Analisisperpindahanpanassolid material RGTT200K - Sudarmono Sudarmono (Jurnal Teknologi Bahan Nuklir, 2014)
Abstrak Pada saat ini BATAN tengah menyusun konseptual desain reaktor gas temperatur tinggi untuk kogenerasi dengan daya 200MWt yang dinamakan RGTT200K.Reaktor ini menggunakan solid material grafit sebagai moderator dan bahan bakar berpengayaan rendah LEU-TRISO (Low Enriched Uranium-TripleCoated Isotropic), bahan bakar ini menggunakan lapisan grafit di bagian terluar. Grafit memiliki kelakuan yang rumit terkait dengan temperatur tinggi, termasuk perubahan pada sifat termal seperti konduktivitas termal.Oleh karena itu optimasi analisis perpindahan panas solid material di dalam dan di luar teras harus sudah dikerjakan sejak tahap awal desain.Makalahini bertujuan menyampaikan hasil analisis mengenai perpindahan panas solid material RGTT200K, di dalam dan di luar teras reaktor.Analisis dilakukan melalui perhitungan temperatur solid material dan penurunan tekanan gas helium pada RGTT200K menggunakan program THERMIX yang merupakan salah satu program perhitungan panas di dalam program Very Superior Old Program (VSOP). Hasil analisis menunjukkan bahwaperpindahan panas solid material sebagai penyusun bejana reaktor yang diidentifikasi melalui letak atau posisi arah radial di  luar teras berhasil disimulasikan, demikian pula dengan solid material di dalam teras yang merupakan moderator dan bahan bakar. Temperatur solid material tertinggi berada di zona tengah teras sebesar 658oC, sehingga integritassistem pengungkungan produk fisi masih terjaga.   Kata kunci: solid material, RGTT200K, program THERMIX.   Abstract Recently BATAN has been preparinga high temperatur gas reactor conseptual design for cogeneration by power of 200 MWt, namely RGTT200K. The reactor uses graphite solid material as moderator  and LEU-TRISO (Low Enriched Uranium-TripleCoated Isotropic) as fuel element, which graphite is used as outer layer. Regarding to high temperature operation, graphite has complicated characteristics, including thermal conductivity. Therefore the solid material analysis in core and out of the reactor core should be analyzed in the beginning of design.This paper presents the analysis of heat transfer of RGTT200K solid material usingTHERMIX program by calculatingthe solid material temperatures and pressure drop of helium gas, as one of calculation program in Very Superior Old Program (VSOP). The results show that heat transfer of solid material as a reactor vessel component can be simulatedits position succesfully, hence the same with solid material in core as a moderator and fuel element. The highest temperature in the center position is 658oC, therefore the integrity offission product containment is still tenable.   Keywords: solid material, RGTT200K, THERMIX program