ADVANCED BOILING WATER REACTOR (ABWR)

ADVANCED BOILING WATER REACTOR (ABWR)

Disusun oleh : 1. Obi Ripansyah

(021500448)

2. Pipit Dwi Rahayu

(021500449)

3. Rafa Rumaisha R A Q

(021500450)

4. Rizky Fajarrudin

(021500451)

5. Rizqi Akmalia

(021500452)

6. Safira Rachmadewi

(021500453)

7. Tri Handayani

(021500454)

8. Vindha Lestari Septafiani (021500455) 9. Yudi Irwanto

(021500456)

Elektronika Instrumentasi Teknofisika Nuklir

SEKOLAH TINGGI TEKNOLOGI NUKLIR BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL YOGYAKARTA 2017

ADVANCED BOILING WATER REACTOR (ABWR)

Abstrak

Pemutakhiran teknologi dari reaktor adalah sesuatu yang sangat di perlukan seiring kemajuan zaman terutama setelah reaktor bertipe Boiling Water Reactor mengalami kecelakan operasi di kawasan Chernobyl Ukraina. ABWR (Advance Boiling Water Reactor) adalah salah satu bentuk pemutahiran dari reaktor BWR yakni dengan melakukan beberapa pengembangan dan pemutakhiran yang utamanya terfokus pada peningkatan pengamanan dari sistem kerja reaktor, dengan tetap meningkatkan efisiensi kerjanya, yakni dengan mengupgrade turbin. Namun dari segi kerja, ABWR tidak berbeda jauh prinsipnya dengan BWR, masih bermoderator dan berpendingin air ringan. Meskipun banyak perbaharuan masalah keamanan, antisipasi dari malfungsi atau kegagaglan operasi harus tetap dilakukan, pada makalah ini dibahas beberapa malfungsi serta cara mengatasinya. Kata kunci : ABWR, komponen, cara kerja, malfungsi.

Abstract Renewal of reactor techonology is absolutely needed as the time passed, especially after the BWR reactor has an catastrophic accident in Chernobyl, Ukraine. The ABWR reactor is a update types of BWR with some improvement which is focused to improve the safety system of a nuclear reactor and also increasing the value of reactor efficiency with upgrading the turbine. But beside all of the upgrade, the ABWR still have the same principle as the BWR, they are both using light water as moderator and coolant. Altough many of improvement on this reactor safety system, the anticipation of reactor malfunction is still needed. So in this papers, the malfunction and how to solve it is also discussed. Keywords : ABWR, Component, Operation, Malfunction.

Advanced Boiling Water Reactor_kelompok 4_Elins 2015 | 2

KATA PENGANTAR

Assalamu‘alaikum Wr. Wb. Puji syukur marilah kita panjatkan kehadirat Allah SWT atas segala rahmat dan karunia-Nya, sehingga penulis dapat menyelesaikan pembuatan makalah dengan judul ―Anvanced Boiling Water Reactor (ABWR)‖ sebagai tugas mata kuliah PLTN dan pembangkit daya konvensioanl. Makalah ilmiah ini telah kami susun secara maksimal dengan bantuan dari berbagai pihak. Untuk itu kami ingin menyampaikan banyak terima kasih kepada. 1. Bapak Prof. Ir Syarip selaku dosen mata kuliah PLTN dan Pembangkit Daya 2. Teman-teman yang selalu memberikan dukungan baik moral dan materil kepadakami. 3. Berbagai pihak yang telah berkontribusi dalam pembuatan makalah ini. Makalah ini berisi mengenai ABWR secar umum dan komponen-komponennya serta cara pengoperasian dan kelainan fungsi pada reaktor ini. Makalah ini diharapkan dapat digunakan sebagai bahan pembelajaran maupun sebagai bahan studi literatur. Kami menyadari bahwa makalah ini masih banyak kekurangan baik dari segi isi, susunan bahasa maupun tata tulisnya. Oleh sebab itu dengan segala kerendahan hati penulis menerima masukan, saran dan kritik yang membangun guna menyempurnakan makalah ini. Semoga makalah ini dapat memberikan manfaat terutama bagi mahasiswa dibidang ketenaganukliran dan masyarakat serta lingkungan secaraluas. Wassalamu‘alaikum Wr. Wb.

Yogyakarta, April 2017

Penulis


DAFTAR ISI

ABSTRAK ...................................................................................................................... 2 KATAPENGATAR ........................................................................................................ 3 DAFTAR ISI ................................................................................................................... 4 DAFTARGAMBAR ....................................................................................................... 5 BAB I PENDAHULUAN. .............................................................................................. 6 1.1. Latar Belakang .......................................................................................... 6 1.2. Rumusan Masalah ..................................................................................... 7 1.3. Metode Penulisan ...................................................................................... 7 1.4. Tujuan ....................................................................................................... 7 BAB II. PEMBAHASAN ............................................................................................... 9 2.1. PLTN Secara Umun dan Jenisnya ............................................................. 9 2.2. Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) ............................................ 10 2.3. Karakteristik dan Komponen Penyusun ABWR ..................................... 11 2.3.1. Reinforced Concrete Containment Vessel ................................... 13 2.3.2. Reactor Pressure Vessel .............................................................. 13 2.3.3. Steam Dryer dan Steam Separator .............................................. 14 2.3.4. Fuel Assembly .............................................................................. 15 2.3.5. Batang Kendali (Control Rod)..................................................... 15 2.3.6. Reactor Internal Pump ................................................................ 16 2.3.7. Fine Motion Control Rod Drive System ...................................... 17 2.3.8. Control Rod Drive mechanism handling Machine ...................... 19 2.3.9. Main Steam Pipe.......................................................................... 19 2.3.10. Turbin dan Generator .................................................................. 19 2.3.11. Pemodelan Sistem ....................................................................... 20 2.3.12. Model Matematika – Nuclear Steam Suply System (NSSS)........ 20 2.3.13. Asumsi Model ............................................................................. 21 2.3.14. Model Reaktor Daya.................................................................... 22 2.3.15. Model Bahan Bakar ..................................................................... 25 2.3.16. Model Peluruhan Panas ............................................................... 26 2.3.17. Model Hidrolik ............................................................................ 26 2.3.18. Model Kubah Bejana ................................................................... 27 2.3.19. Perputaran Alami ......................................................................... 28 2.3.20. Arus Feedwater ............................................................................ 28 2.3.21. Sistem Uap Utama ....................................................................... 28 2.4. Cara Operasi ABWR .............................................................................. 29 2.4.1. Sistem ECC Pasif ...................................................................... 30 2.4.2. Pengaturan Daya keluaran......................................................... 31 2.4.3. Pengendalian dan Perlindungan Sistem .................................... 32 2.5. Malfunction pada ABWR ....................................................................... 35 2.5.1. Kehilangan air umpan – kedua kesalahan pompa FW .............. 35 2.5.2. Beban Penolakan ....................................................................... 37 2.5.3. Ketidaksengajaan inisiasi isolasi kondensor ............................. 38 2.5.4. Ketidaksengajaan pembukaan katup pemotong ........................ 39 2.5.5. Penurunan aliran uap puncak .................................................... 39 2.5.6. Kenaikan aliran uap dari puncak ............................................... 40 2.5.7. Katup penghambat turbin kegagalan PT rendah ....................... 40 2.5.8. Katup pengaman pada satu saluran uap utama gagal terbuka ... 41 Advanced Boiling Water Reactor_kelompok 4_Elins 2015 | 4

