Prosidillg Semillar Nasi! Pelleliriall PRSGTaJlll111998/1999

ISSN 0854 - 5278

ANALISIS TRANSIEN TERMOHIDROLIKA TERAS SILlS IDA RSG-GASAKIBAT HILANGNYAPENDINGIN PRIMER (LOFA)

Endiah Puji Hastuti

ABSTRAKANALISIS TRANSIEN TERMOHIDROLIKA TERAS SILISIDA RSG-GASAKIBAT HILANGNYA PENDINGIN PRIMER (LOFA). Analisis terhadap disaintermohidrolika. teras silisida RSG-GAS pacta kondisi transien dilakukan sesuai denganmodel design basic accident. LOFA diasumsikan terjadi ketika laju alir pendinginberkurang hingga mencapai batas minimum yang mengakibatkan sistem proteksi reaktorbekerja. Analisis dilakukan dengan cara membuat pemodelan disain teras dalam bentukpembagian kanal sesuai dengan faktor distribusi radial teras silisida. Selanjutnyaperhitungan dilakukan dengan menggunakan paket program EUREKA-2/RR. Titik beratanalisis dilakukan untuk mempelajari karakteristik keselamatan termohidrolika segerasetelah reaktor scram karena sinyal akibat kurangnya laju alir dan setelah terjadi aliranbalik akibat terbukanya katup sirkulasi alamo Hasil analisismenunjukkanbahwa pacta saatterjadi LOFA, scram terjadi 2,95 detik setelah awal kecelakaan. Suhu maksimum meat,kelongsong dan suhu keluaran pendingin pacta kanal terpanas masing-masing adalah147,83°C, 142,39°Cdan 46,5°C dan DNBR minimumsebesar 1,16. Katup sirkulasi alammembuka pactadetik ke 67,82 setelah awal scram terjadi. Suhu meat maksimum dan suhukelongsong maksimum terjadi 73,10 detik setelah scram. Suhu maksimum pendinginkeluar teras mencapai 78,36°C ketika 70,40 detik setelah scram dan DNBR minimumsebesar 1,74.

ABSTRACTTHERMAL HYDRAULICS TRANSIENT ANALYSIS FOR THE RSG-GAS COREDESIGN DUE TO LOFA. Analysis for the thermal hydraulic silicide core design hasbeen carried out as a design basic accident model. LOFA is assume to be occur while theprimary flow rate reached to the minimal value, the signal will be initiated reactorprotection system to work. The calculation model was developedby divided the core intochannel group according with the silicide radial peaking factors. And then the analysisdone by using EUREKA-2/RR program. The accident sequence has two importantthermal hydraulic behaviors from safety point of view. One just after the reactor scramand the other is after natural circulation flaps open. The analysis results show that thereactor scram takes place 2.95 sec after the accident initiated. The fuel meat maximumtemperature, fuel surface temperature and hot channel outlet coolant temperature each are147.83°C, 142.39°C and 46.5°C, respectively, and the minimum DNBR is 1.16. Thenatural circulation flaps was opened at 67.82 second after the scram initiation time. Thefuel meat and cladding reached to the maximum temperature 132.06°C and 131.2IoC,respectively at 73.10 second after scram initiation. The maximum coolant outlettemperature reaches 78.36"C at 70.40 second and the minimumDNBR is 1.74.

PENDAHULUAN jenis oksida, U3O8menjadi jenis silisida,U3Sizperlu adanya jaminan keselamatan,salah satu diantaranya adalah dari segitermohidrolika. Jaminan keselamatan

Untuk mendukung rencanapenggantian elemen bakar RSG-GAS dari

215

ISSN 0854 - 5278

yang diperoleh dengan eara menganalisiskeselamatan teras reaktor tersebut

selanjutnya akan digunakan sebagai datadukung, guna memperoleh ijinpengoperasianreaktor dari BAPETEN.

Hasil perhitungan neutronik yangdilakukan oleh Liem PH. dkkYJ

menunjukkan kelayakan pemakaianelemen bakar silisida di teras RSG-GAS

dengan tingkat muat 3,55 gU/em3 daTI4,15 gO/em3. Konversi ini akanmemperpanjang waktu tinggal elemenbakar di teras, dari 25 hari (tingkat muat2,% gU/em3) menjadi masing-masing 32hari daTI37 hari. Dari analisis mengenaistrategi konversi elemen bakar, pactatahap pertama direneanakan akandilakukan konversi elemen bakar terasdaTi bahan bakar oksida dengan tingkatmuat 2,96 gU/em3 menjadi bahan bakarsilisidadengan tingkat muat 3,55 gO/em3.

