16
Proceedings Seminar Reaktor Nuklir daJeun Penelitian Sains aM Tekrwlogi MenuJu Era Tinggal LamIas Bandung, 8 -10 Oktober 1991 PPTN - BATAN FLUKS PANAS KRITIS UNTUKKISI-KISI RAPAT BUNDEL BATANGJENIS HCPWR PADA TEKANAN TINGGIDAN ALIRAN SANGAT RENDAH (BOIL OFF) ............ Henky P. Rahardjo ,Hlroshlge Kumamaru ,Yoshmarl Anoda dan Yutaka Kuklta Pusat Penelitian Teknik Nuklir - Badan Tenaga Atom Nasional •• Japan Atomic Energy Research Institute ABSTRAK FLUKS PANASKRITIS UNTUKKISI-KISI RAPATBUNDEL BATANGJENIS HCPWR PADA TEKANAN TINGGI DAN ALIRAN SANGAT RENDAH (BOIL OFF). Burn out atau titik dryout atau fluks panas kritis (CHF) adalah suatu perubahan yang berarti di dalam mekanisme perpindahan panas. Titik ini adalah menggambarkan satu lokasi di permukaan pemanas yang tidak terbasahi atau merupakan satu kerusakan fisik yang terjadi pada permukaan pemanas, karena temperaturnya cukup tinggi sehingga menyebabkan gagalnya material. Oleh karena itu perlu dilakukan penelitian tentang fenomena dryout secara benar, terutama dalam memperkirakan kelakuan termohidrolika teras pada saat suatu peristiwa gagalnya pendingin (LOCA)terjadi di sebuah reaktor nuklir. Eksperimen-eksperiman dryout telah dilakukan untuk bundel batang kisi-kisi rapat jenis PWR dengan konversi tinggi (HCPWR) pada kondisi kondisi tekanan tinggi dan aliran sangat rendah (boil-off) yang penting dalam penggambaran suatu peristiwa LOCAyang kecil (small break LOCA). Kondisi- kondisi eksperimenlangdilakukan adalah, tekanan dari 3 sampai 12 MPa, fluks massa dari 10 sampai 102 kg/m 5, entalpi subdingin masuk (inlet subcooling) dari 850 sampai 3025 kJ/kg dan fluks panas dari 2 sampai 14 W/cm2. Hasil eksperimen fluks panas kritis kemudian dibandingkan dengan hasil perhitungan yang menggunakan persamaan empirik yang ada, yaitu persamaan Katto dan persamaan Bowring. Dibandingkan pula hasil eksperimen ter- sebut dengan hasil eksperimen untuk bundel batang jenis BWR dan PWR yang telah dilakukan di TPTF (TwoPhase Flow Test Facility). Persamaan-persamaan Katto dan Bowring relatif cukup bagus dalam memperkirakan fluks panas kritis untuk bundel-bundel batang HCPWR, PWR dan BWR dan mempunyai kecenderungan perkiraan yang lebih besar (over- prediction). ABSTRACT CRITICAL HEAT FLUX FOR TIGHT-LATTICE ROD BUNDLE UNDER HIGH-PRES- SURE BOIL-OFF (VERY-LOWFLOW) CONDITION. A burn out or dryout point, i.e. the critical heat flux (CHF) point correspond a significant change in the heat transfer mechanisms. This point is an expression for an unwetted spot on the heated surface or a physical destruction of the heated surface, where the temperature may be high enough to cause material failure. It is therefore important to characterize correctly the dryout phenomena, especially when predicting the core thermal-hydraulic behaviour during a loss-of-coolant accident (LOCA) of a nuclear reactor. Dryout experiments have been conducted in tight-lattice (High Conversion PWR type) rod bundle under high-pressure, boil-off (very-low flow) conditions which are of importance during a small break LOCA.The experimental conditions cover range of pressure from 3 to 12 MPa, mass flux from 10 to 102 kg/m2s, inlet subcooling from 850 to 3025 kJ/kg and heat flux from 2 to 14 W/cm2• The CHF data have been compared with two empirical CHF correlations, i.e., Katto and Bowring correlations, that are commonly used to predict CHF behaviour, and with the previous CHF data from an experiment using BWR and PWR type rod bundle in Two Phase Flow Test Facility (TPTF). The Katto and Bowring correlations performs relatively well in correlating the present dryout data, also fairly good to predict CHF for HCPWR, PWR and BWR type rod bundles, and the tendency average is an overprediction. 50

Digilib-BATAN – Informasi Pustaka Batan

  • Upload
    others

  • View
    17

  • Download
    0

Embed Size (px)

Citation preview

Page 1: Digilib-BATAN – Informasi Pustaka Batan

Proceedings Seminar Reaktor Nuklir daJeun Penelitian SainsaM Tekrwlogi MenuJu Era Tinggal LamIas

Bandung, 8 -10 Oktober 1991PPTN - BATAN

FLUKS PANAS KRITIS UNTUKKISI-KISI RAPAT BUNDELBATANGJENIS HCPWR PADA TEKANAN TINGGIDAN ALIRAN

SANGAT RENDAH (BOIL OFF)............

Henky P. Rahardjo ,Hlroshlge Kumamaru ,Yoshmarl Anoda dan Yutaka Kuklta•Pusat Penelitian Teknik Nuklir - Badan Tenaga Atom Nasional

•• Japan Atomic Energy Research Institute

ABSTRAKFLUKS PANASKRITIS UNTUKKISI-KISI RAPATBUNDEL BATANGJENIS HCPWR

PADA TEKANAN TINGGI DAN ALIRAN SANGAT RENDAH (BOIL OFF). Burn out atautitik dryout atau fluks panas kritis (CHF) adalah suatu perubahan yang berarti di dalammekanisme perpindahan panas. Titik ini adalah menggambarkan satu lokasi di permukaanpemanas yang tidak terbasahi atau merupakan satu kerusakan fisik yang terjadi padapermukaan pemanas, karena temperaturnya cukup tinggi sehingga menyebabkan gagalnyamaterial. Oleh karena itu perlu dilakukan penelitian tentang fenomena dryout secara benar,terutama dalam memperkirakan kelakuan termohidrolika teras pada saat suatu peristiwagagalnya pendingin (LOCA)terjadi di sebuah reaktor nuklir. Eksperimen-eksperiman dryouttelah dilakukan untuk bundel batang kisi-kisi rapat jenis PWR dengan konversi tinggi(HCPWR) pada kondisi kondisi tekanan tinggi dan aliran sangat rendah (boil-off) yangpenting dalam penggambaran suatu peristiwa LOCAyang kecil (small break LOCA).Kondisi­

kondisi eksperimenlangdilakukan adalah, tekanan dari 3 sampai 12 MPa, fluks massa dari10 sampai 102 kg/m 5, entalpi subdingin masuk (inlet subcooling) dari 850 sampai 3025 kJ/kgdan fluks panas dari 2 sampai 14 W/cm2. Hasil eksperimen fluks panas kritis kemudiandibandingkan dengan hasil perhitungan yang menggunakan persamaan empirik yang ada,yaitu persamaan Katto dan persamaan Bowring. Dibandingkan pula hasil eksperimen ter­sebut dengan hasil eksperimen untuk bundel batang jenis BWR dan PWR yang telahdilakukan di TPTF (TwoPhase Flow Test Facility). Persamaan-persamaan Katto dan Bowringrelatif cukup bagus dalam memperkirakan fluks panas kritis untuk bundel-bundel batangHCPWR, PWR dan BWR dan mempunyai kecenderungan perkiraan yang lebih besar (over­prediction).