BAB III PENUTUP....................................................................................................... 42 3.1.Kesimpulan .............................................................................................. 42 3.2.Saran ......................................................................................................... 42 DAFTAR PUSTAKA ..................................................................................................... 43 PERTANYAAN DAN JAWABAN ............................................................................... 44 DAFTAR GAMBAR Gambar 2.1. Perbandingan struktur PLTU dan PLTN......................................................9 Gambar 2.2.Plant Overview PLTN ABWR.....................................................................11 Gambar 2.3.Penyusun Bangunan Reaktor ABWR. .......................................................... 12 Gambar 2.4.Bejana Pengukung Reaktor ........................................................................... 13 Gambar 2.5. Struktur Bejana Tekan Reaktor .................................................................... 14 Gambar 2.6. Steam Separator ........................................................................................... 14 Gambar 2.7. Fuel Assembly.............................................................................................. 15 Gambar 2.8.Batang Kendali .............................................................................................. 16 Gambar 2.9.Struktur Reactor Internal Pump .................................................................... 17 Gambar 2.10.Struktur FMCRD.......................................................................................18 Gambar 2.11. CRDMHM ............................................................................................... 19 Gambar 2.12. Model Konfigurasi dan jalur aliran .......................................................... 20 Gambar 2.13. Diagram Skematik model inti .................................................................. 21 Gambar 2.14.Model Reaktor Daya ................................................................................. 22 Gambar 2.15. Data Reaktor ............................................................................................ 24 Gambar 2.16. Bank batang kendali ................................................................................. 24 Gambar 2.17. Natural Circulation Flow......................................................................... 28 Gambar 2.18. Grafik trend .............................................................................................. 32 Gambar 2.19. Indikator Reaktor Scram .......................................................................... 36 Gambar 2.20. Tampilan Simulator saat reaktor scram 1 ................................................ 37 Gambar 2.21. Tampilan Simulator saat reaktor scram 2.................................................38


BAB I PENDAHULUAN

1.1

Latar Belakang Sekarang ini pasokan listrik di dunia sudah mulai menurun apalagi di Indonesia yang

sudah sangat sering terjadi. Hal ini diperparah dengan kenaikan harga minyak dan turunnya jumlah kadar batu bara di bumi yang merupakan sumber daya alam yang tidak dapat diperbaharui. Selian itu, energi yang telah ditemukan saat ini untuk kegiatan pembangkitan listrik juga dinilai kurang efisien dan masih belum bisa mencukupi konsumsi listrik khususnya di Indonesia. Pembangunan Pembangkit Tenaga Nuklr (PLTN) merupakan salah satu pilihan yang dapat diambil Indonesia untuk memenuhi kebutuhan energi yang semakin meningkat, mengingat beberapa negara susah menggunakan teknologi ini dan berhasil menambah suplai energi mereka. Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir atau PLTN adalah sebuah pembangkit daya thermal yang menggunakan satu atau beberapa reaktor nuklir sebagai sumber panasnya. Prinsip kerja sebuah PLTN hampir sama dengan sebuah PLTU yang menggunakan uap bertekanan tinggi untuk memutar turbin. Putaran turbin inilah yang diubah menjadi energi listrik. Perbedaannya terletak pada sumber panas yang digunakan untuk menghasilkan panas. Sebuah PLTN menggunakan bahan radioaktif seperti Uranium sebagai sumber panasnya dengan memanfaatkan reaksi pembelahan (fisi) inti Uranium dan menghasilkan energi panas yang sangat besar dan menguapkan air yang digunakan sebagai moderator. Uap yang dihasilkan memiliki tekanan yang tinggi digunakan untuk memutar turbin. Tenaga gerak putar turbin ini kemudian diubah menjadi tenaga listrik dalam sebuah generator. Perbedaan PLTN dengan pembangkit lain terletak pada bahan bakar yang digunakan untuk menghasilkan uap, yaitu Uranium. Reaksi pembelahan (fisi) inti Uranium menghasilkan tenaga panas (termal) dalam jumlah yang sangat besar serta membebaskan 2 sampai 3 buah neutron. Namun, teknologi ini tidak serta merta langsung diterima oleh masyarakat indonesia. Banyak sekali pro dan kontra yang mengikuti perkembangan PLTN ini. Masyarakat masih banyak yang meragukan tingkat keselamatan PLTN dan sering mengaitkan kenukliran dengan bom yang pada tahun 1945 berhasil menghancurkan kota Hiroshima dan Nagasaki di Jepang. Hal ini menambah keraguan masyarakat akan keunggulan dan manfaat yang ditawarkan PLTN serta menolak pembangunan PLTN di Indonesia.


Penolakan yang banyak dilayangkan tidak serta merta membuat penelitian dan pengembangan PLTN berhenti begitu saja. Sekarang ini telah banyak dilakukan pengembangan reaktor PLTN menuju yang lebih baik. Ada banyak jenis PLTN di dunia berdasarkan pada jenis reaktornya. Namun, pada dasarnya cara kerja dari banyak reaktor PLTN itu adalah hampir sama. Contoh reaktor yang sekarang ini banyak digunakan untuk pembangkit daya adalahPreassured Water Reactor (PWR) dan Boiling Water Reactor (BWR). Kedua reaktor tersebut juga telah mengalami pengembangan seperti pada BWR telah mengalami perkembangan dan pembaharuan menjadi ABWR (Anvanced Boiling Water Reactor). Pada makalah ini akan dibahas mengenai ABWR dan teknologi yang diusungnya serta bagaimana aspek keselamatan diimplementasikan dalam desain dan pengoperasian sehingga PLTN layak dijadikan pilihan untuk menyuplai kebutuhan energi listrik di Indonesia.

1.2

Rumusan Masalah Dari latar belakang yang telah dipaparkan dapat dibuat rumusan masalah sebagai berikut : 1. Bagaimana prinsip dan cara kerja PLTN secara umum dan apa saja jenis PLTN di dunia? 2. Bagimana perkembangan reaktor air didih terbarukan (ABWR)? 3. Apa saja komponen penyusun ABWR dan bagaimana cara kerja dari masingmasing komponenserta bagaimana permodelannya? 4. Bagaimana cara pengoperasian ABWR dalam berbagai hal? 5. Baigaiman pengoperasian PLTN saat terjadi malfunction dan cara mengatasinya?

1.3

Metodologi Penulisan Metode penulisan yang digunakan dalam penulisan makalah ini adalah studi pustaka,

dimana penulis menggunakan beberapa sumber referensi tertulis berupa buku-buku pustaka. Digunakan pula media lain seperti pencarian bahan tulisan melalui situs internet, buku - buku referensi, buku manual dan jurnal-jurnal yang berkaitan sebagai bahan acuan dan referensi serta sebagai pembanding. Selian itu, penulisan makalah ini juga didasarkan atas analisis simulasi yang dilakukakan menggunakan simulator ABWR dengan sistem keselamatan pasif.

1.4

Tujuan


-

Mengetahui prinsip dan cara kerja PLTN secara umum serta mengetahui jenis-jenis PLTN.

-

Mengenal reaktor ABWR dan perkembangannya.

-

Mengetahui komponen penyusun ABWR dan cara kerja masing-masing komponen penyusun serta permodelannya

-

Mengetahui cara pengoperasian PLTN ABWR.

-

Mengetahui cara pengoperasian PLTN saat terjadi malfunction dan cara mengatasinya


BAB II PEMBAHASAN

2.1

PLTN Secara Umun dan Jenisnya Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir adalah sebuah pembangkit daya thermal yang

menggunakan satu atau beberapa reaktor nuklir sebagai sumber panasnya. Secara umum prinsip kerja sebuah PLTN hampir sama dengan sebuah Pembangkit Listrik Tenaga Uap, menggunakan uap bertekanan tinggi untuk memutar turbin. Perbedaannya ialah sumber panas yang digunakan untuk menghasilkan panas. Sebuah PLTN menggunakan Uranium sebagai sumber panasnya. Pada Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir, uap tersebut dihasilkan dari panas yang dihasilkan dari reaktor nuklir. Kemudian panas tersebut disalurkan ke air pendingin yang kemudian dipergunakan untuk membangkitkan uap didalam steam generator. Uap yang dihasilkan selanjutnya dipergunakan untuk memutar turbin.Perputaran turbin kemudian digunakan untuk menggerakkan generator. Putaran turbin inilah yang mengubahnya menjadi energi listrik. Sementara itu uap dari turbin diubah kembali menjadi air di dalam kondensator untuk kemudian dipompakan kembali ke steam generator. Perbandingan struktur PLTU dengan PLTN ditunjukkan pada gambar 2.1. Reaktor

nuklir

adalah suatu tempat atau perangkat yang digunakan untuk membuat, mengatur, dan

menjaga

kesinambungan

reaksi

nuklir berantai pada laju yang

tetap,

berbeda

dengan bom nuklir yang reaksi berantainya terjadi pada orde pecahan detik dan

tidak

terkontrol.