Perhitungan daTI analisistermohidrolika elemen bakar silisidadengan tingkat muat 3,55 gr U/em3 ( 300gr U-235 per elemen bakar), pactakondisitunak (steady state) telah selesaidilakukan. Analisis tersebut dikerjakanberdasarkan basil perhitungan Neutronikpactatingkat muat tersebut. Selain analisiskeselamatan termohidrolika teras pactakondisi tunak, diperlukan pula jaminankeselamatan pacta saar transien. Anali<;iskarakteristik termohidrolika teras silisidaRSG-GAS pacta saar transien, dilakukandengan model design basic accident.Keeelakaan akibat LOFA diasumsikan

terjadi ketika laju aliI pendinginberkurang hingga meneapai batasminimum, yang mengakibatkan sistemproteksi reaktor bekerjal2J. Analisisdilakukan dengan eara membuatpemodelan disain teras dalam bentukpembagian kanal sesuai dengan faktordistribusiradial teras silisida. Selanjutnyaperhitungan dilakukan denganmenggunakan paket program EUREKA-2/RR.

Atlalisis Tramietl Termohidrolika..............

Etldiah Puji Hastuti

Titik berat anahsis.dilakukanuntuk

mempelajari dua kondisi kritiskarakteristik keselamatan termohidrolika.

Pertama adalah kondisi yang terjadisegera setelah reaktor scram (trip), karenasinyal akibat kurangnya laju alir, daTIkondisi kritis kedua yaitu ketika terjadialiran balik akibat terbukanya katupsirkulasi alamo

TEORIDeskripsi Program

Program EUREKA-2/RRdikembangkan oleh Japan Atomic EnergyResearch Institute (JAERI). Program inidigunakan untuk menganalisis kondisikeeelakaan transien yang terjadi pactareaktor berbahan bakar pelat yangdioperasikan dengan suhu dan tekananrendah, seperti RSG-GASI3J. ProgramEUREKA-2/RR dilengkapi dengankemampuan untuk menganalisis kondisitransien dari segi neutronik, karakteristiktermohidrolika dan keeelakaan akibatpenyisipanreaktivitas transien.

Pacta analisis model, teras dapatdibagi dalam beberapa daerah (region)dimana setiap daerah memilikipembangkitan panas, laju aliI massapendingin dan parameter hidrolikatersendiri. Daya reaktor dapat dihitungdari persamaan kinetika reaktor titik(point kinetic reactor) dengan umpanbalik reaktivitas. Model perpindahanpanas diselesaikan dengan pemeeahanpersamaan konduksi panas metode satudimensi gayut waktu. Selain ituEOREKA-2/RR juga dilengkapi dengankorelasi perpindahan panas dengan rasiotluks panas pacta akhir. pendidihan inti(DNBR).

TATA KERJAIPEMODELAN

Untuktransien laju

menganalisis kondisialiI akibat kehilangan

216

Prosidillg Seminar lImit Penelitian PRSGTaJlloz1998/1999

pendingin primer (LOFA), elemen bakardi teras RSG-GAS dikelompokkanmenjadi 5 daerah berdasarkan nilai faktorpuncak daya yang dimiliki oleh setiapposisi. Posisi-posisi iradiasi tidaktermasuk di dalamnya. Setiap daerahtersebut dibagi lagi menjadi masing-masing sepuluh posisi aksial yang berupalempeng panas (heat slab). Salah satudaerah yang merupakan kanal terpanas(hot channel region), mewakili kondisiterburuk dari seluruh posisi di tera..<;.Pacta perhitungan fluks panas pacta kanalterpanas tersebut, digunakan faktorpuncak daya aksial dan radial maksimum.Selain faktor faktor nuklir digunakanpulafaktor ketidakpastian teknis (engineeringfactors) di kanal tersebut. Untukmemperoleh analisis yang teraman makadalam pemodelan LOFA ini umpan balikreaktivitas tidak diperhitungkan.