ABSTRACTCRITICAL HEAT FLUX FOR TIGHT-LATTICE ROD BUNDLE UNDER HIGH-PRES­

SURE BOIL-OFF (VERY-LOWFLOW) CONDITION. A burn out or dryout point, i.e. thecritical heat flux (CHF) point correspond a significant change in the heat transfer mechanisms.This point is an expression for an unwetted spot on the heated surface or a physical destructionof the heated surface, where the temperature may be high enough to cause material failure.It is therefore important to characterize correctly the dryout phenomena, especially whenpredicting the core thermal-hydraulic behaviour during a loss-of-coolant accident (LOCA)ofa nuclear reactor. Dryout experiments have been conducted in tight-lattice (High ConversionPWR type) rod bundle under high-pressure, boil-off (very-low flow) conditions which are ofimportance during a small break LOCA.The experimental conditions cover range of pressurefrom 3 to 12 MPa, mass flux from 10 to 102 kg/m2s, inlet subcooling from 850 to 3025 kJ/kgand heat flux from 2 to 14W/cm2• The CHF data have been compared with two empirical CHFcorrelations, i.e., Katto and Bowring correlations, that are commonly used to predict CHFbehaviour, and with the previous CHF data from an experiment using BWR and PWR typerod bundle in Two Phase Flow Test Facility (TPTF). The Katto and Bowring correlationsperforms relatively well in correlating the present dryout data, also fairly good to predict CHFfor HCPWR, PWR and BWR type rod bundles, and the tendency average is an overprediction.

50

Page 2: Digilib-BATAN – Informasi Pustaka Batan

Proceedings Seminar Reaktor Nuklir dalam Penelitian Sainsdan Teknologi Menuju Era Tinggal Landas

PENDAHULUAN

Dalam proses-proses termohidrolika seper­ti pada pendidihan konveksi paksa dengan pe­nguapan cairan fiuida pendingin, akan terdapatsuatu titik pada permukaan dinding yang tidakterbasahi oleh cairan fiuida pendingin secaraterus-menerus. Sehingga pada titik terse butakan terjadi suatu keadaan yang disebut burnout.

Ada dua keadaan yang dapat didefinisikansebagai burn out, yaitu:l.Burn out yang diakibatkan karena adanya

kenaikan fiuks panas, yaitu apabila terjadikenaikan fluks panas yang kecil akan meng­akibatkan kenaikan temperatur dindingyang besar dan mendadak. Hal ini dapatterjadi misalnya pada pemanasan di terassuatu reaktor nuklir at au pemanasan fluidakerja oleh pemanas listrik.

2.Burn out yang diakibatkan karena adanyakenaikan temperatur, yaitu apabila terjadikenaikan temperatur dinding yang kecilmengakibatkan penurunan koefisien per­pindahan panas yang besar dan mendadak.

Istilah lain yang dapat digunakan untukmenerangkan fenomena burn out adalah dryout, DNB (departure from nucleate boiling),boiling crisis dan dapat pula berbentuk titikfluks panas kritis (CHF). Titik ini menggam­barkan suatu perubahan yang berarti di dalammekanisme perpindahan panas. Istilah DNBbi­asanya digunakan sebagai pengganti fluks pa­nas kritis yang teIjadi di dalam daerah sub­dingin akibat dinding pemanas yang diselimutioleh suatu lapisan uap yang stabil. DNB terjadipada daerah aliran tinggi.

Burn out atau dryout adalah menggambar­kan suatu titik pada permukaan pemanas yangtidak terbasahi oleh fluida pendingin, sehinggadapat mengakibatkan kerusakan fisik pada per­mukaan pemanas. Sering kali dryout terlihatpada daerah aliran anular, misalnya pada kon­disi-kondisi aliran rendah dan kualitas yangtinggi. Daerah sebelum dryout terlihat cairanfilm menutupi permukaan dan perpindahanpanasnya naik, yang mengakibatkan tempera­tur-temperatur permukaan rendah. Di luar dae­rah ini cairan tidak terus menerus membasahipermukaan pemanas, sehingga perpindahanpanas permukaannya turun. Akhirnya meng­kibatkan temperatur permukaan naik secaracepat dan mungkin cukup dapat merusakkanbahan pemanas. Oleh karena itu perlu ditelitikarakteristik gejala dryout ini secara benar.

51

Bandung, 8 - 10 Oktober ] 991PPTN - BXPAN

Karakteristik burn out yang benar }:en­ting sekali untuk diketahui, terutama ketikamemperkirakan kelakuan termohidrolika terasketika peristiwa bocornya pendingin (LOCA)terjadi pada suatu reaktor nuklir. Sampai saatini banyak eksperimen-eksperimen tentnngfIuks panas kritis yang telah dilakukanterutama untuk meneliti kelakuan-kelakuantermohi- drolika teras ketika LOCAterjadi pa.dasuatu reaktor nuklir. Seperti misalnyaeksperimen- eksperimen yang menggunakanair tekanan tinggi untuk bundel batang jenisreaktor air mendidih atau BWR (1,2) dan untukbundel batangjenis reaktor air bertekanan a tauPWR (3).

Bundel batang jenis BWR terdiri dari 25batang-batang pemanas, yang masing-masingberdiameter luar 12,27 mm dan panjang pe­manasnya 3,7 m. Sedang bundel batang untukjenis PWR terdiri dari 24 batang-batang pe­manas, yang masing-masing berdiameter luar9,5 mm dan panjang pemanasnya 3,7 m. Eks­perimennya dilakukan untuk kondisi alir.anyang sangat rendah pada Fasilitas Uji Ali1'anDua Fasa atau Two-Phase Flow Test Facility(TPTF) yang ada di Japan Atomic Energy Rese­arch Institute.

Dalam makalah ini diperlihatkan hasil­ha~il eksperimen fluks panas kritis untuk bun­del batangjenis reaktor air bertekanan dengankonversi yang tinggi at au High ConversionPressurized Water Reactor (HCPWR)pada kon­disi-kondisi tekanan tinggi dan aliran yang sa­ngat rendah. Eksperimen-eksperimen ini dila­kukan di TPTF. CHF yang diperoleh dari ekspe­rimen kemudian dibandingkan dengan bebera­pa persamaan empirik yang ada dan dibanding­kan pula dengan hasil eksperimen yang telahdilakukan di TPTF untuk bundel-bundel batungjenis BWRdan PWR.