Gambar 2.1 Perbandingan struktur PLTU dan PLTN

Reaktor nuklir digunakan untuk banyak tujuan contohnya banyak digunakan untuk membangkitkan listrik. Saat ini, semua reaktor nuklir komersial berbasis pada reaksi fisi nuklir, dan sering dipertimbangkan masalah risiko keselamatannya. Untuk mengendalikan reaksi nuklir diperlukan reaktornuklir. Komponen dasar dari reaktor nuklir adalah sebagai berikut : bahan bakar nuklir berbentuk batang logam berisi Advanced Boiling Water Reactor_kelompok 4_Elins 2015 | 9

bahan radioaktif yang berbentuk pelat, moderator berfungsi menyerap energi neutron, reflektor berfungsi memantulkan kembali neutron, pendingin berupa bahan gas atau logam cair untuk mengurangi energi panas dalam reaktor, batang kendali berfungsi menyerap neutron untuk mengatur reaksi fisi,perisai merupakan pelindung dari proses reaksi fisi yang berbahaya. PLTN dikelompokkan berdasarkan jenis reaktor yang digunakan. Tetapi ada juga PLTN yang menerapkan unit-unit independen, dan hal ini bisa menggunakan jenis reaktor yang berbeda. Dalam tulisan kali ini yang akan dibahas adalah mengenai reaktor ABWR (Anvanced Boiling Water Reactor) yang masuk kedalam reaktor fisi jenis thermal. Reaktor thermal sendiri adalah reaktor yang menggunkan moderator neutron untuk melambat neutron sehingga mereka dapat menghasilkan reaksi fisi selanjutnya.

2.2

Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) Reaktor air didih lanjut atau Advanced boiling water reactor (ABWR) adalah reaktor

air mendidih Generasi III. ABWR saat ini ditawarkan oleh GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) dan Toshiba. ABWR menghasilkan tenaga listrik dengan menggunakan uap untuk daya turbin yang terhubung ke generator, uap dididihkan dari air dengan menggunakan panas yang dihasilkan oleh reaksi fisi dalam bahan bakar nuklir. ABWR (Advanced Boiling Water Reactor) merupakan reaktor air didih lanjut, yaitu tipe modifikasi dari reaktor air didih (BWR)merupakan reaktor air ringan kedua yang paling umum dengan desain siklus langsung yang menggunakan komponen pasokan uap yang lebih sedikit lebih besar dibandingkan reaktor bertekanan air (PWR), yang mempekerjakan siklus tidak langsung. Perbaikan ditekankan pada keandalan, keselamatan, limbah yang rendah, kemudahan operasi dan faktor ekonomi. Perlengkapan khas ABWR yang mengalami perbaikan desain adalah (1) pompa internal, (2) penggerak batang kendali, (3) alat pengatur aliran uap, (4) sistem pendinginan teras darurat, (5) sungkup reaktor dari beton pra-tekan, (6) turbin, (7) alat pemanas untuk pemisah uap (penurun kelembaban). Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) merupakan proyek reaktor berteknologi maju dan berukuran besar yang pertama diimplementasikan pada pembangunan reaktor Kashiwazaki-Kariwa unit 6 dan 7 di Jepang dan dioperasikan pada tahun 1996 dan 1997. Reaktor ini adalah reaktor jenis ABWR (1356 MWe). Seluruh sistem reaktor ABWR ini mengalami peningkatan teknologi dan prosedur operasional, kinerja dan burn up yang lebih baik, interface manusia-mesin dengan komputer dan peningkatan latihan dengan simulator. Reaktor ini merupakan PLTN mutakhir dan modern pertama di dunia yang mempunyai Advanced Boiling Water Reactor_kelompok 4_Elins 2015 | 10

kapasitas listrik netto yang tertinggi.Desain pabrik ABWR standar memiliki output listrik bersih sekitar 1,35 GW (3,926 GW tenaga panas). Sedangkan BWR sekitar 1,1 GW (3,293 GW tenaga panas). Reaktor ABWR ini menggunakan sistem resirkulasi dengan pompa internal, mekanisme penggerakan batang kendali yang baik, tiga sistem pendinginan darurat, dan bejana pengungkung beton. Dengan desain ini diperoleh faktor ketersediaan yang meningkat, keselamatan yang lebih tinggi, reaktor yang lebih kompak dan mudah digunakan, dan sistem turbin yang efisien. Cara kerja dari ABWR sendiri tidak jauh berbeda dengan jenis reaktor air didih sebelumnya. Reaktor tipe ini menggunakan air (H2O) sebagai pendingin dan moderator. Air pendingin digunakan untuk mengambil panas yang dihasilkan dalam teras reaktor (reactor core) sehingga temperatur air akan naik. Temperatur air dibiarkan meningkat hingga mencapai titik didih. Uap yang dihasilkan pada proses pendidihan air kemudian disalurkan untuk memutar turbin yang terhubung dengan generator listrik. Dalam reaktor tipe ini, uap yang terbentuk akan menyebabkan reaktivitas reaktor menjadi negatif. Reaktivitas negatif dapat menahan kenaikan daya reaktor, sehingga penambahan reaktivitas (penaikan daya reaktor) dapat dikendalikan secara stabil dengan batang kendali.

2.3

Karakteristik dan Komponen Penyusun ABWR Untuk sebuah PLTN dengan reaktor jenis ABWR terdiri dari beberapa bangunan

seperti yang terlihat pada gambar 2.2 berikut. Gambar 2.2 Plant Overview PLTN ABWR Advanced Boiling Water Reactor_kelompok 4_Elins 2015 | 11

Bangunan yang ditunjuk oleh nomor 1 adalah bangunan operasi darurat (Emergency Operations Building), 2 adalah tempat parkir kendaraan, 3 adalah backup building, 4 untuk bangunan kantor administrasi, 5 adalah service building, 6 adalah bangunan reaktor sendiri, 7 merupakan bangunan tempat pengolahan limbah dan 7 adalah bangunan turbin yang berdekatan dengan bangunan reaktor. Bangunan reaktor sendiri didalamnya terdiri banyak komponen yang menyusun. Pada gambar 2.3 menunjukan bentuk bangunan reaktor ABWR dan komponen penyusunnya. Gambar berikut merupakan desain dari perusahaan GE Hitachi (Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd) yang berada di United Kingdom. Reaktor ABWR merupakan reactor daya pembangkit listrik tenaga nuklir yang menggunakan air ringan sebagai pendingin maupun modearatornya. Pada raktor daya yang dimanfaatkan adalah uap panas bersuhu dan bertekanan tinggi yang dihasilkan oleh reaksi fisi untuk memutar turbin, sedangkan neutron cepat dihasilkan diubah menjadi neutron lambat untuk berlangsungnya reaksi berantai dan sebagian lagi tidak dimanfaatkan. Reaksi fisi berantai hanya terjadi apabila neutron termal atau lambat mampu menembak Uranium-235 yang lainnya hingga terjadilah reaksi berantai secara terus menerus. Cara mengubah neutron yang berkecepatan tinggi menjadi neutron berkecepatan rendah (neutron lambat) adalah dengan menumbukkannya pada inti atom hidrogen dalam air. Jadi air di dalam kolam reaktor ini berfungsi sebagai pemerlambat (moderator), sebagai pendingin dan juga sebagai perisai radiasi. Beberapa bahan pada umumnya yang dipergunakan sebagai bahan pendingin reaktor nuklir adalah air ringan (H2O).


