simple Thermalhydraulics code for LWR

SEMINAR NASIONAL

SDM TEKNOLOGI NUKLIR VII

YOGYAKARTA, 16 NOVEMBER 2011

ISSN 1978-0176

Muhammad Khoiri dkk 577 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN

PEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL

TERMOHIDROLIK SUBKANAL PENDINGIN REAKTOR LWR

Muhammad Khoiri1 , Tri Wulan Tjiptono

2, Adhi Prihastomo

3

1.Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasional

Jl. Babarsari P.O.Box 6101 YKBB Yogyakarta 55281

2. Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan, Badan Tenaga Nuklir Nasional, Yogyakarta

3. Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasional

ABSTRAK

PEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL TERMOHIDROLIK SUBKANAL

PENDINGIN REAKTOR LWR. Telah dibuat kode komputer (PresTHa-C) untuk analisa thermohidrolik

awal pada bagian subkanal pendingin Reaktor Air Ringan. Perhitungan termohidrolik dilakukan secara

bertahap dengan diskritisasi kanal aksial pendingin menjadi beberapa segmen dan menghitung persamaan

kesetimbanangan energi sesuai profil daya pada segmen tersebut. Dalam model perhitungan ditentukan 3

kondisi perpindahan panas, yaitu one phase flow , subcooled nucleat boiling , dan bulk boiling two-phase

flow. Perpindahan panas one phase flow menggunakan korelasi Dittus Boelter, sedangkan perpindahan bulk

boiling two-phase flow dan subcooled nucleat boiling menggunakan korelasi Jens and Lottes. Kode komputer

ini mampu memprediksi distribusi temperatur bahan bakar, kelongsong, dan pendingin , penurunan tekanan,

kualitas uap, serta fraksi void sepanjang kanal pendingin. PresTha-C telah divalidasi dengan kode komputer

THAL dan Kuljian pada reaktor Westinghouse PWR 150 MWe dan General Electric BWR 150 MWe.

Validasi tersebut menghasilkan perbedaan hasil perhitungan cukup kecil. Namun perbedaan perhitungan

penurunan tekanan masih cukup besar.

Kata Kunci : kode komputer termohidrolik, Reaktor Air Ringan (LWR)

ABASTRACT

CONSTRUCTING COMPUTER CODE FOR PRELIINARY THERMALHYDRAULICS ANALYSIS

FOR LWR SUBCHANNEL. Have been constructed a computer code (PresTHa-C) for preliminary

thermalhydraulics analysis for LWR subchannel. Thermalhydraulics calculation performed sequentially by

discreetizing the axial coolant channel into several segments dan perform energy balance equation

appropriate heat density generated at that segment. The program determine 3 convection heat transfer

mechanism such as one phase flow, subcooled nucleat boiling, and bulk boiling two-phase flow. One phase

flow heat transfer calculation use Dittus Boelter correlation. Subcooled nucleat boiling and bulk boiling two-

phase flow heat transfer calculation use Chen correlation. This computer code able to predict coolant, clad,

and fuel temperature distribution , pressure drop, steam quality, and void fraction along coolant subchannel.

PresTHa-C have been verified to other computer code THAL and Kuljian in case Westinghouse PWR 150

MWe and General Electric BWR 15 MWe type reactor. Validating of both programs resulting small

difference. Nevertheless the pressure drop calculation result is much far differ than THAL and Kuljian.

Keywords: thermalhydraulics computer code, Light Water Reactor (LWR)

1. PENDAHULUAN

Perancangan awal (Preliminary Design) PLTN

terutama bertujuan melakukan studi, analisis, dan

simulasi awal terhadap sistem reaktor[1]

. Ada 2

pertimbangan utama dalam perancangan teras

reaktor nuklir, yaitu pertimbangan Neutronik dan

Termohidrolik [2]

. Pada penulisan ini akan dibuat

kode komputer untuk perhitungan termohidrolik

reaktor jenis LWR (Light Water Reactor), karena

jenis reaktor daya inilah yang banyak digunakan

untuk PLTN saat ini. LWR adalah reaktor nuklir

termal yang menggunakan air ringan (H2O) sebagai

moderator dan sekaligus berfungsi sebagai

pendingin teras. Menurut prinsip kerjanya , LWR

SEMINAR NASIONAL



ISSN 1978-0176

Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN 578 Muhammad Khoiri dkk

terbagi menjadi dua jenis yaitu PWR (Pressurized

Water Reactor) dan BWR (Boiling Water Reactor).