PERSAMAAN-PERSAMAANFLUKSPANASKRITIS

Beberapa persamaan telah diusulkan un­tuk memperkirakan fiuks panas kritis (CHF)pada kondisi-kondisi aliran rendah. Dalam halini hanya dua persamaan saja yang akan diban­dingkan dengan data dryout hasil eksperimen,yaitu persamaan Katto (5) dan persamaanBowring (6) yang masing-masing mempunyaidaerah kerja tertentu. Persamaan-persamuantersebut dapat dilihat pada Tabell.

Page 3: Digilib-BATAN – Informasi Pustaka Batan

Proceedings Seminar Reaktor Nuklir datum Penelitian SainsckJn Teknologi Menuju Era Tinggal LancWs

Bandung, 8- 10 Oktober 1991PPTN - BATAN

Tabell. Persamaan-persamaan pada fluks panas kritis

-------------------------------.--------------------------------Correlation Equation Data base range---------------.------------------------------------------------

Kattoqc = qco(l+K(~Hi/H!g))

}o'or L - Regime :

P

a

2.8 - 20 MPa

750-4000 Kg/m2s

qeo---o IItg

Alii: 0 - 931 KJ/Kg

(T;?l ldor C ( __ ~_ )0.043 / ( __

021dO d1.043

K = ------------

4 C(J!J3)O.0432a ldo

C = 0.25

for Ido/d < 50

0.35

for Ido/d >150

ldo0.25 + o.OOOO( -~- - 50

d

ldo) tor 50 < --- < 150

d

Bowring

For Subcoo1ed inlet Condition

p 0.6 - 15.5 Hpa

C + 1do y

P ~ 1250

A

B ••

c •

242.4 F1Gdhe-.-----------.--------------.---

1.52(Fpdhe)201 + ----------------------

F2dh/' 3 (1+0 (.0. BF pdhe/dhy-l»

0.25 Odhe exp(-O.20)Y-l

80 dh 0.8700.27( 1 + ---Iy 0+1

(1.0 - 0.04 PT(l + 0.47 PT2)0.5)2

Unit:

Qc:MI3tU/tt2h

dho: in

dhy: in

ldo: in

Htg: Btu/lb

P : psin

a : H1b/tt2h

0.45 + 1.25 PT tor P .~ 415

2

tor 415< P ~6500.424+1.959PT-1.556PT

(3.2-PT)(0.32+0.135PT)

tor P > 650

PT = 0.001 P

P > 1250

A 2.250 - 0.001 P ) ( Al - AZ

Al = A for P < 1250 with F1=0.B726 and F2=0.953

0.5 Gdhe18.0 a +

0.1 + a

B = 5 for P ~ 1250

C = C for P ~ 1250

Y = 1 for uniform Ilxial hellt. f.!ux distribut.ioll

Fp= 1 for H.P.F. (Radin I Panking Factor) = 1________________________________________ .J _

52

Page 4: Digilib-BATAN – Informasi Pustaka Batan

Proceedings Seminar Reaktor Nuklir dalmn Penelitian Sainsdon TeklWlogi Menuju Era Tinggal Landns

Persamaan-persamaan tersebut dinyata­kan dalam satuan-satuan seperti yang diguna­kan pada makalah aslinya, (5) dan (6). Walau­pun demikian, beberapa simbol telah diubahdari makalah aslinya untuk penyesuaian di da­lam nomenklatur. Hasil eksperimen yang diper­oleh dibandingkan dengan persamaan-persa­maan In1.

DISKRIPSI DARI EKSPERIMEN

Fasilitas Eksperimen

Eksperimen-eksperimen dilakukan di fasi­litas aliran dua fasa (TPTF) yang ada di JapanAtomic Energy Research Institute (JAERI).Dia­gram alir dari TPTF dapat dilihat pada GambarLAir yang di dalam pendidih (steam drum)setelah dipanasi akan menghasilkan air danuap yang bertekanan dan bertemperatur tinggi.Secara umum, ketika eksperimen-eksperimenperpindahan panas dilakukan, air dan uap daripendidih akan mengalir memasuki bagian pen­campur yang dipasang pada bagian bawah pipauji dengan bantuan pompa sirkulasi air dan uap.Laju alir air dan uap diatur untuk memperolehkualitas campuran aliran dua fasa pada pen­campur pada bagian masukan teras pipa ujiperpindahan panas. Dalam eksperimen ini, ha­nya air saja yang dialirkan ke bagian pencam­pur, sedang uapnya tidak dialirkan ke pipa uji.Air setelah dialirkan melalui teras pipa uji per­pindahan panas kemudian dialirkan kembali kependidih.

Bandung, 8 -10 Oktober 1991PPTN - BATAN

Pada Gambar 2 terlihat simulasi pipa ujiuntuk bundel batang jenis HCPWR. Pips. ujiterdiri dari 39 batang pemanas, kanal-kanalsempit di antara pemanas dan 22 batang bukanpemanas, yang semuanya berdiameter lua.r 9mm. Dua puluh dua batang bukan pemanasterletak di posisiperipheral dari bundel batangpemanas atau sekeliling batang-batang pe­manas. Bundel batang disusun secara sejajardalam segitiga sarna sisi (triangular lacttice)denganjarak antar pusat 10 mm dan diikat olehkawat yang berbentuk spiral. Distribusi dayaaksial dan radial adalah merata. Daya inputmaksimum adalah 1,0 MW yang sebanding de­ngan fluks panas 50,40 W/cm2. Batang-batangpemanas mempunyai panjang pemanas 1,85 m.

Batang pemanas secara lengkap dapat di­lihat pada Gambar 3. Pembungkus dan elemenpemanas berturut-turut dibuat dari Incona1600dan Nichrom-1. Bahan isolator listrik yang ber­ada di dalam elemen pemanas dibuat dariA1203' sedang isolator di antara pembungkusdan elemen pemanas dibuat dari bahan boronnitrida (BN).

Seratus buah termokopel Chromel-Alumel(Cr-Al) yang dibungkus dengan diameter luar0,5 mm ditanam di dalam permukaan bungkusluar dari enam belas batang pemanas, yaitubatang nomor 1, 2, 3, 8, 10, 11, 17,20,21,22,24,27, 29, 36, 38 dan 39 untuk mengukur tem­peratur-temperatur permukaan batang pema­nas. Orientasi-orientasi azimutal dan posisi-

r-----. Sleam

rPum~-2All m:~) (r) <:0 C'I-

:""",."I ' if>

I ~Q"

I ~ t1.J'J~'~'!iI pSI' , I HOff,oI r'r~~U~CJ Test ~Ial Pipe

Y:""ilI-" eellon

I IV" r';,,I ..:..