Gambar 2.3. Penyusun Bangunan Reaktor ABWR Berikut adalah penjelasan untuk masing-masing komponen penyusun atau penunjang reaktor, yaitu : 1. Reinforced Concrete Containment Vessel 2. Reactor Pressure Vessel 3. Steam Dryer 4. Steam Separator 5. Fuel Assembly 6. Control Rod 7. Reactor Internal Pump 8. Fine otion Control Rod Drive System 9. Control Rod Drive Mechanism Handling Machine 10. Main Steam Piping Berikut adalah penjelasan untuk masing-masing komponen dan komponen pendukung lain yang berada diluar gambar 2.3 yaitu : 2.3.1 Bejana Pengukung Beton Pra-Tekan (Reinforced Concrete Containment Vessel) Untuk meningkatkan aspek keselamatan dan aspek ekonomi, bejana tekan reactor terbuat dari beton berulang baja (RCCV). Oleh karena pipa pendingin tidak ada, penerapan RPV dan desain titik berat reactor yang rendah serta terintegrasinya RCCV dengan bangunan reaktor maka reaktor akan lebih tahan terhadap gempa. Keistimewaan bejana pengukung reaktor dari bahan gabungan

beton

bertulang

baja

dengan keuntungan sebagai berikut : titik beratnya lebih rendah, bejana pengukung

terintegrasi

dengan

bangunan,

tahan

gempa,

pembangunannya singkat. Gambar 2.4 menunjukkan penampakan dari bejana pengukung reaktor. Gambar 2.4 Bejana Pengukung Reaktor 2.3.2 Bejana Tekan Reaktor (Reactor Pressure Vessel) Bejana tekan reaktor merupakan jantung dari pembangkit listrik tenaga nuklir dimana tempat bahan bakar dan reaksi fisi terjadi, menciptakan panas untuk menghasilkan uap. Advanced Boiling Water Reactor_kelompok 4_Elins 2015 | 13

Bejana tekan ditunjukkan oleh nomor 2 pada gambar 2.3 mengandung komponen seperti : bahan bakar, batang kendali, pengering uap, Uap pemisah, dan sebainya sebagaimana ditunjukkan pada gambar 2.5.

Gambar 2.5 Struktur Bejana Tekan Reaktor

2.3.3 Pengering Uap (Steam Dryer) dan Pemisah Uap (Steam Separator) Di terdapat

atas

teras

konstruksi

reaktor perangkat

pemisah uap-air (steam separator) pada nomor 4 di gambar 2.3 dan di

atas

perangkat

pemisah

terdapat perangkat pengering uap yang ditunjukkan oleh nomor 3 pada gambar 2.3. Pemasangan kedua perangkat ini ditujukan untuk menjamin agar uap yang akan

dipakai

untuk

memutar

turbin benar-benar berupa uap

Gambar 2.6 Steam Separator

kering sehingga turbin tidak mudah berkarat

akibat

terkontaminasi oleh uap yang mengandungkadar air kecil. Uap yang dihasilkan oleh ABWR mengandung unsur radioaktif karena air moderator dan pendingin berkontak langsung dengan bahan bakar uranium. Steam separator disini juga berfungsi untuk menghilangkan aktivitas unsur radioaktif yang dihasilkan sebab unsur Advanced Boiling Water Reactor_kelompok 4_Elins 2015 | 14

radiaktif yang dihasilkan memiliki waktu paruh yang sangat singkat, sehingga aktivitasnya sudah hilang sebelum atau selama uap menuju turbin.

2.3.4 Perangkat Bahan Bakar (Fuel Assembly) Perakitan bahan bakar telah mengalami pengujian yang ketat dan diharapkan untuk menjadi lebih dapat diandalkan dibandingkan lainnya, desain bahan bakar mencegah kegagalan bahan bakar lebih dari setiap desain lain karena standar saringan Defender. 1. peningkatan Energi :  Mampuberoperasi 24 bulan pada daya 120%  Kemampuan paparan (hingga rata-rata bundel 60MWd / t)  Energi Bundle (massa bahan bakar Tinggi, Tinggi Pengayaan pelet)

Gambar 2.7 Fuel Assembly

2. Fleksibilitas operasi  Peningkatan Daya Kritis  Peningkatan dayamesin  Penurunan Tekanan Rendah 3. Keandalan bahan bakar  Puing Resistance  Hydrogen Resistance

2.3.5 Batang Kendali (Control Rod) Batang kendali berfungsi sebagai penyerap neutron untuk mengendalikan reaksi fisi yang terjadi (tingkat kekritisan reaktor). Batang kendali terbuat dari bahan yang mudah menyerap neutron, misalnya kadmium dan boron atau campuran dari keduanya. Reaktor dikatakan dalam keadaan kritis jika neutron rata-rata yang melakukan reaksi sama dengan Advanced Boiling Water Reactor_kelompok 4_Elins 2015 | 15

satu. Jika neutron ratarata kurang dari satu dikatakan reaktor dalam keadaan subkritis. Jika neutron rata-rata lebih dari satu, reaktor dikatakan dalam keadaan superkritis. Keadaan ini sangat membahayakan reaktor karena dapat menyebabkan reaktor meledak. Hal ini pernah

terjadi pada reaktor Chernobyl pada tahun 1986. Gambar 2.8 Batang kendali Pergerakan batang kendali pada ABWR diatur oleh Sistem penggerak batang kendali yang disebut Fine Motion Control Rod Drive System (FMCRD).

2.3.6 Pompa Internal Reaktor (Reactor Internal Pump) Evolusi desain teras BWR dimulai dengan desain BWR-1,kemudian evolusi BWR-1 menjadi BWR-2 dengan meningkatkan sistem siklus ganda menjadi siklus langsung (direct cycle), sehingga dengan desain ini dapat memperkecil kegagalan dan meningkatkan angka keselamatan serta menekan biaya komponen. Kemudian sistem pendinginan teras darurat diubah dengan mempercepat kecepatan panas bahan bakar dengan mengganti injeksi pompa biasa menjadi sistem injeksi pompa jet (jet-pump) yang ditempatkan di antara core shroud support dan permukan dalam bejana didih. Desain ini dinamakan BWR-3, kemudian ditingkatkan lagi menjadi BWR-4. Perubahan dilaksanakan dengan mengubah rapat daya teras dengan mengubah tipe bundel bahan bakar dari 40,74 kW/liter menjadi 49,16 kW/liter (model P/BP8x5R) selanjutnya ditingkatkan lagi menjadi 50,15 kW/liter (model GE4), dan 50,5 kW/liter (model GE5) dengan mengubah tipe bundle bahan bakar. Kemudian BWR-4 menjadi BWR-5 dengan meningkatkan keselamatan pendingin teras darurat dan pemasangan instalasi komponen valve flow control pada sistem resirkulasi. Kemudian menjadi BWR-6 dengan peningkatan jet-pump, pemisah uap dan sistem ECCS, Advanced Boiling Water Reactor_kelompok 4_Elins 2015 | 16

dan

perubahan

desain

bahan

bakar.

bundel

Evolusi dalam hal sistem pembangkit

uap

nuklir,

evolusi yang dilaksanakan adalah

sistem

sirkulasi

pendingin reaktor ABWR mengadopsi internal

pompa

berjenis

motor

basah tanpa mengunakan shaft

seal.

resirkulasi reaktor

Pompa pendingin

pada

desain

sebelumnya terletak di luar bejana pressure

tekan vessel,

(reactor RPV),

pada desain BWR dipasang

Gambar 2.9. Struktur Reactor Internal Pump

di dalam bejana. Hal ini membuat berkurangnya pemipaan eksternal di luar bejana, yang tentunya memberikan peningkatan terhadap keselamatan dan pengoperasian reaktor. Teras reaktor akan tertutup dan terselubungi dengan air dalam hal terjadinya kejadian loss of coolant accident (LOCA). Pusat gravitasi ABWR akan menjadi lebih rendah dibandingkan BWR, sehingga meningkatkan ketahahan terhadap gempa. Penyusun pompa internal ditunjukkan pada gambar 2.9. Pompa internal Reaktor langsung dipasang ke bagian bawah bejana tekan reaktor nuklir(seperti yang ditunjukkan pada gambar di bawah) dan perlengkapan pendingin (air) ke inti reaktor.Dengan mengendalikan kecepatan rotasi Pompa internal Reaktor dan aliran teras reaktor

sehingga

mengendalikan

output

daya

pembangkit

listrik

tenaga

nuklir

ini.Dibandingkan dengan pompa eksternal pada BWR, daya motor penggerak dan paparan radiasi dapat dikurangi karena penghapusan pipa resirkulasi eksternal.