Kode komputer yang dihasilkan diharapkan

dapat digunakan untuk mempermudah dan

mempercepat perhitungan termohidrolik yang

ditampilakn dalam bentk numeric dan grafik. Selain

itu dapat digunakan sebagai modul belajar (learning

modul) untuk mempelajari sistem kerja reaktor PWR

dan BWR, khususnya bagi mahasiswa yang sedang

mempelajari system reactor.

Rumusan masalah pada penelitian ini adalah

bagaimana menentukan distribusi temperatur

(pendingin, kelongsong, dan bahan bakar),

penurunan tekanan (pressure drop), kualitas uap

(steam quality) dan fraksi hampa (Void) sepanjang

kanal pendingin reaktor. Permasalahan awal yang

timbul adalah bagaimana menentukan terjadinya

perubahan fase cair ke fase uap pada fluida

pendingin. Karena diperlukan korelasi empiris yang

berbeda pada masing-masing kondisi fluida untuk

mengitung perpindahan panas konveksi fluida

pendingin dengan permukaan kelongsong bahan

bakar.

2. DASAR TEORI

Sistem Pembangkit Uap Nuklir merupakan

keseluruhan sistem yang berperan dalam

pemindahan energi yang dihasilkan dari reaksi

pembelahan di dalam bahan bakar (teras reaktor).

Sistem Pembangkit Uap Nuklir pada umumnya

terdiri atas tiga komponen utama [2]

, yaitu :

1. Reaktor Nuklir, sebagai sumber pembangkitan

panas / energi.

2. Loop Pendingin Primer dan Pompa Pendingin

Primer, berfungsi sebagai pemindah

(transport) panas dari teras reaktor ke sistem

pembangkit uap.

3. Pembangkit Uap, berfungsi mengubah air

menjadi uap (steam) sebagai fluida kerja pada

pendingin sekunder dengan panas dari

pendingin primer. Pada reaktor BWR (Boiling

Water Reactor), tidak diperlukan pembangkit

uap karena uap dihasilkan secara langsung di

teras reaktor.

Analisis Termohidrolik

Termohidrolik reaktor adalah studi mengenai

proses transport energi dan massa dalam

pemanfaatan energi hasil reaksi fisi di dalam teras

reaktor[2]

. Pada dasarnya, secara neutronik

(pertimbangan nuklir) daya teras dapat dirancang

pada daya berapapun besarnya. Namun besarnya

daya tersebut dibatasi oleh kemampuan material

teras dalam menyerap dan memindahkan panas

tersebut ke pendingin dikenal sebagai pertimbangan

non nuklir.

Distribusi Pembangkitan Kalor pada Reaktor

Untuk reaktor yang mendekati bentuk silinder

seperti pada kebanyakan LWR, distribusi fluks

neutron atau daya reaktor ditentukan dalam arah

aksial dan radial. Distribusi daya di dalam teras

reaktor silinder tanpa reflektor adalah[2]

Dengan Re adalah bilangan Renold dan He adalah

panjang fuel rod.

Gambar 1. Susunan bahan bakar di dalam teras[2]

Perpindahan Panas Radial Pin Bahan Bakar

Reaktor Air Ringan pada umumnya

menggunakan Pin Bahan Bakar (Fuel elements)

yang tersusun atas fuel pellets yang dibungkus

material kelongsong. Terdapat ruang (gap) antara

fuel pellets dengan kelongsong yang berisi gas inert.

Mekanisme perpindahan panas arah radial pada

Pin Bahan Bakar adalah :

a. Konduksi pada Bahan bakar

b. Konveksi pada Gap

c. Konduksi pada Kelongsong

d. Konveksi Paksa (Force Convection) pada

Pendingin

Didalam teras reaktor, pin bahan bakar dan

pendingin disusun dalam susunan (lattice) tertentu.

Rectangular Lattice

d

Coolant

Fuel

p

Triangular Lattice

d

p(Pitch)

(p)

Fuel

Coolant

Coolant

channel

Coolant

channel

SEMINAR NASIONAL



ISSN 1978-0176


Pada LWR, ada dua susunan yang sering digunakan,

seperti terlihat pada gambar 1, yaitu :

1. Triangular Lattice

2. Rectangular Lattice

Enthalpi dan Kualitas Uap

Keadaan termodinamik suatu materi

direpresentasikan oleh 3 variabel, yaitu Tekanan (P),

Volume (V), dan Temperatur (T)[1]

. Untuk

menyatakan kuantitas termodinamika suatu materi,

maka digunakan definisi enthalpi. Enthalphi

didefinisikan sebagai jumlah dari energi

internal dengan hasil kali Tekanan dengan Volume.