~~ol1:\1 : I I C~rC'JIOIIOO

, @ ,ump!p\

t ,,..-, ~I -~- r-'7, '-' ~I ill C!J

Pur'! !Waltr !

510'0ge ITonk

(fI FE-IY·n®

\lelve 8

\Ielve A

Core Heot

Tronster

Test Seelion

Mixer

Low Pre",u"

InjeCiion Pomp

;<.~.:::: Eieclrk Power

Pressure

cF 9ifferenlici Pr~ssureTemperofurr·

Flow Rele

LlQu'c Lev,;

SCR Silicon Coclrolled Reclifier

Gambar 1. Diagram alir TPTF

Page 5: Digilib-BATAN – Informasi Pustaka Batan

Pmceedings Seminar Reaktor Nuklir dalam Penelitian Sain.~da1t Teknologi MenuJu Era Tinggal Landa8

Bandung, 8 -10 Oktober 1991PPTN - BAT AN

,n~Ct'o

~•...!uV'I

~O­<.)

o&:•.(l)f

I.1'-,

z,.,j...:

<:.u(/--I

,Ie~., -

l------~.'---'-. •. ~. .

l l

...l [ f

III

!iI It ~I, ,~

.. "

ae •••

Gambar 2. Test Section HCPWR tipe Rod Bundle

54

Page 6: Digilib-BATAN – Informasi Pustaka Batan

Proceedings Seminar Reaktor Nuklir dnlam Penelitian Sainsdm£ Tekrwlogi Menuju Era Tinggal Lamias

Bandung, 8 - 10 Oktober HI91PPTN - BATAN

r

r:

!. ~

~ Po

~ ~ i~i~tJ ~ ~ r~ ~8a

(ja03 \:f t,-

.•T \IJ II T.•

06'~11

!JJ~~I ~Th11+-alil~I Z

J ::i

c

~!~jl!iJ lp'<~ "0' ~ ~ ..:

;(

Gambar 3. Rincian dari batang pemanas

55

Page 7: Digilib-BATAN – Informasi Pustaka Batan

Proo?edings Seminar Reaktor Nuklir dalwn PeTl.€litian Sainsclan Tekrwlogi MenuJu Era Tinggal Landa.9

Bandung, 8 -10 Oktober 1991PPTN - BATAN

uooN

aN01

•...

~

•...

":

•..

ID

r-

"'!

r-

~•..

'1r-

C"1

~

c:•.. ,0.•...q~

•...en0co

cir-ci

ID

0<0

ciqaM0Nar-

ci

(8 )

.8r-

~~~

..•..•.•••.-....~ •••......

....•...•...

~~~

r-..........•...•...

t---...---~~ ....•...•...

.•..•...

I'--.~ ~~::--..•..•.•••.r-- .•.•..•..•.

•.....•...••..

-.- ;:J

r..:::: ~:::---...•.•..•..•.