2.3.7 Sistem Penggerak Batang Kendali (Fine Motion Control Rod Drive System) Sistem penggerak batang kendali menggunakan sistem fine motion control roddrive (FMCRD). ABWR mengombinasikan fungsi FMCRD dimana dapat menggerakkan batang kendali menggunakan motor listrik sebagai tambahan terhadap penggerak piston secara Advanced Boiling Water Reactor_kelompok 4_Elins 2015 | 17

hidrolik. Beberapa keuntungan antara lain adalah penggunaan kontrol secara lebih baik dan lebih mudah, memberikan kontribusi terhadap integrasi bahan bakar, dan waktu startup lebih pendek dengan pengoperasian otomatis. Sistem hidrolik dioptimasikan dan disederhanakan dengan digunakannnya 2 buah CRDM atau akumulator dan mengeliminir sistem penonaktifan scram (scram discharge system). Keandalan ditingkatkan dengan

digunakannya

diversifikasi dan redundansi metode

CRD,

mekanisme

pendeteksian secara penuh dan

berkelanjutan,

redundansi

mekanisme

pendeteksian yang terpisah. Perbandingan antara sistem FMCRD antara BWR dan ABWR adalah keuntungan konstruksi penggerak batang kendali

yang

telah

disempurnakan. Gambar 2.10. Struktur FMCRD 







Dengan motor listrik gerakan lebih teliti -

Kendali reaktivitas mudah dilakukan

-

Start-up operasi lebih cepat karena modus operasi group

Optimasi dan penyederhanaan sistem hidrolik -

1 unit sistem hidrolik dapat memancang 2 batang kendali

-

Sistem eksekusi pancang tidak perlu

Radioaktivitas rendah dan pemeriksaan berkala menjadi lebih singkat -

Rumah parsial mempermudah pemeriksaan

-

Aplikasi penopang rumah internal

Keandalan meningkat -

Diversifikasi penggerak batang kendali

-

Konstruksi pemeriksaan terpisah

-

Kopling bayonet, penyambungan andal


2.3.8 Mesin Penggerak Batang Kendali (Control Rod Drive mechanism handling Machine) Dengan mesin ini lah batang kendali bisa digerakkan dan kapan digerakkan atau dimasukkannya ke teras reaktor. Pada mesin ini terdapat katub-katub yang akan membuka atau menutup saat ada aliran air dimana aliran air ini mengalir saat terjadi

suatu hal yang mengharuskan batang kendali digerakkan. Gambar 2.11. CRDMHM

2.3.9 Pipa Uap Utama Pipa- pipa ini berfungsi untuk mengalirkan uap yang dihasilkan oleh proses pendidihan didalam teras reaktor dimana uap yang dihasilkan telah dikeringkan dan dipisahkan oleh steam dryer dan steam seprator yang kemudian dialirkan untuk memutar turbin yang akan memutar generator

2.3.10 Turbin dan Generator Penggunaan paling umum dari turbin adalah pemroduksian tenaga listrik sama halnya dengan generator dapat menghasilkan listrik karena ikut berputar seporos dengan turbin uap. Hampir seluruh tenaga listrik diproduksi menggunakan turbin dari jenis tertentu. Turbin Advanced Boiling Water Reactor_kelompok 4_Elins 2015 | 19

kadangkala merupakan bagian dari mesin yang lebih besar. Sebuah turbin gas, sebagai contoh, dapat menunjuk ke mesin pembakaran dalam yang berisi sebuah turbin, kompresor, "kombustor", dan alternator. Turbin dapat memiliki kepadatan tenaga ("power density") yang luar biasa (berbanding dengan volume dan beratnya). Ini karena kemampuan mereka beroperasi pada kecepatan sangat tinggi. Mesin utama dari Space Shuttle menggunakan turbopumps (mesin yang terdiri dari sebuah pompa yang didorong oleh sebuah mesin turbin) untuk memberikan propellant (oksig n cair dan hidrogen cair) ke ruang pembakaran mesin. Turbopump hidrogen cair ini sedikit lebih besar dari mesin mobil dan memproduksi 70.000 hp (52,2 MW)

2.3.11 Pemodelan Sistem

Gambar 2.12 Model Konfigurasi dan jalur aliran

Model konfigurasi dan jalur aliran diilustrasikan pada Gambar 12. sirkulasi reaktorberputar mengelilingi aliran pendingin melalui inti reaktor. Aliran dalambejana reaktor pada sirkulasi internal bergerak menerus pada sebagian besar aliran pendingin inti. Aliran inti diambil dari bejana dan dibuang ke bawah inti plenum. Air pendingin melewati sepanjang batang bahan bakar di dalam saluran bahan bakar, yang mana mendidih dan menjadi campuran steam / air dua fase. Pada inti, cairan dua fasemenghasilkan aliran ke atas melalui pemisah uap aksial,sementara uap tersebut selanjutnya melaluipengering dan arus langsung keluar melalui garis uap ke turbin-generator. Aliran kondensat kemudian dikembalikan melalui pemanas air umpan dengan kondensat-air umpanpompa ke bejana. Akhirnya, air, Advanced Boiling Water Reactor_kelompok 4_Elins 2015 | 20

yang terpisah dari uap, mengalir ke bawah di pinggiran bejana reaktor dan bercampur dengan aliran utama dari turbin 2.3.12 Model Matematika – Nuclear Steam Suply System (NSSS)

Gambar 2.13 Diagram Skematik model inti Gambar diatas adalah diagram skematik dari model inti di mana susunan sel komputasi model inti ditampilkan. Bejana reaktor dibagi menjadi lima titik. Dua dari titik ini adalah kubah bejana dan downcomer, memiliki variabel volume menurut tingkat air bejana. Tiga titik volume tetap adalah plenum rendah, plenum atas dan uap pemisah, dan inti reaktor dan cerobong asap. Rincian untuk model teras reaktor adalah sebagai berikut: - Inti reaktor dibagi menjadi empat kuadran radial. - Setiap kuadran memiliki tiga tingkat aksial: inti lebih rendah, inti tengah, bagian inti atas, untuk membentuk dua belas reaktor titik neutronik. - Model T-H memiliki delapan saluran aliran disamakan, dengan dua saluran di setiap kuadran inti. Setiap saluran aliran memiliki volume bahan bakar masing-masing yang disamakan volume pendingin nya, danhubungan variabel dari titik aksial reaktor (fluks reaktor), downcomer danmodel bejana kubah. - Parameter T-H dihitung dengan panjang masing-masing saluran: suhu bahan bakar; suhu pendingin; fraksi hampa, memberikan masukan kepada model simpul reaktor aksial sebagai disebutkan di atas. Advanced Boiling Water Reactor_kelompok 4_Elins 2015 | 21

- Distribusi batang reaktivitas dari tepi batang kendali antara 12 reaktortitik tergantung pada posisi batang kendali.

2.3.13 Asumsi Model Asumsi sebagai berikut diambil dalam pengembangan pasif BWR NSSS model: -

Persamaan point-kinetik

digunakan untuk menggambarkan evolusi populasi

neutron dan konsentrasi prekursor. -

ditundanya neutron dimodelkan menggunakan enam kelompok.

-

Tata ruang reaktor di simulasikan pada pendekatan kinetik ruang reaktor.

-

batang bahan bakar digambarkan oleh model parameter terdistribusi, termasuk bahan bakar, celah dan cladding.

-

Multi channels paralel di inti disamakan menjadi delapan saluran rerata.

-

Profil daya aksial dirancang sebagai superposisi dari profil aksial dari luks rataratAtitik reaktor di berbagai tingkatan aksial.

