Search engine for discovering works of Art, research articles, and books related to Art and Culture
ShareThis
Javascript must be enabled to continue!

PRELIMINARY ANALYSIS OF CORE TEMPERATURE DISTRIBUTION OF EXPERIMENTAL POWER REACTOR USING RELAP5

View through CrossRef
High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR) is a high temperature reactor type having nuclear fuels formed by small particles containing uranium in the core. One of HTGR designs is Pebble Bed Reactor (PBR), which  utilizes helium gas flowing between pebble fuels in the core. The PBR is also the similar reactor being developed by Indonesia National Nuclear Energy Agency (BATAN) under the name of the Reaktor Daya Eksperimental (RDE) or Experimental Power Reactor (EPR) started in 2015. One important step of the EPR program is the completion of the detail design document of EPR, which should be submitted to the regulatory body at the end of 2018. The purpose of this research is to present preliminary results in the core temperature distribution in the EPR using the RELAP5/SCDAP/Mod3.4 to be complemented in the detail design document. Methodology of the calculation is by modelling the core section of the EPR design according to the determined procedures. The EPR core section consisting of the pebble bed, outlet channels, and hot gas plenum have been modelled to be simulated with 10 MWt. It shows that the core temperature distribution under assumed model of 4 core zones is below the limiting pebble temperature of 1,620 °C with the highest pebble temperature of 1,477.0 °C. The results are still preliminary and requires further researches by considering other factors such as more representative radial and axial power distribution, decrease of core mass flow, and heat loss to the reactor pressure vessel.Keywords: Pebble bed, core temperature, EPR, RELAP5 ANALISIS AWAL DISTRIBUSI TEMPERATUR TERAS REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL MENGGUNAKAN RELAP5. High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR) adalah reaktor tipe temperatur tinggi yang memiliki bahan bakar nukir dalam bentuk bola-bola kecil yang mengandung uranium. Salah satu desain HTGR adalah reaktor pebble bed (Pebble bed reactor/PBR) yang memanfaatkan gas helium sebagai pendingin yang mengalir di celah-celah bahan bakar bola di dalam teras. PBR juga merupakan tipe reaktor yang sedang dikembangkan oleh BATAN dengan nama reaktor daya eksperimental (RDE) yang dimulai pada 2015. Salah satu tahapan penting dalam program RDE adalah penyelesaian dokumen desain rinci yang harus dikirimkan ke badan pengawas pada akhir 2018. Tujuan penelitian adalah untuk menyajikan hasil-hasil awal pada distribusi temperatur di teras RDE menggunakan RELAP5/SCDAP/Mod3.4  sehingga dapat melengkapi isi dokumen desain rinci. Metode perhitungan adalah dengan memodelkan bagian teras RDE sesuai hasil penelitian sebelumnya.  Bagian teras RDE yang dimodelkan terdiri dari pebble bed, kanal luaran, dan plenum gas bawah yang disimulasikan pada daya 10 MWt. Hasil simulasi menunjukkan bahwa distribusi temperatur teras dengan asumsi pembagian 4 zona teras mendapatkan temperatur tertinggi sebesar 1477 °C yang masih di bawah batasan temperatur di bola bahan bakar yaitu 1620 °C. Hasil yang diperoleh masih estimasi awal dan membutuhkan penelitian lebih lanjut dengan mempertimbangkan faktor-faktor lainnya seperti distribusi daya aksial dan radian yang lebih representatif, pengurangan aliran teras, dan kehilangan panas teras yang diserap oleh bejana reaktor.Kata kunci: Pebble bed, temperatur teras, RDE, RELAP5
Title: PRELIMINARY ANALYSIS OF CORE TEMPERATURE DISTRIBUTION OF EXPERIMENTAL POWER REACTOR USING RELAP5
Description:
High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR) is a high temperature reactor type having nuclear fuels formed by small particles containing uranium in the core.
One of HTGR designs is Pebble Bed Reactor (PBR), which  utilizes helium gas flowing between pebble fuels in the core.
The PBR is also the similar reactor being developed by Indonesia National Nuclear Energy Agency (BATAN) under the name of the Reaktor Daya Eksperimental (RDE) or Experimental Power Reactor (EPR) started in 2015.
One important step of the EPR program is the completion of the detail design document of EPR, which should be submitted to the regulatory body at the end of 2018.
The purpose of this research is to present preliminary results in the core temperature distribution in the EPR using the RELAP5/SCDAP/Mod3.
4 to be complemented in the detail design document.
Methodology of the calculation is by modelling the core section of the EPR design according to the determined procedures.
The EPR core section consisting of the pebble bed, outlet channels, and hot gas plenum have been modelled to be simulated with 10 MWt.
It shows that the core temperature distribution under assumed model of 4 core zones is below the limiting pebble temperature of 1,620 °C with the highest pebble temperature of 1,477.
0 °C.
The results are still preliminary and requires further researches by considering other factors such as more representative radial and axial power distribution, decrease of core mass flow, and heat loss to the reactor pressure vessel.
Keywords: Pebble bed, core temperature, EPR, RELAP5 ANALISIS AWAL DISTRIBUSI TEMPERATUR TERAS REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL MENGGUNAKAN RELAP5.
High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR) adalah reaktor tipe temperatur tinggi yang memiliki bahan bakar nukir dalam bentuk bola-bola kecil yang mengandung uranium.
Salah satu desain HTGR adalah reaktor pebble bed (Pebble bed reactor/PBR) yang memanfaatkan gas helium sebagai pendingin yang mengalir di celah-celah bahan bakar bola di dalam teras.
PBR juga merupakan tipe reaktor yang sedang dikembangkan oleh BATAN dengan nama reaktor daya eksperimental (RDE) yang dimulai pada 2015.
Salah satu tahapan penting dalam program RDE adalah penyelesaian dokumen desain rinci yang harus dikirimkan ke badan pengawas pada akhir 2018.
Tujuan penelitian adalah untuk menyajikan hasil-hasil awal pada distribusi temperatur di teras RDE menggunakan RELAP5/SCDAP/Mod3.
4  sehingga dapat melengkapi isi dokumen desain rinci.
Metode perhitungan adalah dengan memodelkan bagian teras RDE sesuai hasil penelitian sebelumnya.
  Bagian teras RDE yang dimodelkan terdiri dari pebble bed, kanal luaran, dan plenum gas bawah yang disimulasikan pada daya 10 MWt.
Hasil simulasi menunjukkan bahwa distribusi temperatur teras dengan asumsi pembagian 4 zona teras mendapatkan temperatur tertinggi sebesar 1477 °C yang masih di bawah batasan temperatur di bola bahan bakar yaitu 1620 °C.
Hasil yang diperoleh masih estimasi awal dan membutuhkan penelitian lebih lanjut dengan mempertimbangkan faktor-faktor lainnya seperti distribusi daya aksial dan radian yang lebih representatif, pengurangan aliran teras, dan kehilangan panas teras yang diserap oleh bejana reaktor.
Kata kunci: Pebble bed, temperatur teras, RDE, RELAP5.