Pembangkitan daya reaktor pactaanalisis disain teras silisida dianggapseluruhnya berasal. dari elemen bakar.Data Masllkan yang Digunakan

ISSN 0854 - 5278

Daya maksimum yang dibangkitkansesuai dengan analisis keselamatantermohidrolika teras silisida RSG-GAS

pacta kondisi tunak sebesar 25MW[~].Reaktor akan mengalami trip karena lajualir minimum (85%) dari laju alir nominalsebesar 860 kg/det. oleh sebab itu dalammembuat data masukan EUREKA-2/RR

ini, perlu dimasukanprom penurunan lajualir pompa pendingin primer (coast downpump flow ratep].

Dalam penggunaan programEUREKA~2/RR ini diveritikasi denganprogram COOLOD-N. Verifikasidilakukan pacta kondisi tunakmenggunakan asumsi kanal terpanas.Apabila suhu maksimum bahan bakar,kelongsong dan pendingin yang dihitungdengan EUREKA-2/RR memberikan basilyang 2::dari COOLOD-N maka programEUREKA-2/RR telah terverifikasi denganbaik sehingga untuk selanjutnya analisispactakondisi transien dapat dilakukan[3].

Tabell Sifat-sifat flSispelat elemen bakar

Distribusi daya aksial

Distribusi daya aksial teras silisidaRSG GAS dihitung dengan menggunakanprogram perhitungan neutronik 3 dimensi

BATAN-3DIF[I]. Data yang terbagidalam nodalisa..<;iaksial tersebut kemudian

diubah dalam bentuk undak, sepertiterlihat pacta Gambar I.

217

PARAMETER BAHAN BAKAR KELONGSONG

Densitas, g/cm3 5,67 2,70

Kapasitas Panas, kcal/m3 'C 391,57(1O°C) 326,85(1O°C)

409,67 (1OO°C) 426, 85(100°C)

449, 88(1000 °c) 526,85(1000°C)

Konduktivitas Panas, kcallm.jam. °C 74,81 185,73

ISSN 0854 - 5278

J-aKtor alstnt>USI aaya aKSlal

2.102.001.901.801.701.601.501.401.301.201.101.000.900.800.700.600.500.400.300.200.100.00

0.0

Analisis Transien TemlOhidrolika..

Endiah Fuji Has/un

11-LI' ~

rfP .~

~¥ ~

. ~, ~~

. ~~..,"'.~-~

-Distribusi daya aksial denganCITATION

-:!(:-Distribusi daya aksial untukCOOLOD-N

c. Distribusi daya aksial untukCOOLOD

-EUREKA-2

5.0 10.0 15.0 20.0 25.0

Jarak dari atas bahan bakar (em)

30.0 35.0 40.0 45.0 50.0 55.0 60.0

Gambar 1. Distribusi da)'a aksial pada perhitungan teras Silisida RSG-GAS

: Kanal nomor: Kanal nomor: Kanal nomor: Kana! nomor: Kanal nomor

*

***

7

PRTF

PRTF

2.9J41.73

1.48 U6

4 J

L50 0.87 IP

K

J

0.98 1.02 H

CIPIP

0.95

1.30 0.81 0.96

0.67 G

7

I (Hot channel),2,3) tanpa bayangan4, dengan bayangan5 (elemen kendali)

058 I.! PNRA IF

,:,m,$)" HYRA IE

0.82

0.76 1.1"" 0.90

I 0.63 11\9~ I1.38 HYRA IC

HYRA ID

IP 1I.8t 1.25 HYRA I B

us 1.32 1.~7 A

5 J

BeryIIiwn Block R.nector

Gambar 2. Pembagian faktor puncak da)'a radial teras Silisida RSG-GAS

218

10

K

J

H

G

"

F us

"

E 1.23

..D Ll2

"

C 1.3

B

AL111

1.42-1.02

:t:-

IP I U6

Prosiding Seminar Hasil PeneiItian PRSGTahz<n1998/1999

Distribusi daya radial

Faktor puncak daya radial elemenbakar clan elemen kendali yangdihitung dengan program perhitunganBATAN-3DIF, dibagi dalam 5 kelompok.FA clan FR tertinggi berlokasi di H9berisi 1 pelat pendingin clan satu kanalpendingin. Elemen kendali dimasukkandalam 1 kelompok clan elemen bakarsisanya dibagi ke dalam 3 kelompokseperti ditunjukkanoleh Gambar 3.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Ada dua kejadian penting yangperlu diamati pada analisis kecelakaanakibat LOF A yaitu: segera setelah reaktortrip/terpancung clan pada saat katupsirkulasi alam membuka. Analisis