-

Bagian downcomer diasumsikan diisi dengan cairan-fase tunggal.

-

Fasa gas jenuh pada tekanan kapal.

2.3.14 Model Reaktor Daya

Gambar 2.14 Model Reaktor Daya

- Model Coupled Reactor Untuk setiap tittik reaktor pada gambar diatas, fluks nodal temporaldihitung dengan persamaan kinetik nodal berikut


𝑑𝑁𝑖 𝑙𝑖 = 1−𝛽 𝑑𝑡

12

12

12

𝐾𝑖𝑗 𝑁𝑗 − 𝑁𝑗 + 𝑗 =1

λ𝑚 𝐶𝑚𝑗

𝐾𝑖𝑗 𝑗 =1

𝑗 =1

𝑑𝐶𝑚𝑗 = 𝛽𝑚 𝑁𝑗 − λ𝑚 𝐶𝑚𝑗 𝑑𝑡 Dimana: i, j = 1, 2, …….12 (reactor node number) m = 1, 2, ….6 (delayed neutron group number) Ni = fluks neutronik pada titik i. lm = konstansta peluruhan. b = Total fraksi perlambatan neutron.

𝛽𝑚 = fraksi perlambatan neutron dari mth group Kij = Koefisien Coupling.

λ𝑚 𝐶𝑚𝑗 = dayapersial titik j dari kontribusi perlambatan group neutron mth. Cmj = kosentrasi dari perlambatan group m ke titk j li = rata-rata waktu hidup neutron.

𝑑𝑁𝑖 𝑑𝑡 =

𝑁𝑖 𝐾𝑖𝑖 1 − 𝛽 𝐾𝑖𝑖 − 1 + 𝑙𝑖 𝑙𝑖

1−𝛽 + 𝑙𝑖

12

𝑗 =1,𝑗 ≠1

1 𝐾𝑖𝑗 𝑁𝑗 + 𝑙𝑖

6

λ𝑚 𝐶𝑚𝑗 𝑚 =1 6

12

λ𝑚 𝐶𝑚𝑗

𝐾𝑖𝑗 𝑗 =1,𝑗 ≠1

𝑚 =1

𝑖 = 1,2,3, … . ,12 Definisi dari reaktivitas ∆𝐾𝑖 =

(𝐾𝑖𝑖 −1) 𝐾𝑖𝑖

𝑑𝑁𝑖 𝑑𝑡 (∆𝐾𝑖 − 𝛽) = 𝑁𝑖 + ∆𝑖 12

+ 𝛼𝑖 𝑗 =1,𝑗 ≠1

6

λ𝑚 𝐶𝑚𝑗 𝑚 =1

1 𝐾𝑖𝑗 𝑁𝑗 + 𝑙𝑖

6

12

λ𝑚 𝐶𝑚𝑗

𝐾𝑖𝑗 𝑗 =1,𝑗 ≠1

𝑚 =1


dapat diintegrasikan ke dalam

Oleh karena itu persamaan untuk Δρij, perubahan reaktivitas untuk titik i karena efek kopling dititik j adalah:


Gambar 2.15 Data Reaktor

- Model Batang Kendali Seperti dibahas di atas, perubahan reaktivitas untuk setiap titik reaktor termasuk efek reaktivitas dari tepi "Control" Rods (Total 269 batang kendali). Spesifik hanya untuk simulator ini, batang kendali ini diatur dalam delapan bank (atau disebut geng), seperti yang ditunjukkan di bawah ini (gambar 2.16):

Gambar 2.16. Bank batang kendali Pengatu bank batang kendali : - Bank #1 and #2 Terletak di titik aksial 1, 5 , 9 (1st quadrant)


- Bank #3 and #4 Terletak di titik aksial 2, 6, 10 (2nd quadrant) - Bank #5 and #6 Terletak di titik aksial 3, 7 , 11 (3rd quadrant) - Bank #7 and #8 Terletak di titik aksial 4, 8 , 12 (4th quadrant).

2.3.15 Model Bahan Bakar Sebuah teknik parameter disamakan digunakan untuk menghitung perpindahan panas dari batang bahan bakar UO2 : Penampang pelet bahan bakar, tertutup oleh pelapis bahan bakar logam. Pendingin reaktor mendapat perpindahan panas dari pelapis ini.Untuk elemen bahan bakar pada reaktor, suhu sementara inti pelet dan pelapis pelet dapat di tuliskan sebgai persamaan berikut 𝑑𝑇1 𝑇1 𝑥 𝑇2 = 𝑄𝑛 𝑥 𝑑𝑡 𝑅1 𝑑𝑇2 𝑇1 𝑥 𝑇2 𝑇2 𝑥 𝑇𝑐 𝐶2 = = 𝑑𝑡 𝑅1 𝑅2

𝐶1 =

Dimana Qn = pemanasan nuklir dari batang kendali C1= kapasitas termal pelet bahan bakar C2= kapasitas termal pelapis bahan bakar R1= tahanan dari UO2 dan celah T1 = suhu rata-rata pelet T2= suhu rata-rata pelapis pelet Tc= suhu rata-rat pendingin R2= tahanan di antara pelapis dan pendingin Dan h adalah konduktansi antara pelapis pelet dan pendingin dan r2 adalah jari-jari luar pelet termasuk pelapisnya. Catatan: model pin bahan bakar di atas dimasukkan ke dalam masing-masing dari delapan saluran aliran seperti disebutkan di atas.

2.3.16 Model Peluruhan Panas Penumpukan dan peluruhan produk fisi dalam BWR yang beroperasimenghasilkan sumber listrik peluruhan di inti bahkan setelah reaksi berantai telah dihentikan, dan ‗neutron tertunda‘ telah habis, seperti pada kasus reaktor scram. Ada sejumlah besar isotop produk fisi yang menjadi sumber panas peluruhan ini, dan sulit untuk model peluruhan sumber secara individual. Advanced Boiling Water Reactor_kelompok 4_Elins 2015 | 26

2.3.17 Model Hidrolik Panas yang dihasilkan pada batang bahan bakar di konduksikan dan di konveksikan ke pendingin melalui saluran arus. Pendingin berfasa satu memasuki dasar dari saluran arus dengan kecepatan v.in dan suhu t.in kemudian mulai mendidih pada level tertentu(disebut: batas didih (t)) yaitu saat pendingin mencapai suhu saturasi. Di bawah dari batas didih, pendingin adalah gbungan dari dua fasa yaitu air dan uap. Saluran arus jadi dibagi menjadi dua bagian, yaitu bagian fasa tunggal dan fasa ganda. Satuan –satuan tiga dimensi yang meliputi masa, energi dan persamaan momentum pada daerah fasa tunggal dan

fasa ganda, yang menjelaskan mekanika fluida pada saluran

dirata-ratakan selama penampang saluran aliran untuk sampai pada persamaan yang bergantung hanya pada satu variabel spasial (posisi aksial z) dan waktu. Setelah penuh tiga dimensi massa, momentum dan energi persamaan telah dibagi per bagian rata-rata, ada hasil aksial satu dimensi dan persamaan diferensial parsial tergantung waktu (PDP). Sistem persamaan dengan menggunakan model penyimpangan fluks dapat diringkas di bawah ini:  3 persamaan untuk massa, momentum dan kontinuitas energi di wilayah-fase tunggal, dan;  3 persamaan untuk massa, momentum dan kontinuitas energi di masing-masing dua fase dari daerah dua fase, yaitu total 6 persamaan dalam dua tahap.  3 hubungan konstitutif untuk massa, momentum dan transfer energi antara dua fase yang diperlukan untuk memecahkan 6 persamaan di wilayah dua fase.  perkiraan tambahan yang dibuat untuk mengurangi 6 persamaan untuk 3 persamaan dalam dua tersebut daerah fase dengan asumsi kecepatan gerak Vgj antara dua fase, dengan asumsi kesetimbangan termal (yaitu kedua fase berada pada suhu saturasi pada tekanan yang berlaku), dan memungkinkan untuk parameter konsentrasi Co, yang merupakan efek global karena seragam radial kekosongan distribusi dan profil kecepatan, menjadi berbeda dari 1.

