamatan Reaktor RSG GAS pada Moda Pendinginan Konveksi Alam, Prosiding Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir ke-17 (TKPFN-17). 1 Oktober 2011. Yogyakarta.
9. Azizul  Khakim.  Analisis  Termohidrolika  Kehilangan  Aliran  Pendingin  Reaktor  RSG  GAS dengan Bahan Bakar U 3 Si 2 -Al. Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah P3TM-BATAN. 25-26 Juli 2000. Yogyakarta.
10. Neil E. Todreas and Mujid S. Kazimi. Nuclear System I: Thermal Hydraulic Fundamentals. Hemisphere Publishing Corporation; 1990, ISBN 0-89116-935-0 (v.1).
11. ---,  Available  from:  URL: http://en.wikipedia.org/wiki/File:Decay_heat_illustration.PNG . Accessed Agustus 20, 2015.
12. Azizul Khakim. Analisis Subkritikalitas Bulkshielding Reaktor Kartini. Prosiding Pertemuan dan  Presentasi  Ilmiah  -  Penelitian  Dasar  Ilmu  Pengetahuan  dan  Teknologi  Niklir  PTAPB- BATAN. 26 Juni 2013. Yogyakarta.
13. Mesquita, A.Z., et al . Thermal-hydraulic and neutronic experimental research in the TRIGA reactor of Brazil. Progress in Nuclear Energy 2014; 76:183-190.
14. Rahman, M.M., et al . Steady-State Thermal-Hydraulic Analysis of TRIGA Research Reactor. World Journal of Nuclear Science and Technology 2014; 4: 81-87.
15. Adoo, N.A., et al. Determination of the thermal hydraulic data of GHARR-1 under reactivity insertion  transients  using  the  PARET/ANL  code.  Nuclear  Engineering  and  Design  2011; 241(12): 5203-5210.