Konveksi Paksa pada Pendingin Satu Fase

Dikatakan konveksi satu fase apabila fluida

pendingin yang mengalir dalam keadaan cair

seluruhnya. Perpindahan panas dari permukaan

kelongsong ke fluida pendingin sesuai dengan

Hukum Pendinginan Newton, yaitu[4]

:

Konveksi Paksa pada Pendingin Dua Fase

Pada konveksi 2 fase, terdapat campuran Air-

Uap dengan fraksi tertentu yang mengalir dalam

kanal pendingin.Dengan adanya pendidihan, maka

terbentuk gelembung (bubble) uap. Panas yang

diberikan dari pin bahan bakar digunakan untuk

mengubah fase dalam bentuk panas latent

penguapan (latent heat evaporation)[6]

.

Untuk menghitung koefisien perpindahan

panas konveksi paksa pendingin dengan permukaan

kelongsong pada keadaan subcooled nucleate

maupun saturated boiling digunakan korelasi Jens

and Lottes[2,4]

yaitu:

Penurunan Tekanan (Pressure Drop) pada

Pendingin.

Penurunan tekanan adalah salah satu parameter

termohidrolika yang cukup penting, karena berkaitan

dengan daya pompa primer untuk mengalirkan

pendingin melewati teras, yang pada akhirnya

mempengaruhi efisiensi keseluruhan sistem PLTN.

Komponen penurunan tekanan persegmen pada

aliran satu fase terdiri dari[4]

1. Gesekan pada kanal pendingin (Channel friction)

2. Perubahan geometri kanal pendingin, seperti

spacer grid dan inlet/otlet geometry

3. Gaya berat akibat perubahan ketinggian

Komponen penurunan tekanan persegmen pada

aliran dua fase terdiri dari[4]

1. Ekspansi pembentukan uap

2. Channel Friction

3. Perubahan geometri kanal pendingin

4. Gaya berat akibat perubahan ketinggian

3. METODE PENELITIAN

Kode komputer termohidrolik untuk LWR ini

digunakan untuk mengetahui parameter-parameter

penting termohidrolik pada reaktor PWR maupun

BWR. Parameter ini antara lain distribusi temperatur

pendingin, temperatur kelongsong dan bahan bakar,

penurunan tekanan (pressure drop), serta kualitas

uap sepanjang kanal pendingin teras. Kode komputer

ini dibuat menggunakan Borland Delphi 7 sehingga

hasil perhitungan dapat ditampilkan secara numerik

dan grafik[5]

.

Metode dalam penelitian pembuatan kode

komputer termohidrolik LWR ini adalah

1. Studi neutronik dan termohidrolik reaktor nuklir

melalui studi pustaka,

2. pengumpulan data teknis reaktor dan data

termodinamika air dari pustaka,

3. perancangan algoritma dan flow chart program

4. pembuatan kode komputer menggunakan

program Delphi 7,

5. validasi perhitungan pada reaktor jenis

Westinghouse PWR 150 MWe dan General

Electric BWR 150 MWe dengan kode komputer

THAL [6]

dan Kuljian [6]

,

6. analisa hasil validasi terhadap kode computer

THAL dan Kuljian,

7. pengambilan kesimpulan

4. HASIL DAN PEMBAHASAN

Telah dibuat kode komputer untuk analisa

termohidrolik reaktor air ringan (Light Water

Reactor) yang diberi nama PresTHa-C

(Preliminnary Subchannel Reactor

Thermalhydraulics Analysis Code) yang

dioperasikan pada sistem operasi Windows.

Algoritma Program Utama

Algoritma program utama adalah

1. Mulai

2. Masukkan input

3. Hitung parameter teras dan cek fuel lattice

4. Hitung daya max pada posisi radial r

5. Hitung enthalpi inlet

6. Hitung lebar persegmen

7. Inisialisasi bagian inlet

8. Hitung daya pada posisi

9. Hitung penambahan enthalpi

10. Hitung enthalpi saturasi air dan uap

11. Cek kondisi pendingin,

12. Lakukan perhitungan termohidrolik sesuai

kondisi pada segmen tersebut

SEMINAR NASIONAL



ISSN 1978-0176


13. Cek apakah sudah mencapai bagian outlet teras

? Jika belum, pindah ke posisi segmen

selanjutnya dan kembali ke alur nomor 8. Jika

telah melewati outlet teras, lanjutkan ke alur

no. 14 berikut

14. Tampilkan hasil perhitungan

15. Selesai.

Validasi Perhitungan

Validasi dilakukan dengan membandingkan

hasil perhitungan PresTHa-C dengan hasil program

lain yang lebih standar, yaitu THAL dan perhitungan

dari Kuljian[6]