2500

2000

! 1500..~;;:":51000

500

0

0 40 6020

ISSN 0854 -5278

dimulai sejak kondisi tunak laju' alirtercapai hingga saat transien, untuk itudiperlukan data karakteristik penurunanlaju alir pendingin primer (Gambar 3).Seperti telah dijelaskan pada pemodelan,analisis dilakukan pada kondisi terburukagar diperoleh kondisi yang teraman,untuk itu maka LOFA dianalisis tanpamemperhitungkan faktor umpan batikreakti vitas.

Hasil analisis yang dilakukandengan menggunakan programperhitungan EUREKA-2/RR ditunjukkanoleh grafik suhu clanbataskeselamatan sebagai fungsi waktu.Gambar 4 menampilkan karakteristik suhupendingin clan kelongsong elemen bakarpada saat awal terjadinya kecelakaansebagai fungsi waktu

Laju alir teras

80

Waklu (dellk)

160100 120 140

Gambar 3. Kurva penurunan laju aIir pendingin primer teras RSG-GAS.

219

ISSN 085.. - 5278

300

250

Daya

200

E" 150~::>

If)

~ Suhu maks. bahan bakar

100

50'" ~uhu maks. kelongsong

~SUhU keluaran kanal pendingin

0

0 2

Analisis Transien Tenllohidrolika..

Endiah PuJi Hasmti

35

30

25

20 ;:~'"'"

158

10

3Waktu (detlk)

064 5

Gambar 4. Karakteristik kanal terpanas pada disain teras Silisida RSG-GASPada saat awal kecelakaan

Kecelakaan akibat LOFA dimulai

saat kondisi tunak dengan daya reaktorsebesar 25MW. Gambar tersebut

menerangkan kejadian pada awal LOFA.Ketika laju pendingin primer menurunhingga mencapai 85% daTi laju alirnominal (860 kg/det.) reaktor mengalamitrip yang berasal dari sinyal laju alirminimum. Padarnnya reaktor ini terjadipada detik ke-2,45 setelah awalkecelakaan, akan tetapi karena adanyawaktu tunda antara sinyal clantrip selama0,5 detik, maka pada kenyataannya tripbarn terjadi 2,95 detik setelah awalkecelakaan. Penurunan laju alirmengakibatkan pendinginan elemenbakar berkurang selama kurun waktutersebut, sehingga meningkatkan suhupendingin maupun elemen bakar, yangmerupakan kondisi kritis pertama. Suhubahan bakar (meat), suhu kelongsong clansuhu keluaran kanal pendingin masing-masing adalah 147,83°C, 142,39°C clan46,5°c. Nilai rasio akhir pendidihan intiminimum pada saat reaktor trip adalah

sebesar 1,16. Fluks panas terns meluruhsesuai dengan fungsi eksponensial.

Berkurangnya laju alir pendinginakibat LOFA menyebabkan teIjadinyamekanisme pendinginan konveksi bebasdengan membukanya katup sirkulasialamo Sebelum katup sirkulasi alammembuka, panas peluruhan didinginkanoleh aliran sisa yang berasal daTiputaranroda gila (fly wheel) hingga aliranpendingin sisa tinggal 15% daTi laju alirnominal. Setelah itu pendinginan panassisa diteruskan oleh pendinginan konveksibebas. Pada saat katup sirkulasi alammembuka maka terjadi aliran balik,terbukanya katup sirkulasi alam terjadipada detik ke-67,82 setelah awal reaktortrip. Pendinginan elemen bakar yangsemula berlangsung dengan mekanismekonveksi paksa daTi atas ke bawahberubah menjadi pendinginan konveksibebas, yang berlangsung daTi bawah keatas. Aliran pendingin di dalam kanalmenjadi terhenti sesaat. Setelah gaya

220

-Laju alir pada kanal terpanas

Suhu keluaran kanal pendingin

-Suhu maks. kelongsong

/ /~SUhU maks. bahan bakar

f r<~ m'~,"b", ,m",,"