~ 0

~~~

;>,~"0•••••• ~

-.

--

'0

N ~enr-

eD

~ §Ma a a aaa 0 ~ ~0

a:a: a:,-

.. '

rtttttt - .-

-

- 1---.-'-- -1--

-

_. --- -

-~

~ ~~.....~

C)qN

.J 'I

o8=>N

Gambar 4. Determinasi dari Dryout Point

56

IIIH

Page 8: Digilib-BATAN – Informasi Pustaka Batan

Proceedings Seminar Reaktor Nuklir datum Penelitian Sainsdan Teknologi MenuJu Era Tinggal Landcu

posisi aksial (13 lokasi yang berbeda) dari ter­mokopel dapat dilihat pada Gambar 2 dan 3.Delapan puluh termokopel Cr-Al yang dibung­kus dengan diameter luar 0,5 mm dipasang didekat batang-batang bukan pemanas untukmengukur temperatur fluida. Didistribusikanpada 8 lokasi aksial seperti terlihat padaGambar 2.

Tekanan dan temperatur sistem berturut­turut diukur dengan tranduser tekanan dantermokopel pada bagian masukan dan keluaranpipa uji. Perbedaan tekanan-tekanan untukem­pat segmen aksial dan satu panjang pemanastotal digunakan tranduser-tranduser beda te­kanan.

Laju alir uap dan air diukur di bagian ataspencampur dengan menggunakan orifice flowmeters. Daya dicatu pada bundel batang yangdikendalikan oleh silicon controlled rectifier(SCR) dan diukur dengan watt meter. Kesa­lahan di dalam pengukuran- pengukuran ada­lah 0,6 % untuk tekanan, laju alir air dan lajualir uap, serta 1,4 % untuk fluks panas. Sedanguntuk temperatur-temperatur permukaan ba­tangpemanas dan temperaturfluida kesalahan­nya adalah kurang lebih 3 K.

Kondisi-Kondisi EksperimenKondisi-kondisi eksperimen dapat dilihat

pada Tabe12.Semua eksperimen dicapai setelahkondisi tunak tercapai dan datanya kemudiandirekam pada sebuah magnetig tape. Daya bun­del diatur agar temperatur pemanas maksimumtidak melebihi 923 K untuk menghindari rusak­nya batang-batangpemanas. Untuk kondisi ma­sukan yang sarna, data diambil dua kali padasaat temperatur permukaan batang pemanasmaksimum, yaitu antara 673 dan 923 K melaluipengaturan masukan panas pada bundel. Se­mua eksperimen dilakukan dalam kondisi ma­sukan mendekati subdingin.

Semua eksperimen dilakukan pada tekan­an antara 3 sampai 12 MPa, fluks-fluks massadari 10 sampai 102 kg/m2, subdingin masukandari 850 sampai 3025 kJ/kg dan fluks-fluks pa­nas dari 2 sampai 14 W/cm2.

Hasil-HasilEksperimenLetak dryout untuk masing-masing batang

pemanas ditentukan dengan memeriksa ma­sing-masing batang pemanas secara aksial padadaerah yang terletak di antara dua termokopelyang bersebelahan dimana kenaikan tempera­tur permukaannya curam (diambil daerah yangmempunyai titik 20 K lebih besar dari tempera­tur jenuhnya). Sedang titik dryout -nya merupa-

Bandung, 8 - 10 Oktober D191PPTN - BATAN

kan rata-rata diantara dua harga temperaturyang bersebelahan tersebut. Titik dryout yangdiperoleh adalah ±15 em, lihat Gambar 2 dan 4.Temperatur-temperatur permukaan batang pe­manas seperti terlihat pada Gambar 4 diperolehdari eksperimen nomor 5445. Titik-titik dryoutyang didapat dengan metoda tersebut di atasdapat dilihat pada Tabel 2 (halaman berikut).

PEMBAHASAN

Dengan persamaan-persamaan Katto danBowring, titik dryout TPTF yang dihasilkan daridata temperatur dinding digunakan sebagaimasukan untuk menghitung besarnya CHF.Perhitungan CHF dilakukan untuk tiga kondisiberiku t :l.CHF rata-rata untuk seluruh daerah di da­

lam bundel{whole area)2.CHF rata-rata untuk daerah sentral di da­

lam bundel (central area)3.CHF rata-rata untuk daerah tepi yang me­

ngelilingi batang-batang pemanas di dalumbundel (peripheral area).

Adapunyang dimaksud daerah sentral danperipheral dapat dilihat pada Gambar 5. Padaperhitungan CHF ini digunakan diameter- dia­meter ekivalen dari bundel keseluruhan (whole

bundle), yaitu dhe(WB)dan dhy(WB).Hasil-hasil perhitungan tersebut kemudi­

an dibandingkan dengan data fluks panas kritisyang diperoleh dari eksperimen.

Gambar 5. Central danperipheral regions.

57

Page 9: Digilib-BATAN – Informasi Pustaka Batan

Proceedings Seminar Reakwr Nuklir dalam Penelitian Sainsdart TeklWlogi Menuju Era Tinggal Landas

Tabe12. Data percobaan

Bandung, 8 - 10 Okwber 1991PPTN - BATAN

----------------------------------------------------------------------

Exp.PressureTemp.Mass Flux Heat FluxDryoutD r-you t.

No.inlet Point(m)Quality

No.(MPa)(K)(Kg/m2.s) (w/m2)(WB)(CS)(P)(-)

------------------------------------------.-----------------------------1

5412 3.025476.39210.106205301.6191.6291.6111.2332

5415 3.026473.29310.108228801.5131.5211.5041.2773

5422 3.026483.10318.438329201.7251.7251.7251.1474

5425 3.024482.30918.582372901.5131.51 :31.5131.1285

5432 3.028493.96627.214430601.7251.7251 .7251 . 0:3 ]6

5435 3.026491.93527.325498801.5131.5.D1.5131 .0:3 U7

5442 3.034497.71245.173700101.7071.7001.7251.0018

5445 3.032497.47945.249804201.6001.6001.6001.0779

5452 3.033501.62567.7591009001.7451.6371.750 0.98910

54553.034501.15368.0291103701.4371.4291.446 0.88611

54613.039501.466100.6611160201.7401.6401.800 0.75912

54653.043495.·.296101.5291381501.5001.4431.564 0.75713

55136.931516.65110.191215001.5341.5131.5871.42614

55166.924512.07610.227242101.3751.3641.3861.42015

55226.914523.56418.958302501.7031.7251.6371.17016

55256.924520.90619.049348701.4711.5131.5131.15017

55326.921534.17727.599407501.7461.7251.7251.12518

55256.929532.37527.669486601.4261.4501.3751.013719

55436.929541.30445.66963'1601.7781.7501.8001.09220

55466.925541.53945.735745501.5131.5131.5131OtJG

21!') 5566.942546.77768.6621069301.4731.4821.4641.01b

22!;5536.940547.28369.475933201.6451.0371.6370.881

23!;5626.962589.28301.7711171301.7141.5001.750I.OOH

24!j5656.952588.93192.5091338601.4251.4041.446 0.919

25Ej61011.820495.47110.149]97101.3731.3751.3751..1:)Ii

26Eit.i 1511. B 2050B.30310.1532:W 701.0751.0(;41.0861. 1L ~)

27Ei62011.831535.99718.920271401.7531.7251.7751. 1H:i

285625'11.819525.26519.076 ...353401.2251.2251.2251.010

29f.63211.901567.55728.188367601.800I .8001.8001.221

:30563511.912566.85628.361472601 .3531.37G1.3751 .Ili~.