. Jenis reaktor yang digunakan adalah

Westinghouse PWR 150MWe untuk reaktor air

tekan (PWR). serta General Electric BWR 150

MWe untuk reaktor air didih (BWR) dengan

parameter-parameter teknisnya seperti terlihat pada

table 3

Perhitungan Termohidrolika Reaktor PWR Parameter-parameter teknis reactor

Westinghouse PWR 150 MWe dapat dilihat pada

table 1.

Tabel 1 Parameter Teknis Reaktor Westinghouse

PWR 150 MWe

Parameter Nilai

Tinggi aktif teras 316,48 cm

Tinggi terekstrapolasi 334,48 cm

Susunan Bahan Bakar Rectangular

Tekanan masukan 140,65 bar

Temperatur masukan 260,55 oC

Rata-rata kecepatan aliran/

kanal 760,71 kg/hr

Rata-rata Daya Linier 89,72

W/cm Daya Linier maksimum 354,33

W/cm Pitch antar Elemen Bakar 1,07188 cm

Diameter luar Elemen Bakar 0,86360 cm

Ketebalan Kelongsong 0,05334 cm

Ketebalan Gap 0,00508 cm

Jari-jari pellet Bahan Bakar 0,37338 cm

Hasil perhitungan termohidrolik dari PresTHa-

C dibandingkan dengan THAL dan Kuljian adalah

seperti terlihat pada table 2.

Tabel 2. Perbandingan hasil PresTHa-C, THAL dan

Kuljian

Parameter PresTHa-C THAL KULJIAN

Temp. maks.

pendingin pada

outlet (oC)

324,62 324,88 322,86

Temp. maks.

kelongsong luar

(oC)

356,08 341,61 330,00

Temp. maks.

kelongsong dalam

(oC)

414,11 381,40 373,33

Temp. maks. fuel pellet luar (oC)

570,07 698,01 702,77

Temp. maks.

pusat fuel pellet

(oC)

1756,30 1752,15 2133,89

Total Pressure Drop (bar)

2,594 0,903(avg) 0,782 (avg)

Bagian subcooled boiling (%)

71,2 64 ------

Untuk membandingkan ketiga program, telah

ditetapkan nilai maximum linier heat density yang

sama yaitu sekitar 354.33 Watt/cm. Dari hasil

tersebut dapat dikatakan hasil perhitungan program

PresTHa-C mendekati hasil perhitungan THAL dan

Kuljian.

Gambar 2 adalah distribusi temperatur

pendingin, permukaan kelongsong bagian luar dan

dalam.

Gambar 2. Distribusi Temperatur Pendingin dan

Kelongsong

PresTHa-C dan THAL telah memperkirakan

subcooled boiling terjadi masing-masing sebesar

71,2 % dan 64 % bagian dari tinggi aktif teras di

pusat teras. Sedangkan pada Kuljian tidak

memperkirakan terjadinya subcooled boiling.

SEMINAR NASIONAL



ISSN 1978-0176


Sedangkan perbedaan cukup jauh pada hasil

perhitungan penurunan tekanan .Hal ini terjadi

karena THAL dan Kuljian menghitung rata-rata

pressure drop seluruh kanal pendingin, sementara

PresTHa-C hanya menghitung 1 kanal pendingin.

Perhitungan Termohidrolika Reaktor BWR

Parameter-parameter teknis reactor General

Electric BWR 150 MWe dapat dilihat pada table 3.