2.3.18 Model Kubah Bejana Kubah bejana dimodelkan sebagai volume dua bagian, satu wilayah menjadi cair dan uap lainnya. Dua daerah diasumsikan pada tekanan yang sama tetapi tidak harus pada suhu yang sama. Model dinamis yang digunakan untuk memperoleh tekanan dalam kubah kapal didasarkan pada nilai massa dan energi.


Persamaan untuk kerja kedipan dan kondensasi adalah sebagai berikut

𝑊𝑓𝑙𝑎𝑠𝑕 =

𝑑𝑚 𝑓 𝑕𝑓 𝑥 𝑕𝑓𝑠𝑎𝑡 𝑖𝑓 𝑕𝑓 > 𝑕𝑓𝑠𝑎𝑡 𝑑𝑡 𝑕𝑔𝑠𝑎𝑡 𝑥 𝑕 𝑓𝑠𝑎𝑡

𝑊𝑐𝑜𝑛𝑑 =

𝑑𝑚𝑔 𝑕𝑔𝑠𝑎𝑡 𝑥 𝑕𝑔 𝑖𝑓 𝑕𝑔𝑠𝑎𝑡 > 𝑕𝑔 𝑑𝑡 𝑕𝑔𝑠𝑎𝑡 𝑥 𝑕𝑓𝑠𝑎𝑡

Kepadatan dan suhu di ruang bawah dihitung oleh hubungan fungsional dengan tekanan dan entalpi cair, sebagaimana ditentukan oleh fungsi tabel uap.Tingkat di kapal tersebut dihitung sebagai fungsi volume cairan, yaitu, di mana volume cairan diberikan oleh 𝑉𝑓 =

𝑚𝑓 >𝑓

2.3.19 Perputaran Alami Gambar 2.17. Natural Circulation Flow Menyeimbangkan gravitasi yang ada dan jumlah penurunan tekanan lingkaran diperoleh dengan integrasi keseimbangan momentum mengarah ke model untuk sirkulasi alami.Model sirkulasi alam meliputi penurunan tekanan dan mengalir dari kamar bawah, bawah dan atas pleno, inti reaktor dan pemisah uap, untuk mendapatkan keseimbangan momentum .

2.3.20 Arus Feedwater Aliran feedwater ditentukan dari posisi katup kontrol, dan perbedaan tekanan antara pleno atas tekanan reaktor kapal dan sistem feedwater / kondensat: Advanced Boiling Water Reactor_kelompok 4_Elins 2015 | 28

Feedwater entalpi diperoleh dari jeda waktu antara pemanas feedwater dan generator uap 𝑑𝑕 𝑓𝑤 𝑕𝑓𝑤𝑕 𝑥 𝑕𝑓𝑤 = 𝑑𝑡 𝑙 hfw = enthalpi feedwater pada generator arus hfwh = entalpi pada feedwater pemanas, yang diperoleh dari keseimbangan panas antara uap ekstraksi dari turbin untuk pemanasan feedwater, dan feedwater itu.

2.3.21 Sistem Uap Utama Model sistem uap utama termasuk pipa uap utama dari drum uap generator uap, utama katup isolasi uap , katup yang memberhentikan turbin, katup kontrol turbin dan kondensor uap dan katup pembuangan. Keadaan termodinamika dari sistem uap utama diatur oleh konservasi energi dan massa. aliran antara kubah reaktor dan sistem uap utama memiliki bentuk persamaan berikut: 𝑃 𝐷𝑂𝑀𝐸 = 𝐾𝑣

1 𝑊𝑊 𝑊𝑊 + 𝐾 𝑛𝑧 2 2 > 𝑕 𝐴𝑉^2 2𝑕 𝐴^2𝑛𝑧

P DOME : tekanan kubah reaktor uap Ph = tekanan utama uap Kv= koefisien kerugian pada katup penutup uap utama K NZ = aliran pembatas W = laju aliran uap AV = isolasi total katup daerah aliran ANZ = aliran pembatasan daerah >h = kepadatan uap Laju aliran uap ditentukan oleh persamaan terebut tidak boleh melebihi kondisi aliran yang bisa menghambat. laju aliran uap melalui katup turbin uap dan pembuangan katup dan istirahat aliran pipa uap, semua diasumsikan terhambat aliran.

2.4

Cara Operasi ABWR Pada reaktor air didih, air pendingin dididihkan di dalam bejana reaktor sehingga

menghasilkan uap. Uap ini kemudian secara langsung dialirkan ke turbin yang memutar generator listrik. Setelah uap air menggerakkan turbin,uap disalurkan ke kondenser dan diubah menjadi air kembali. Dengan pompa utama, air kemudian dikembalikan ke bejana reaktor. Sebagian air pendingin yang berada dalam bejana reaktor disirkulasi dengan pompa (disebut pompa resirkulasi). Air yang keluar dari pompa resirkulasi disalurkan ke bagian Advanced Boiling Water Reactor_kelompok 4_Elins 2015 | 29

bawah teras reaktor melalui katup yang bekerja sebagai pompa jet. Tekanan dari pompa resirkulasi ini akan menaikkan kecepatan aliran air pendingin dalam teras reaktor.Reaktor tipe ini menggunakan air (H2O) sebagai pendingin dan moderator, Air pendingin digunakan untuk mengambil panas yang dihasilkan dalam teras reaktor (reactor core) sehingga temperatur air akan naik. Temperatur air dibiarkan meningkat hingga mencapai titik didih. Kalor yang dihasilkan oleh reaksi pembelahan inti di dalam teras reaktor (core) digunakan untuk mendidihkan air. Uap yang terjadi, setelah dipisahkan dari butir-butir air oleh separator dan pengering (separators &dryers) keluar dari bejana reaktor (reactor vessel) menuju turbin turbine). Turbin ini terdiri dari dua tingkat yaitu bagian tekanan tinggi (high pressure = HP) dan dua paralel bagian tekanan rendah (low pressure= LP), dimana uap sebelum masuk ke bagian tekanan dipisahkan dari butir-butir air serta dikalor kan kembali dalam separator dan pemanas ulang (moisture separator & reheater). Turbin ini memutar generator listrik (generator) sehingga listrik tiga fase dapat dihasilkan. Sebagian besar uap dari turbin mengalir ke kondenser (condenser) dimana uap ini akan berkondensasi menjadi air lagi. Ini dimungkinkan karena kondenser selalu didinginkan oleh air dari luar, yaitu dengan air laut. dengan air sungai ataupun dengan air dari menara/kolam pendingin. Selanjutnya air kondensat dialirkan ke penyaring demineral (demineralizer) oleh pompa kondensat (condensate pump). Dari sini, air yang telah bersih dari mineral pengotor dimasukkan kedalam pemanas dimana air secara bertahap dipanaskan. Setiap kecelakaan yang mengakibatkan kerugian dari reaktor secara otomatis set off the Emergency Core Cooling System (ECCS) yang terdiri dari beberapa sistem keamanan, masing-masing berfungsi secara independen. ECCS juga memiliki mesin diesel generator siaga yang mengambil alih kekuasaan jika eksternal terputus. High Pressure Core Flooder (HPCF) dan Reactor Core Isolation Cooling (RCIC). Sistem ini menyuntikkan inti ke dalam air dingin dan mengurangi tekanan reaktor. System Tekanan rendah Flooder (LPFL), setelah tekanan dalam bejana reaktor berkurang, sistem ini memasukkan air ke dalam bejana reactor. Reaktor inti yang kemudian didinginkan aman.

2.4.1 Sistem ECC Pasif Berbeda dengan desain klasik BWR modern, sirkulasi didalam tekanan BWR pasif adalah dorongan gravitasi (sirkulasi alam); tidak ada pompa yang mengendalikan aliran resirkulasi. Untuk mencapai sirkulasi alami yang baik, BWR pasif memiliki cerobong adiabatik tinggi di atas inti.