31564211.901577.74946.671559201.7611.7501.8001.12L

32564511.901577.74346.822673601.3751.3751.3751.047

33565211.9015B4.68269.271767201.7751.7501.7751.00R

34565611.903584.60469.603959901.3641.4001.3751.0;~()

35566511.829663.12793.5111236501.3631.3431.3B21.03·1

36566111.846663.34793.6981029601.6551.6501.6871.045

---------------------------.--------------------------------------------

58

Page 10: Digilib-BATAN – Informasi Pustaka Batan

Proceedings Seminar Reaktor Nuklir datum Penelitian Sainsdon Tekrwlogi Menuju Era Tinggal Landas

Perbandingan Data Eksperimen denganPersamaan-Persamaan

Persamaan Katto yang digunakan dalamperbandingan adalah dikembangkan dari datapipa yang mempunyai batas-batas tekanan dari2,6 sampai 20 MPa, fluks massa dari 750sampai4000 kgfm2s dan subdingin masukan dari 0sam­pai 931 kJ/kg. Persamaan tersebut terdiri dariempat persamaan, yang masing-masing mem­punyai daerah kelakuan burn out yang berbeda .Sesuai dengan pengambilan kriteria tersebut diatas, di dalam persamaan Katto semua datadryout dari TPTF berada di luar empat daerahyang didefinisikan oleh Katto. Hal ini karenadata TPTF semuanya termasuk di daerah yangdisebut regim aliran rendah (L - regim).

Di dalam L - regim, dryout diasumsikanterjadi terutama oleh evaporasi dari cairan tipisyang melekat pada permukaan pemanas.

Masing-masing persamaan untuk masing­masing daerah mempunyai persamaan CHFyang berlainan, yaitu qco untuk satu kondisimasukan yang jenuh dan mempunyai satu pa­rameter non dimensional K tertentu (Tabel 1).Persamaan parameter K didapatkan secaraanalitis dengan menggunakan panjang pendi­dihan, seperti yang diusulkan Katto (8).

Panjang pendidihan didefinisikan sebagaijarak dari satu titikyang fluidanya diasumsikandalam kondisijenuh sampai pada satu titik dryout (lbo)'lihat Gambar 6.

Bandung, 8 - 10 Oktober 1991PPTN - BATJlN

li'r~~-"'''-'.".'~....~t~·l"- ~~ ~CD

0

'"I·:'":

w - 00 .w 0 t+ +•"-

:i:•

to:w.;

w 0 0 9J0

" 7M,," 0

+ '2~P.I~I

<>

<>

I,,IIIII I·"· ~

"b • 0020 .00.0·0060 .00eo .00 100 00

G

(KG/H2S

Gambar 7. Unjuk keIja korelasi Katto untukbundel keseluruhan

massa yang sarna pada 12MPa kecenderungan­nya lebih rendah (underpredict).

Pada tekanan 3 MPa, persamaan Kattountuk bundel sentral mempunyai kecenderung­an lebih besar pada semua harga fluks massa didaerah eksperimen. Pada 7 MPa dan fluks ma.­ssa lebih besar 20 kgfm2s akan berkecende­rungan lebih besar. Sedangkan untuk 12 MPa.,kecenderungan persamaan Katto adalah lebihkecil pada 20 kgfm2s. Pada fluks massa lebihkecil dari 20 kgfm2s dan tekanan 7 MPa kecen­derungannya lebih kecil, sedang untuk 12 MPalebih besar (lihat Gambar 8).

~.j~r:

'"

.'" .~1

<:>--·+-----r---

0

e8. Q,

I:

w

•.W

t0 ...•....•

C ""1

w

'0

W

A 7"~

0

~J

+_~'::~J

x.1 n

(.6 Ii i)

Gambar 6. Panjang pendidihan

20 .00 40 .00 60.00, 60 ~~~-1-8 -

Gambar 8. Unjuk keIja korelasi Katto untukbundel central

Dari Gambar 7 terlihat perbandingan an­tara persamaan Katto dengan data dryout dariTPTF untuk bundel keseluruhan. Dalam kasusini terlihat bahwa, persamaan Katto untuk te­kanan 3 MPa dan 7 MPa dengan fluks mass alebih besar 10kgfm2s mempunyai kecenderung­an lebih besar (overpredict). Untuk harga fluks

59

<><>

,_:1----r---r---,--·-I···~- T--'-1 n_ I .. ", .-.-,() 00 20 _00 .•0 ou &11 ()o UO IIIJ

Q

r.' In11I1.n()

Page 11: Digilib-BATAN – Informasi Pustaka Batan

Proceedings Seminar Reakwr Nuklir daJam Penelitian Sainsclan Tekrwlogi MenuJu Era Tinggal Landas

Untuk bundel peripheral, pada tekanan 3MPa dengan semua daerah fiuks massa eks­perimen, persamaan Katto mempunyai keeen­derungan lebih besar. Pada 12 MPa denganfiuks massa lebih besar 20 kglm2s keeenderung­annya lebih keeil. Sedang untuk fiuks mass ayang lebih keeil 20 kglm2s keeenderungannyalebih besar dan pada 7 MPa keeenderungan daripersamaan Katto adalah bergantian suatu saatlebih besar, saat lain lebih keeil (Gambar 9).

Bandung, 8 - 10 Okwber 1991PPTN - BATAN

Persamaan kedua yang digunakan dalamperbandingan adalah persamaan Bowring. Per­samaan ini dikembangkan dari data bundel ba­tang yang berada di daerah tekanan 0,6 sampai15,5 MPa dan fiuks mass a dari 50 sampai 4000kglm2s. Persamaannya terdiri dari beberapapersamaan-persamaan yang sesuai untuk satugeometri pipa uji, kondisi masukan dan seba­gainya.

ff.,00..20.00 .0.00, 10.00, 10·00• 100 .00 ~

•..

i'OO•..

20.00 40.00 bO·OO UU·~ln 100.00_l.--L--L--_.I. j !.__ .-1. t. ~

I~G 1M2 :)

"~0"! "!

t:

-IIII>"

~0~0

"!-0

..w ~t7Hu (3+ t

....•...

~ tU

0U 0 ~C>

g"'0.00

20.00

G

110.00 60.00

"'"

o 3~ I !~1& 7~ ~

+ '2~<>"--,--r---,-- -

80.00 100.00 0

WL)o"uu(3

L'0.00

+ 1"5

iii

20.00

o.,'"

- -1 ---,--..,---,-- -.,. - -'1"'- --'1---40.00 60.00 HU.DD 100.00

G ( KGnl25 )

Gambar 9. Unjuk kerja korelasi Katto untukbundel peripheral.

Gambar 10. Unjuk kerja korelasi Bowringuntuk bundel keseluruhan

Dari tiga perbandingan di atas, seearaumum dapat dikatakan bahwa, persamaanKatto relatif baik untuk memperkirakan CHFrata-rata untuK' bundel keseluruhan, sentraldanperipheral. Walaupun demikian untuk fiuksmassa yang lebih besar 100 kglm2s, penyim­pangannya meneapai ±35 %. Hal ini disebabkankarena persamaan Katto pad a L-regim dikem­bangkan untuk data pipa dan kondisi-kondisialiran rendah. Disamping itu pula didasarkanpada asumsi bahwa, dryout terjadi oleh peng­uapan dari lapisan tipis eairan anular. Kemung­kinan di dalam kondisi ini tidak terjadi peng­uapan lapisan tipis tersebut, karena fiuksmassanya masih terlalu tinggi untuk meneapaikondisi boil-off dan kualitas dryoutnya lebihkedl satu, lihat Gambar 13 dan 14. Disampingitu sulit untuk mengevaluasi kesalahan antarahasil-hasil untuk kondisi 3 MPa, 7 MPa dan 12MPa. Hanya yang penting persamaan Katto ter­sebut dapat digunakan untuk memperkirakanCHF dari bundel batang jenis HCPWR padatekanan tinggi dan kondisi boil-off.