Prosiding Seminar Hasi/ Penelirian PRSGTahl/n 1998/1999

apung dari pendinginan konveksi bebastersebut mampu mengatasi gaya dorongyang tersisa dari aliran pendinginankonveksi paksa, maka pendinginanberlangsung dari bawah ke atas.Meskipun daya reaktor meluruh pactasaattransien, akan tetapi aliran pendingin yangsempatterhenti sesaat, telah menyebabkansuhu kelongsong dan bahan bakar serta

4.0

3.5

3.0

2.5

E~

'2 2.0~~ 1.5,.;;..J

1.0

0.5

0.0

-0.50 20 30 40 50

Waktu (detik)

10

ISSN 0854 -5278

pendingin meningkat kembali. Keadaanini merupakan kondisi kritis kedua.

Karakteristik suhu kelongsong,suhu bahan bakar clan suhu pendinginpacta saat terjadi aliran balik,digambarkanoleh Gambar 5.

180

160

140

120

1000.2-.

80 ~60

40

20

60

0

8070

Gambar 5. Karakteristik kanal terpanas daDlaju alir saat transien pada disain teras SilisidaRSG-GAS.

Pacta detik ke-73,10 suhu bahanbakar clan kelongsong masing-masingmencapai suhu maksimum sebesar132,06°C clan 131,21°c. Suhu pendinginmaksimum sebesar 78,36°C tercapai pactadetik ke-70,40 setelah awal trip clannilairasio akhir pendidihan inti sebesar 1,74.Setelahkondisi kritis kedua ini tercapai,

berangsur-angsur suhu kanal terpanasmenurun kembali clan mencapai kondisisetimbang. Kronologi kecelakaan akibathilangnya pendingin primer secarakeseluruhan sejak kondisi tunak hinggakondisi setimbang setelah katup sirkulasialam membuka, ditunjukan oleh Gambar6

221

ISSN 085-t - 5278

160

140

120

100

E, 80",.,60

Analisis Transien Tennohidrolika..

Endiah Pllji Has/wi

30

25

20

~::E15 ';,.

8

40

'\-Suhu ketuaran kanal pendingin

Suhu maks. ketongsongSuhu maks. bahan bakar

-Daya20

066 67 68 69

Waktu (detik)

10

700

7271

Gambar6. Suhu kanal terpanas daD daya reaktor ketika katup sirkulasi alammembuka pada disain teras Silisida RSG-GAS (25MW).

Karakteristik DNBR pacla kondisitunak hingga terjadinya LOFAditunjukkan oleh Gambar 7. Gambartersebut menunjukkan bahwa fluks panasyang dibangkitkan segera melurnh ketikareaktor mengalami trip karena sinyal lajualir minimum. Paclasaat yang sarna bataskeselamatan terhaclap DNBR mencapainilai minimum 1,16. Fluks panas paclakondisi transien terns melurnh secara

eksponensial sebagai fungsi waktu, hinggareaktor mengalami kondisi kesetimbangankedua setelah katup sirkulasi alam

membuka. Panas sisa basil pelurnhan inidibuang oleh laju alir sisa yang berasalclariputaran roclagila (fly wheel) pompa.

Kemampuan pengambilan panasoleh laju alir sisa ditunjukkan olehpeningkatan nilai batas keselamatanDNBR. Sesaat ketika terjadi aliran balikkarena terbukanya katup sirkulasi alam,nilai batas keselamatan mengalami osilasidan mencapai nilai minimum 1,74.Pengambilan panas pelurnhan oleh aliranbalik temyata meningkatkan nilai batasDNBR ke tingkat yang lebih aman.

222

Prosiding Seminar Hasil Penelitlan PRSGTahlln 1998/1999

6.0

5.0

4.0Fluks panas transien

I-a:m 3.0zc

2.0

1.0

0.0

0 10 20 30

ISSN 0854 .5278

1.8E+{)6

1.6E+{)6

1.4E+{)6

1.2E+{)6

NEE

1.0E+{)6 ~~

8.0E+{)5;-~ii:

6.0E+{)5

4.0E+{)5

2.0E+{)5

40

Waktu (detik)

O.OE+{)O8050 60 70

Gambar 7. Nilai DNBR daD fInks panas transien pada LOFA disain teras Silisida RSG-GAS (25MW).