Tabel 3. Parameter Teknis Reaktor General Electric

BWR 150 MWe

Data Nilai

Tinggi aktif teras 360,68 cm

Tinggi terekstrapolasi 379,68 cm

Tekanan masukan 73,87 bar

Temperatur masukan 274,44 oC

Rata-rata kecepatan aliran/ kanal

1095,10 kg/hr

Rata-rata daya linier 165,36 W/cm

Daya linier maksimum 613,38 W/cm

Pitch antar Elemen Bakar 1,9558 cm

Diameter luar Elemen Bakar 0,86360 cm

Ketebalan Kelongsong 0,05334 cm

Ketebalan Gap 0,00508 cm

Diameter pellet Bahan bakar 0,37338 cm

Hasil perhitungan termohidrolik dari PresTHa-

C dibandingkan dengan THAL dan Kuljian adalah

sebagai berikut

Tabel 4. Perbandingan hasil PresTHa-C, THAL dan

Kuljian Parameter PresTH

a-C

THAL KULJI

AN

Temp. pendingin outlet (oC) 290,90 288,27 287,22

Temp. maks. kelongsong luar

(oC)

340,22 304,10 296,66

Temp. maks. kelongsong dalam

(oC)

441,22 414,61 372,22

Temp. maks. fuel pellet luar

(oC)

638,91 847,60 805,00

Temp. maks. pusat fuel pellet

(oC)

2660,57 3075,89 2685,0

0

Total Pressure Drop (bar) 0.848 1,29 2,55

Non-Bulk boiling height (%

tinggi aktif)

30,3 35,21 40,00

Kualitas Uap maksimum (%) 21,96 24,74 20,80

Fraksi Void maksimum (%) 77,01 77,10 70,00

Untuk membandingan ketiga program

digunakan nilai maximum linier heat density yang

sama yaitu sekitar 613,38 Watt/cm. Dari hasil

tersebut dapat dikatakan hasil perhitungan program

PresTHa-C mendekati hasil perhitungan THAL dan

Kuljian.

Untuk membandingan ketiga program, pada

data teknis Reaktor General Electric BWR 150

MWe telah ditetapkan nilai maximum linier heat

density yang sama yaitu sekitar 613,38 Watt/cm.

Gambar 3 adalah distribusi temperatur pendingin,

permukaan kelongsong bagian luar dan dalam

sedang gambar 4 adalah distribusi steam quality

dan void fraction

Gambar 3. Distribusi Temperatur Pendingin dan

Kelongsong

Pendidihan pada seluruh bagian pendingin

(bulk boiling) terjadi pada posisi sekitar 100 cm dari

bagian inlet teras. Atau sekitar 30,3 % bagian

pendingin belum mengalami bulk boiling. Keadaan

pendingin pada bagian outlet reaktor berada pada

kondisi saturasi. Temperatur outlet pendingin

mencapai temperatur saturasi 290,90oC.

Pada reaktor BWR terjadi aliran pendingin

dalam bentuk campuran uap-air. Semakin besar

panas yang diserap selama melewati kanal

pendingin, maka semakin banyak massa uap yang

terbentuk. Karena densitas uap sangat kecil jika

dibandingkan dengan air, maka kenaikan fraksi uap

(steam quality) yang kecil menghasilkan uap dengan

volume sangat besar. Fraksi uap yang keluar di

bagian outlet sekitar 21,96 % dan Fraksi Void sekitar

70,01 %.

SEMINAR NASIONAL



ISSN 1978-0176


Gambar 4. Distribusi Steam Quality dan Void

fraction

Pada reaktor BWR kualitas uap dan fraksi void

yang dihasilkan cukup rendah, karena kedua hal

tersebut akan mempengaruhi faktor multiplikasi dan

reaktivitas reaktor. Jika kualitas uap dan fraksi void

terlalu tinggi, akan mengakibatkan turunnya

probabilitas terjadinya proses termalisasi neutron

cepat menjadi neutron lambat sehingga akan

menurunkan fluks neutron termal dandensitas daya

reaktor . Hal ini mengingat air selain sebagai

pengambil panas pada teras sekaligus berfungsi

sebagai moderator dalam proses nuklir. Sehingga

perubahan kerapatan air akan mengakibatkan

perubahan profil daya reaktor.

Sedangkan perbedaan cukup jauh pada hasil

perhitungan penurunan tekanan. Hal ini terjadi

karena THAL dan Kuljian menghitung rata-rata

pressure drop seluruh kanal pendingin, sementara

PresTHa-C hanya menghitung 1 kanal pendingin.

5. KESIMPULAN

Berikut kesimpulan yang dapat diambil dari

penelitian ini adalah:

1. Telah dibuat Program Termohidrolik Reaktor Air

Ringan yang diberi nama PresTHaC dan dapat

dijalankan di Personal Computer berbasis

Windows.