Related Results

INVESTIGASI KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIKA TERAS REAKTOR DAYA KECIL DENGAN PENDINGINAN SIRKULASI ALAM MENGGUNAKAN RELAP5
INVESTIGASI KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIKA TERAS REAKTOR DAYA KECIL DENGAN PENDINGINAN SIRKULASI ALAM MENGGUNAKAN RELAP5
ABSTRAK INVESTIGASI KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIKA TERAS REAKTOR DAYA KECIL DENGAN PENDINGINAN SIRKULASI ALAM MENGGUNAKAN RELAP5. Reaktor modular daya-kecil (small modular reactor, S...
Analysis of Pressure Wave Phenomena in Steam Line Piping
Analysis of Pressure Wave Phenomena in Steam Line Piping
One challenging aspect of boiling water reactor (BWR) analysis is the ability to predict the system response following the rapid closure of a steam line control or isolation valve....
RELAP5 SIMULATION FOR SEVERE ACCIDENT ANALYSIS OF RSG-GAS REACTOR
RELAP5 SIMULATION FOR SEVERE ACCIDENT ANALYSIS OF RSG-GAS REACTOR
The research reactor in the world is to be known safer than power reactor due to its simpler design related to the core and operational chararacteristics. Nevertheless, potential h...
ANALISIS KONDISI TERAS REAKTOR DAYA MAJU AP1000 PADA KECELAKAAN SMALL BREAK LOCA
ANALISIS KONDISI TERAS REAKTOR DAYA MAJU AP1000 PADA KECELAKAAN SMALL BREAK LOCA
ABSTRAK ANALISIS KONDISI TERAS REAKTOR DAYA MAJU AP1000 PADA KECELAKAAN SMALL BREAK LOCA. Kecelakaan yang diakibatkan oleh kehilangan pendingin (loss of coolant accident / LOCA) da...
Evaluation of TH multi-scale coupling methods in BEPU analysis
Evaluation of TH multi-scale coupling methods in BEPU analysis
The combined use of thermal-hydraulics system with sub-channel codes (TH-TH coupling) in transient analysis provides an integrated tool with the capability of modelling in detail b...
SIMULATION OF FEED WATER TEMPERATURE DECREASE ACCIDENT IN NUSCALE REACTOR
SIMULATION OF FEED WATER TEMPERATURE DECREASE ACCIDENT IN NUSCALE REACTOR
Study on thermal hydraulic behavior of the NuScale reactor during secondary system malfunction that causes a feed water temperature decrease has been conducted using RELAP5 code. T...
ANALISIS PENGATURAN POSISI CONTROL RODS PADA KONSEP REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL INDONESIA PASCA REACTOR SCRAM
ANALISIS PENGATURAN POSISI CONTROL RODS PADA KONSEP REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL INDONESIA PASCA REACTOR SCRAM
ANALISISPENGATURAN POSISI CONTROL RODS PADA KONSEP REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL INDONESIA PASCA REACTOR SCRAM POST REACTOR SCRAM CONTROL RODS POSITION ADJUSTMENT ANALYSIS FOR THE IN...
DEVELOPMENT OF EXPERIMENTAL POWER REACTOR (EPR) MODEL FOR SAFETY ANALYSES USING RELAP5
DEVELOPMENT OF EXPERIMENTAL POWER REACTOR (EPR) MODEL FOR SAFETY ANALYSES USING RELAP5
Pebble bed reactor design, classified as the high temperature gas-cooled reactor (HTGR), is currently being part of BATAN main program to promote nuclear energy by starting the Exp...

Back to Top