Ditinjau dari batasan keselamatansuhu maupun barns keselamatan terhadaprasio akhir pendidihan inti, maka kondisikritis pertama yang terjadi sesaat setelahreaktor mengalami trip, lebih berbahayadaripada setelah terjadi aliran balik. Halini disebabkan karena kemampuanpengambilan fluks panas sisa pacta awaltrip, dimana daya reaktor sisa masih besar(sebagai fungsi waktu), lebih kecil apabiladibandingkan dengan kemampuanpengambilan panas sisa saat katupsirkulasi alam membuka. Meskipundemikian kondisi kritis pertama ini masihmenunjukan kondisi keselamatan yangmencukupi.

DAFT AR rUST AKA

KESIMPULAN

Dari hasil analisis transien yangdilakukan terhadap keselamatan reaktorakibat kehilangan pendingin primer(LOF A) pacta disairi teras silisida,diperoleh kesimpulan sebagai berikut:kondisi kritis pertama yang terjadi sesaatsetelah reaktor mengalami trip merupakankondisi yang terburuk dari ranghiankondisi transien akibat LOF A.Karakteristik termohidrolika dan nilai

rasio akhir pendidihan inti, disain terassilisida RSG-GAS akibat LOF A, masihmemenuhi barns kriteria keselamatan yangdipersyaratkan.

1. LlEM PENG HONG, BAKRl ARBIE, TM. SEMBIRING, PRAYOTO, "FuelManagement Strategy for the New Equilibrium Silicide Core Design of RSG-GAS(MPR-30)", Nuclear, Eng and Design, No. 180pg. 207-219, 1998.

2. Anonym, "Safety Analysis Report of the Indonesian Multipurpose Reactor GA-Siwabessy", Rev.7, BATAN, Sept. 1989.

22":\

ISSN 0854 - 5278 A11alisis Tra1l.5iellTemlOhidrolika..............

ElIdiaJr Puji Hasturi

3.. N.OHNISHI,et.al.,"EUREKA-2/RR: A Computer code for the Reactivity AccidentAnalysis in a Water Cooled Reactor", JAERI-M-84-074, 1984.

4. ENDIAH pun HASTUTI and MASANORI KAMINAGA, "Blockage ChannelAnalysis on RSG-GAS Oxide Core and RSG-GAS Silicide Core Design by UsingCOOLOD and COOLOD-N Code", JAERI-Report, 1998

DISKUSI

Pertanyaan (Suroso)Seberapa jauh pengaruh putaran pompa sisa terhadap unjuk kerja suhu tluida?

Jawab (Endiah)Adanya aliran pendingin sisa akibat putaran roda gila pompa untuk mendinginkan panassisa basil peluruhan bahan bakar, sangat membantu proses perpindahan panas ke tluidapendingin. Untuk itu kurva peluruhan laju alir pompa (coast down flow) akibat sinyalaliran minimumdiperhitungkandaDdigunakan sebagai salah satu data masukan.

Pertanyaan (Amir Hamzah)

1. Mengapa reaktivitas feed back tidak diperhitungkan, kalau dilihat dari grafik terlihatbahwa terjadi penambahan temperatur yang cukup tinggi yang berarti reaktivitastemperatur cukup besar dimana ini menjadikan reaktivitas feedback.

2. Mengenai kesimpulan pertama, bagaimana unjuk kerja elemen bakar silisida, apamasih aman? Dan bagaimana hila dibandingkandengan Oksida.

Jawab: (Endiah)

1. Seperti diketahui umpan batik reaktivitas akan memberikan pengaruh pacta dayareaktor. Daya reaktor saat transien justru menjadi lebih rendah apabila umpan balikreaktivitas diperhitungkan sehingga marjin/batas keselamatannya menjadi besar.Sedangkan analisis keselamatan bertujuan untuk mencapai kondisi severe accident,oleh sebab itu limpIDbalik reaktivitastidak diperhitungkan.

2. Unjuk kerja elemen bakar silisida yang terjadi segera setelah reaktor trip (kondisikecelakaan terburuk pacta awal kecelakaan), setelah reaktor berbahan bakar silisidayang dioperasikan pacta daya 25MW, masih memenuhi kriteria marjin/bataskeselamatan yang diperbolehkan. Secara umum apabila dibandingkan dengan terasoksida maka marjin keselamatan teras silisida daTisegi termohidrolika, lebih baik.

224