Pada Gambar 10 terlihat perbandingan an­tara persamaan Bowring dengan data dryoutdari TPTF untuk bundel keseluruhan. Hasilnyaterlihat bahwa, untuk 7 MPa dan 12 MPa de-

o ngan fiuks massa lebih besar 10 kglm2s adalahlebih besar. Untuk 3 MPa dengan fiuks massa15 kglm2s sampai 50 kglm2s, kecenderungandari persamaan Bowring adalah bergantian, su­atu saat lebih besar dan saat yang lain lebihkeeil. Sedang untuk fiuks mass a lebih besar 50kglm2s eenderung lebih besar.

Hasil yang sarna juga diperoleh untuk bun­del sentral dan peripheral, dengan keeende­rungan lebih besar pada daerah tekanan danfiuks massa yang sarna (lihat Gambar 11 dan12).

Seeara umum dikatakan bahwa, persama­an Bowring relatif baik untuk memperkirakanCHF di tiga daerah di atas, bundel keseluruhan,sentral dan peripheral. Penyimpangan maksi­mum adalah ± 30 % yaitu pada saat fiuks mass alebih besar 100 kglm2s. Hal ini seperti terlihat

60

Page 12: Digilib-BATAN – Informasi Pustaka Batan

Proceedings Seminar Reaktor Nuklir daJam Penelitian Sainsclan, Teknologi Menuju Era Tinggal LamIas

"".00 ro.oo .0.00 bO.OO 80·00 100.00~ f • I ~~..L.. __ L..---L.__·.....L-.-....i_--L_--t·~

Bandung, 8- 10 Oktober 1991PPTN - BATAN

~i

w~r ~

I..:

l. , .L"oo,[':'~,:T"OP1"LJ

- +

0

.• j.irl6

~~6

...•••..

i 0..

LJ

i!

LJ

..

.' DrYOUl

(3

I:

g"b.oo 20.00

G

-".0.00 GO.oo

KG/N2Sa)

tFlow

x - Ido

tFlow

b) X < 100

Gambar 11. Unjuk kerja korelasi Bowringuntuk bundel central

GambaI' 13. Pola-pola boil-off

1.6

If'OO

20.00.0.0080·00DO. 00100 ·00

~I ',,,,I~I ,,

r~1.4

~1I~-

12

~~

~-1~I

..--

1-i..ri 8• <1

...•A

0• "><1.0

~ii

.,....

WLJo...•••..

LJLJ(3

-o~tJ.

'-,,---• L> It.P.oI--+ 12".,.

00

+

~ ~

+A

+A

~ +6>

+iT1

''''K'

0 0L___ ,___.___________,

..

..

T

20.00~-'-I--l--r--'''-.0.00 60.00 ~o.oo 100.00

0.6

0.6o 40 00 1m 12:

G t~G/M2S Mass Rux ( KG1v12 S)

Gambar 12. Unjuk kerja korelasi Bowringuntuk bundel peripheral

pada persamaan Katto di atas, bahwa persama­an Bowring dapat pula digunakan untuk mem­peI'kiI'akan CHF bagi bundel batang jenisHCPWR pada kondisi boil-off dan tekanantinggi.

Pengaruh Posisi Batang PemanasDalam makalah ini diuraikan pula penga­

ruh dari posisi batang pemanas di dalam bun­del. Jika beberapa batang pemanas mempunyaiposisi yang berbeda dengan lainnya, maka ke­mungkinan akan didapatkan harga titik dryout

]ang berbeda pula. Dari GambaI' 7, 8, dan 9

GambaI' 14. Kualitas dry-out hasil percobaan.

terlihat bahwa di antara bundel keseluruhan,sentral dan peripheral jika dievaluasi denganpersamaan Katto ternyata semuanya mempu­nyai kecenderungan yang sama (kurvanya tidakjauh berbeda). Begitu pula jika dievaluasi de­ngan persamaan Bowring ternyata hasilnya sa­ling mendekati. 'Thtapikecenderungan dari per­samaan Katto berbeda dari persamaan Bow­ring. Hal ini berarti bahwa perkiraan CHF tidakbergantung pada posisi batang pemanas, tetapitergantung pada persamaan yang akan diguna­kan. Dengan kata lain bahwa kelakuan termo­hidrolika di dalam bundel batang adalah sarna.

61

Page 13: Digilib-BATAN – Informasi Pustaka Batan

Proceedings Seminar Reaktor Nuklir dalam Penelitian Sains00'" Teknologi MenuJu Era Tinggal Landas

Dalam hal ini hampir tidak ada pengaruh din­ding yang dingin terhadap CHF pada kondisiboil-off

Perbandingan Unjuk Kerja Persamaan-PersamaanUntuk meneliti perbandingan unjuk kerja

dari persamaan-persamaan Ratto dan Bowringdalam memperkirakan CHF untuk beberapaje­nis bundel batang, dalam makalah ini didiskusi­kan hasil-hasil perkiraan untuk bundel batangjenis HCPWR, PWR dan BWR. Dalam hal iniper- bandingan dilakukan pada kondisi tunak(steady state). Guo (2) dan Chun (3) yang jugamemg- gunakan fasilitas TPI'F, berturut-turutme,neliti CHF untuk jenis bundel batang BWRdan PWR.

Kondisi eksperimen yang dilakukan ada­lah sebagai berikut :1. Bundel batang jenis BWR terdiri dari 25

hatang-batang pemanas listrik yang berdia­meter luar 12,27 mm dan panjang pemanas8,7 m. Batang pemanas disusun dalam bun­del 5 x 5 dengan jarak antar pusat (pith)adalah 16,16 mm. Bentuk permukaan dayaaksial dan radial dari batang pemanas ada­lah rata seperti pada bundel batang jenisHCPWR. Bentuk penampang melintang bundel batang dapat dilihat pada Gambar 15.

fu1!:~:WB ,= Whole Bundle Channel; CS = Central Sub- channel;dhe (WB) = 16,06 mm; dhy (WB) = 12,42 mm; dhe (CS) = dhy(CS) = 17,78mm

Gambar 15. Penampang lintangbundel batangtipe PWR.

2. Bundel batang jenis PWR terdiri dari 24batang pemanas listrik dan delapan batangbukan pemanas yang berbentuk setengahlingkaran yang masing-masing berdiameter

Bandung, 8 - 10 Oktober 1991PPTN-BATAN

luar 9,5 mm serta panjang pemanas 3,7 mm.Bundel batang disusun dalam baris bujursangkar dengan jarak antar pus at 12,6 mmdan diikat oleh pelat pengikat atas dan ba­wah serta 10 buah pemisah. Bentuk per­mukaan daya aksial dan radial dari batangpemanas adalah rata seperti pada jenisHCPWR. Adapun penampang melintangbundel batangjenis PWR dapat dilihat padaGambar 16.

Keteranean:WB = Whole Bundle Channel; CS = Central Sub- channel;P = Corner Subchannel; dhe (WB) = 16,84 mm; dhy (WB) =

12,61 mm; dhe (CS) = dhy (CS) = 14,83 mm; dhe (P) = 19,37mm; dhy (P) = 10,51 mm.

Gambar 16. Penampang lintangbundel batangtipe BWR.

Eksperimen untuk jenis BWR dan PWRdilakukan pada tekanan tinggi dan kondisi boil­off seperti pada eksperimen untuk jenis HC­PWR. Hasil-hasil perbandingannya dapat dili­hat pada Gambar 17.

Dari Gambar 17 terlihat bahwa, kecende­rungan persamaan CHF untuksemuajenis baikBWR,PWRmaupun HCPWR adalah lebih besardari hasil eksperimen. Hal ini akan mengun­tungkan di dalam aplikasi, karena tidak akanmembahayakan. Jika dibandingkan hasil-hasilPWR dan BWRkesalahan hasil HCPWR adalahyang paling kecil. Di dalam jenis BWR, hasiluntuk fluks mass a yang lebih kecil 30 kg/m2sadalah naik dengan lebih besar. Tetapi untukjenis HCPWR menjadi rata ± 10 %. Di antara30 sampai 95 kg/m2s untuk jenis BWR danHCPWR kesalahan rata-rata juga kecil ± 10 %.

