<![CDATA[Grid pejarak berfungsi secara mekanik untuk menambah kekuatan perangkat bahan bakar nuklir (BBN) dari getaran yang ditimbulkan oleh aliran pendingin yang mengalir melalui celah subkanal di dalam perangkat BBN. Oleh sebab itu perlu dilakukan analisis termohidrolika reaktor AP1000 pada kondisi tunak untuk mengetahui pengaruh dipasangnya grid pejarak pada perangkat BBN. Metodologi yang dilakukan melakukan perhitungan penurunan tekanan teras, fluks massa dan koefisien hantaran kalor pada perangkat BBN tanpa grid pejarak dan variasi jumlah grid. Pada analisis subkanal terpanas (SKP) ditekankan pada perbandingan termohidrolika reaktor AP1000 pada kondisi tunak antara SKP tanpa grid pejarak dan SKP dengan 8/2 grid-nozzle, dengan menggunakan kode COBRA-EN. Dibandingkan SKP tanpa grid pejarak, maka pemasangan 8/2 grid-nozzle menyebabkan penurunan tekanan teras meningkat 3,74 kali lipat dari 73,99 kPa menjadi 276,88 kPa, fluks massa pendingin dan koefisien hantaran kalor berfluktuasi pada daerah sekitar grid pejarak, menghasilkan proses pengambilan panas oleh pendingin menjadi lebih efektif. Penurunan tekanan yang semakin besar juga akan berakibat pada nilai fluks kalor kritis (CHF) bertambah besar. Karena daya reaktor tidak berubah, maka fluks kalor cenderung berubah kecuali pada daerah grid, oleh sebab itu nilai DNBR menjadi bertambah besar yang berarti marjin keselamatannya juga bertambah besar. Perhitungan untuk SKP dengan 8/2 grid-nozzle dibandingkan dengan desain diperoleh hasil penurunan tekanan teras sebesar 276,88 kPa (perbedaan 0,68%), temperatur outlet pendingin sebesar 325,54oC (perbedaan 0,21%), fluks kalor maksimum sebesar 1635,16 kW/m2 (perbedaan 0,03%) dan MDNBR sebesar 2,48 (lebih besar 14,06% dari batas minimum korelasi W-3). Penambahan 8/2 grid-nozzle memberikan angka keselamatan yang lebih tinggi.Kata kunci: Pengaruh grid pejarak dan nozzle, analisis termohidrolika, AP1000, COBRA-EN. One of the spacer grids function was to increase the mechanical strength of fuel assembly from vibration caused by the coolant flow through the subchannels in the fuel assemblies.Therefore, thermal-hydraulics analysis of AP1000 reactor on steady state condition must be carried out to determine the effect of installing the spacer grids in the fuel assemblies. The methodology were making the calculation such as core pressure drops, mass flux and heat transfer coefficient for fuel assemblies without spacer grids and with variation number of spacer grids. The hottest subchannel analysis was focused on the comparative of thermal-hydraulicsof AP1000 reactor on the steady state condition between the hottest subchannel without spacer grids and the hottest subchannel with 8/2 grid nozzle using COBRA-EN code. Compared to the hottest subchannel without spacer grids, the installing 8/2 grid-nozzles on subchannels affected the core pressure drops increased 3.74 times from 73.99 kPa to 276.88 kPa, the coolant mass flux decreased and the heat transfer coefficient fluctuated in the grid spacer region, having an affect on heat transfer process by collant would be more effective. The greater pressure drop would have an affect on increasing the critical heat flux (CHF). Because of the reactor power didn’t change, the heat flux didn’t prone to change, except near the grid spacer region, so the DNBR would increased, its mean that the safety margin would be better. The calculation for the hottest subchannel with 8/2 grid-nozzles compared to the design gave results the core pressure drop was 276.88 kPa (deviation of 0.68%), the coolant outlet temperature was 325.54oC (deviation of 0.21%), the maximum heat flux was 1635.16 kW/m2 (deviation of 0,03%) and the MDNBR was 2.48 (14.06% greater than the W-3 correlation limit). Installing 8/2 grid-nozzles would gave higher safety margin. Keywords: The influence of nozzle and spacer grid, thermal-hydraulic analysis, AP1000, COBRA-EN.]]>