2. Perhitungan termohidrolik kanal pendingin

terpanas pada reaktor Westinghouse PWR 150

MWe menggunakan PresTha-C dengan

Maximum Linier Heat Density sebesar 440

Watt/cm menghasilkan :

a. Temperatur pendingin dan material teras : i. Temp. pendingin pada outlet = 322,02oC

ii. Temp. maks. kelongsong luar = 355,54oC

iii. Temp. maks. kelongsong dalam = 413,58oC

iv. Temp. maks. fuel pellet luar = 569,63oC

v. Temp. maks. pusat fuel pellet = 1755,86oC

b. Subcooled boiling terjadi pada 68,2 % bagian

subkanal pendingin.

c. Total Pressure drop sepanjang kanal

pendingin sebesar 2,544 bar.

3. Perhitungan termohidrolik pada reaktor General

Electric BWR 150 MWe menggunakan PresTha-

C dengan Maximum Linier Heat Density sebesar

613.38 Watt/cm menghasilkan :

a. Temperatur pendingin dan material teras : i. Temp. pendingin pada outlet = 290,94oC

ii. Temp. maks. kelongsong luar = 338,59oC

iii. Temp. maks. kelongsong dalam= 439,59oC

iv. Temp. maks. fuel pellet luar = 637,64oC

v. Temp. maks. pusat fuel pellet = 2659,30oC

b. Non-Bulk boiling terjadi pada 30,3 % bagian

panjang subkanal pendingin.

c. Kualitas uap dan Fraksi Void pada bagian

outlet masing-masing sebesar 20,72 % dan

75,67 %.

d. Total Pressure drop sepanjang kanal

pendingin sebesar 0,764 bar.

4. PresTHaC dapat digunakan pada reaktor PWR

dan BWR dengan rentang tekanan 5 MPa sampai

dengan 20 MPa.

5. Dari hasil perbandingan dengan program THAL

dan Kuljian, hasil perhitungan kode komputer

PresTHa-C untuk temperatur pendingin,

kelongsong, dan temperatur pusat bahan bakar

serta kualitas uap dan fraksi void mendekati

perhitungan THAL dan Kuljian. Sedangkan

perbedaan cukup jauh pada hasil perhitungan

penurunan tekanan.

6. Saran

1. Pada kode komputer ini masukan daya

reaktor pada arah radial merupakan fungsi

Bessel sedangkan pada arah aksial

merupakan fungsi Sinusoidal. Sehingga kode

ini terbatas pada reaktor silinder tanpa

reflektor. Untuk dapat melakukan analisa

termohidrolik reaktor silinder dengan

reflektor, maka dibutuhkan modul neutronik

tersendiri yang mampu menghasilkan

distribusi fluks dengan menurunkan

persamaan difusi neutron menggunakan

metode numerik.

2. Kode komputer ini hanya melakukan

perhitungan 1 subkanal pendingin, untuk

dapat menghitung seluruh kanal diperlukan

looping perhitungan pada posisi subkanal

yang lain(pada arah radial) sampai bagian

tepi teras. Sehingga dapat dihitung nilai rata-

rata dari parameter termohidrolik reaktor

tersebut.

SEMINAR NASIONAL



ISSN 1978-0176


6. DAFTAR PUSTAKA

[1] Masaaki, Ucihda. Thermal-Hydraulics of

Nuclear Reactor,Tokai Training Center,JAERI.

[2] Dudderstad, James J and Louis J. Hamilton.

1976. Nuclear Reactor Analysis. Michigan:

John Wiley and Sons,Inc.

[3] Reihman, Thomas C. 1974. Nuclear Engineering

Thermal-Hydraulics Computer Modules, TH-1:

Pressurized Water Reactors, TH-2 :Liquid

Metal Fast Breeder Reactor, TH-3: High

Temperature Gas cooled Reactor, Virginia

Polytechnic Institute.

[4] M. M. El-Wakil. 1971. Nuclear Heat

Transport, Intext, Scranton . [5]

www.delphibasic.co.uk

[6] Sial, Ijaz H. and Parvez, A. 1981. THAL

Computer Code for Thermal Hydraulic

Analysis of Light Water Reactors, Journal

Nucleus Volume 18:3, Karachi, Pakistan.

http://www.eric.ed.gov/ERICWebPortal/Home.portal?_nfpb=true&_pageLabel=ERICSearchResult&_urlType=action&newSearch=true&ERICExtSearch_SearchType_0=au&ERICExtSearch_SearchValue_0=%22Reihman+Thomas+C.%22

http://www.delphibasic.co.uk/

Education

simple Thermalhydraulics code for LWR