62

Page 14: Digilib-BATAN – Informasi Pustaka Batan

Proceedings Seminar Reakior Nuklir datum Penelitian Sainsdim Tekrwlogi MenuJu Era Tinggal Landas

Bandung, 8 -10 Okiober 1991PPTN - BA2'AN

,.p00 20 .00

,',l--J-- L.--I.. ,o'" .'

x •

'0.001

60 ·001

a'"

tiC) 00 t1ll·lJUI

lID

G ( KG/M2S )

'1 · ,"" H: --,----,--,--,--T-' -nT~-:;~_~,:_,__I ~~OO 20.00.4.0.00 fiO.OO IIOl1U 100.00

x 8~.

DiI

,

.~-i-----1---~·____r_"-~-T------ ,··----"T -.- .. 'C.OO 70.00 40.00 5C-O~) :!G.UC

G ( hG/t12S

1'-

Ii'.,..~._ ..~.

wuo'-.WUD

aco

'"

--~--------'1- ------~---

Gambar 17. Unjuk kerja korelasi Katto untukbundel-bundel batang tipe HCPWR, PWR danBWR.

Hanya untukjenis PWR sulit untuk dibanding­kan dengan hasil-hasil lainnya, karena fluksmass a maksimum adalah 50 kglm2s.

Dengan melihat perbedaan antara ketigamacam hasil di atas, yaitu HCPWR, PWR danBWR, maka dapat dikatakan bahwa sebenar­nya sulit untuk menyamakan, karena banyakkecenderungan yang tidak sesuai dalam unjukkerja persamaan, yang diperkirakan karenaakibat perbedaan jenis bundel. Walaupun de­mikian secara umum dapat disimpulkan bahwa,persamaan-persamaan Katto dan Bowring ada­lah cukup bagus dalam memperkirakan CHFuntuk bundel-bundel batang jenis HCPWR,PWR dan BWR.

KESIMPUlAN

Eksperimen-eksperimen fluks panas kritis(fluks panas dryout) telah dilakukan untuk bun­del batangjenis HCPWR, pada kondisi tekanantinggi dan aliran rendah. Hal ini penting untukmempelajari kelakuan termohidrolika pada sa­at teIjadi LOCA di suatu reaktor nuklir. Airmasukan yang diberikan pada semua ekspe­rimen adalah sangat mendekati kondisi sub­dingin, dengan tekanan dari 3 sampai 12 MPa,fluks massa dari 10 sampai 102 kg!m2s,entalpimasuk dari 850 sampai 3025 kJ/kg dan flukspanas dari 2 sampai 14 W/cm2. Data CHF telahdibandingkan dengan dua persamaan empirik,yaitu persamaan Katto dan Bowring yang se­ring digunakan untuk memperkirakan CHF

63

Gambar 18. Unjuk kel:ia korelasi "Evap" untukbundel keseluruhan

untuk bundel batang jenis BWR dan PWR didalam eksperimen yang menggunakan fasilitasuji aliran dua fasa(TPTF).

Dari eksperimen ini diperoleh hasil ya.ngdapat disimpulkan sebagai berikut :1.Persamaan Katto dan Bowring relatif bagus

untuk memperkirakan CHF dari bundel ba­tangjenis HCPWR, dengan kesalahan mllk­simum antara 30 sampai 35 %. ,

2.Kecenderungan CHF baik untuk bundel ke­seluruhan, sentral dan peripheral semuanyahampir sarna. Dengan kata lain bahwa kela­kuan termohidrolikanya relatif sarna untuksemua jenis bundel batang. Jadi tidak 9.dapengaruh dinding dingin pada CHF di dalllmkondisi boil-off.

3. Persamaan Katto dan Bowring cukup bagusuntuk memperkirakan CHF dari bundel ba­tang jenis HCPWR, PWR dan BWR, dansecara umum mempunyai kecenderunganlebih besar (overpredict).

4.Karena temperatur dinding sangat pentinguntuk menentukan titik dryout, maka haBil­nya akan lebih baik jika di dalam ekspe­rimen dapat dipasang termokopel dindingyang lebih banyak, terutama pada daerahdryoutnya.

5. Dengan hasil CHF dan titik dryout tersebut,maka dapat diperkirakan lokasi-Iokasi ke:ru­sakan bahan elemen bakar pada saat peIis­tiwa LOCAterjadi di suatu reaktor nuklir.

Page 15: Digilib-BATAN – Informasi Pustaka Batan

Proceedings Seminar Realetor Nuklir dalam Penelitian Sains00." Tekrwlogi Menuju Era Tinggal Landas

Bandung, 8 -10 Oktober1991PPTN - BATAN

DAFI'AR PUSTAKA

1. Kumamaru, H. et a1. Critical heat flux for uniformly heated rod bundle unde~ high-pressure,low-flow and mixed inlet conditions, J.Nuc1.Sc.Tech. 26,5,544 - 557, Japan (1989).

2. Guo, Z. et a1. Critical heat flux for rod bundle under high-pressure boil-off conditions, to bepublished as JAERI- M Report.

3. Chun, S. et a1. Critical heat flux for PWR-type rod bundle under high-pressure boil-off condi­tions, to be published as JAERI - M Report.

4. Yoder, G. L. et a1. Rod bundle burn out data and correlation comparisons, Nuc1. Techno1., 68(1985), 355 - 369 .

5. Katto, Y. On the heat-flux/exit-quality type correlation of CHF of forced convection boiling inuniformly heated vertical tubes, ibid., 24 (1981), 533 - 539.

6. Bowring, R. W. MA. A new mixed flow cluster dryout correlation for pressures in the range0,6 - 15,5 MN/m2 (90 - 2250 psia) for use in a transient Blowdown code, "Heat and fluid flow inwater reactor safety", Inst. Mech. Engrs., (1977) 175.

7. Katto, Y. A generalized correlation of critical heat flux for the forced convection boiling in ver­tical uniformly heated round tube, Int. J. Heat Mass Transfer, 21 ( 1978), 1527 - 1542.

8. Katto, Y. An analysis of the effect of inlet subcooling on critical heat flux of forced convectionhoiling in vertical uniformly heated tubes, Int. J. Heat Mass Transfer, 22 (1979), 1567 - 1575.

9. Umeoka, T., et a1. Current Status of High Conversion Pressurized Water Reactor Designs,tudies, Nuclear Technology, (1988) 80.

10. Biasi, L., et a1. Studies on burnout, energia nucleare, 14 (1967), 9.

11. Nakamura, H., et a1. System description for Rosa-IV two phase flow test facility (TPTF),.JAERI, (1983)

12. Mishima, K. et a1. Critical heat flux at low velocity and pressure conditions, 2nd Internatioal Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operation, Japan,(1986).

13. Kumamaru, H. et a1. Investigation of Pre and Pos t- Dryout Heat Transfer of Steam - WaterTwo Phase Flow in a Rod Bundle, Nuclear Engineering and Design, 102,71- 84, Amsterdam,(1987).

14. Kumamaru, H. et a1. Investigation of Uncovered - Bundle Heat Transfer under High - pre ­ssure Boil-off Conditions, Nuclear Engineering and Design, 96, 81 - 94, Nort-Holland,Amsterdam, (1986).

15. Hewitt, G.F. et a1. MuItiphase science and technology, Hemisphere publishing corporation, 2,U.S.A., (1986)

16. Ireland, J.W. : Mechanics of Fluids, Butterworth and Co. (Publishers) Ltd. (1971).

64

Page 16: Digilib-BATAN – Informasi Pustaka Batan