digilib.batan.go.iddigilib.batan.go.id/e-prosiding/file prosiding/energi/pptn_91/reak_nuk... ·...
TRANSCRIPT
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
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.
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
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
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
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
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
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
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
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()
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
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
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
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.
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