ABSTRAK ANALISIS TEGANGAN TERMAL PADA DINDING BEJANA TEKAN REAKTOR PWR. Bagian utama di dalam PLTN tipe Pressure Water Reactor (PWR) adalah bejana tekan dan sistem pendingin reaktor. Bejana tekan reaktor sering mendapatkan beban termal, radiasi, tekanan dan kemungkinan korosi. Salah satu masalah di dalam sistim keamanan suatu PLTN adalah, bejana tekan harus mampu menahan tegangan akibat beban termal. Oleh karena itu kajian tentang integritas struktur dari bejana tekan perlu dikaji sehingga

more »

... ritas struktur dapat dijaga selama umur pa-kainya. Salah satu kajian tentang integritas struktur adalah analisis struktur yang ditinjau berdasarkan tegangan dengan cara menvariasikan beban termal. Penyelesaian masalah menggunakan simulasi komputasi elemen hingga dengan perangkat lunak MSC-NASTRAN. Simulasi komputasi menggunakan data bejana tekan reaktor AP1000. Tujuan dari penelitian ini adalah melakukan ana-lisis struktur berdasarkan tegangan akibat beban termal. Analisis tegangan akibat beban termal dil-akukan pada dinding bejana tekan. Hasil simulasi komputasi menunjukkan bahwa pengaruh perbe-daan temperatur inlet dan outlet yang besar akan meningkatkan tegangan termal. Pada kondisi tem-peratur di inlet dan outlet sebesar 427 o C dan 250 o C diperoleh tegangan termal sebesar 248 MPa. Hasil analisis tegangan termal pada kondisi ini masih aman karena besar tegangan yang diizinkan sebesar 1/3 dari nilai tensile strength material. Kata kunci: dinding bejana tekan, tegangan-termal, Code MSC-NASTRAN, PWR ABSTRACT THERMAL STRESS ANALYSIS ON THE WALL OF PWR PRESSURE VESSEL. The main part of the pressurized water reactor (PWR) is a pressure vessel and the reactor coolant system. The reactor pressure vessel often experiences a load of thermal, radiation, pressure and the possibility of corrosion. One of the problems in the safety system of a nuclear power plant is that the pressure vessel must be able to withstand the stress due to thermal loads. Therefore, the study of the structural integrity of the pressure vessel needs to be reviewed so that the integrity of the structure can be maintained during the remaining life. One study on the structural integrity is based on the analysis of the structure. Solving problems is conducted using computational simulation of finite element of MSC-NASTRAN code. The computational simulation uses the data of AP1000 reactor pressure vessel. The purpose of this study was to analyze the structure by stress due to variations of thermal loads carried out on the walls of the pressure vessel. The simulation results indicate that the effect of the temperature difference between the inlet and the outlet is likely to increase the thermal stress. When the inlet and outlet temperature achieve 427 °C and 250 °C, a the thermal stress of 248 MPa is obtained. The results of the thermal stress analysis show that the under operational condition the pressure wall can maintain its integrity since the allowed stress is equal to 1/3 of the value of tensile strength material.