Simulasi perilaku transien steam generator pada high temperature gas-cooled nuclear reactor 150 MWt pada kondisi kecelakaan depressurized loss of forced cooling menggunakan program RELAP5-3D - Ardiansyah, Noval Wahyu (2018)
Salah satu komponen penting dalam pembangkitan daya pada reaktor nuklir adalah steam generator. High Temperature Gas-Cooled Nuclear Reactor (HTGR) merupakan salah satu reaktor nuklir dengan suhu keluaran yang tinggi serta menggunakan steam generator berjenis once through helical coil. Salah satu potensi kecelakaan dasar desain pada HTGR adalah Depressurized Loss of Forced Cooling (DLOFC) di mana tekanan pendingin reaktor turun secara signifikan akibat patahan pada saluran pendingin. Transien tekanan dan aliran pendingin ini akan mempengaruhi perilaku dinamik steam generator. Program RELAP5-3D digunakan untuk mensimulasikan respon kejadian transien pada steam generator reaktor HTR berdaya 150 MWt berdasar pada hukum konservasi massa, momentum dan energi yang dirumuskan sebagai two-fluid model beserta relasi-relasi penting hidrodinamika yang lain. Hasil simulasi menunjukan bahwa penurunan laju aliran massa pada sistem primer akan mengakibatkan daya, suhu pendingin primer, suhu pendingin sekunder, fraksi void menjadi turun. Kenaikan atau penurunan tekanan pada sistem pendingin primer akan menyebabkan daya, suhu pendingin primer, suhu pendingin sekunder, fraksi void akan menurun namun akan kembali seperti semula ketika tidak ada perubahan tekanan. Kondisi DLOFC dengan penurunan laju aliran massa sebesar 88,2% dan tekanan sebesar 88,2% menyebabkan turunnya daya sebesar 9 MWt, suhu pendingin primer sebesar 47,33 K, suhu pendingin sekunder sebesar 60,36 K dan fraksi void sebesar 0,0113.