Dalam kasus istirahat dalam sistem pendingin primer, campuran uap dan air ditiup ke bawah, dari bejana tekan ke dalam sungkup. Teras darurat air pendingin pertama harus ditambahkan ke RPV untuk menjaga inti tertutup. Penahanan tekanan uap , dan pengangkutan panas dari inti reaktor ke atmosfer penahanan. Akibatnya, panas peluruhan ini harus dikeluarkan dari sungkup. BWR pasif juga menggunakan gravitasi atau dorongan sirkulasi, sistem keselamatan pasif alami untuk memberikan pendinginan darurat

ke inti untuk

menjaga inti dalam kondisi dingin dan untuk menghilangkan panas peluruhan dari kedua primer sistem dan / atau penahanan tersebut. Sistem utama yang melakukan tugas-tugas ini, adalah Gravity-Driven Cooling System (GDCS), Isolasi Kondensor System (ICS), dan Passive Containment Cooling System (PCCS). Teras darurat air pendingin disediakan untuk inti oleh GDCS. Sistem ini terdiri dari tiga tempat air terletak di atas puncak inti, dari mana makeup pendingin dapat mengalir dengan gravitasi untuk mengisi pendingin hilang dari kapal tekanan reaktor (RPV). Namun, GDCS dapat beroperasi hanya setelah mendapat tekanan dari RPV. Oleh karena itu, BWR pasif dilengkapi dengan depresurisasi sistem otomatis yang melakukan fungsi ini. Sisa pembuangan panas dari sistem primer sementara itu masih utuh atau di bawah tekanan tinggi dilakukan oleh ICS. ICS terdiri dari tiga Kondensor Isolasi (IC) yang terletak di bagian atas gedung reaktor. Ketika berlebihan kondensat katup kembali dibuka uap dari sistem primer mengalir ke tabung dari IC, mengembun, dan kembali ke RPV, menghapus energi penyimpananpanas peluruhan dari drywell (DW) oleh PCCS, yang mempekerjakan tiga PCC kondensor juga terletak di tempat IC di atas reaktor bangunan. Tabung PCC kondensor secara permanen terhubung ke DW. Campuran uap dan gas non-condensible (hadir nitrogen dalam penahanan selama operasi normal) dapat memasukkan kondensor PCC. uap akan mengembun, sementara noncondensible gas harus vented untuk menjamin operasi yang tepat dari kondensor. Ini disampaikan oleh ventilasi non-condensible gas ke penindasan kolam (SP) diruang Suppression (SC) (atau Wetwell). Sejak volume DW terhubung langsung ke SP baik melalui itu tekanan utama ventilasi atau melalui kondensor PCC dan mereka melampiaskan garis itu bahwa uap akan tergantung pada perbedaan tekanan antara DW Volume dan dua poin ventilasi. Selama jangka panjang penahanan periode pendinginan pembukaan langsung dari ventilasi dan kondensasi uap di SP harus dihindari, karena SP tidak disediakan dengan sistem pendingin kelas keselamatan; uap harus kental di PCC (atau IC) kondensor dan noncondensibles vented ke SC.


Selama tekanan rendah, periode penghapusan peluruhan panas jangka panjang, panas peluruhan dihapus dari inti oleh sirkulasi alami di dalam RPV tersebut. Uap yang dihasilkan ditiupkan ke dalam sungkup, mengembun dalam Sistem PCCS, dan kondensat kembali ke RPV sebagai aliran makeup. Tekanan rendah sirkulasi alami berlangsung selama panas peluruhan jangka panjang periode penghapusan dari sungkup.

2.4.2 Pengaturan Daya keluaran


Pengaturan daya keluaran dapat dilakukan baik dengan menurunkan atau menaikkan daya ataupun mengembalikan daya menjadi normal kembali (100%). Dalam Simulator, operasi ini dapat dilakukan dengan mengubah / memasukkan nilai daya keluaran sesuia yang diinginkan. Jika diinginkan daya yang dihasilkan berkurang, maka sistem kerjanya adalah batang kendali dimasukkan ke dalam teras reaktor untuk menyerap neutron hasil dari reaksi fisi. Otomatis ini akan menyebabkan tekanan dan suhu di dalam teras reaktor berkurang. Selain itu indikator lain seperti daya reaktor, aliran uap turbin, daya inti termal juga berkurang. Namun dapat dilihat pada grafik trennya yang menunjukkan penurunannya tidak benar—benar linier, sebab reaksi fisi yang terjadi secara berantai didalam teras reaktor terjadi

secara random sehingga grafik linier yang terbentuk tidak benar-benar linier. Untuk menaikkan daya taupu mengembalikan daya maka yang akan terjadi adalah semua indikator akan menuju kondisi awal saat daya keluarannya pada 100%. Gambar 2.18 Grafik trend

2.4.3 Pengendalian dan Perlindungan Sistem 2.4.3.1 Sistem Kontrol Batang Kendali Sistem kontrol batang kendali dilakukan oleh Fine Motion Control Rod System. Sistem ini menggunakan prinsip hidrolik dimana ketika terjadi suatu hal yang menyebakan batang Advanced Boiling Water Reactor_kelompok 4_Elins 2015 | 33

kendali harus dimasukkan ke teras reaktor dari bawah, maka pompa yang akan mengalirkan aliran air untuk menggerakakan batang kendali akan terbuka dan mendorong batang kendali masuk kedalam teras reaktor. Saat reaksi fisi sudah terkendali maka pompa lain yang membuat air tekanan turun akan membuka menyebabkan batang kendali keluar dari teras reaktor. 2.4.3.2 Sistem Kontrol Tekanan Reaktor Tekanan reaktor secara otomatis dikendalikan secara konstan. Untuk itu, tekanan reaktor controller (RPC) disediakan dan digunakan untuk mengatur turbin inlet tekanan uap dengan membuka dan menutup katup kontrol turbin dan turbin memotong (atau disebut memotong uap) katup. Saat ini, pembangkit uap tekanan setpoint diatur di pabrik tekanan desain 7170 KPa. 2.4.3.3 Sistem Kontrol Tingkat Air Reaktor Reaktor kontrol tingkat air dicapai melalui penggunaan kontroler tiga elemen. Itutingkat controller adalah PI ulang kontroler disesuaikan untuk memberikan tindakan sebagian besar mengintegrasikan dan sangatsedikit sinyal sebanding dengan memangkas aliran air umpan. Aliran air umpan / steam aliran kontroler juga PI kontroler disesuaikan untuk memberikan sebagian besartindakan proporsional.Setelah membandingkan aliran uap dengan aliran air umpan dan mengoreksi tingkat, tiga elemen kontroler menghasilkan M sinyal total kontrol = ML + M untuk memanipulasi kontrol umpan posisi katup, yang pada akhirnya akan memberikan laju aliran air umpan disesuaikan untuk uap generator. 2.4.3.4 Sistem Kontrol Daya Turbin Sistem kontrol listrik turbin melibatkan sistem kontrol turbin yang akan mengatur aliran uap melalui turbin untuk memenuhi beban target dengan mengendalikan pembukaan katup turbin.Dalam operasi normal, kontrol tekanan reaktor (RPC) membuat tekanan inlet turbin konstan, dengan menyesuaikan pembukaan ―turbin speeder‖ gigi yang mengontrol pembukaan katup. Peningkatan kecepatan genset karena beban penolakan tiba-tiba generator megakibatkan kontrol kecepatan dari sistem turbin akan mengambil kendali atas reaktor kontrol tekanan (RPC) dan akan menutup katup turbin. Override sama situasi berlaku untuk kondisi abnormal pada turbin seperti turbin dijalankan kembali, dan sistem kontrol perjalanan turbin memotong uap. 2.4.3.5 Sistem Kontrol Bypass Uap Turbin Pertahanan pada nilai konstanta kesetimbangan ditentukan oleh keseimbangan panas antara input ke inti reaktor, dan konsumsi turbin uap. Dalam pengurangan beban turbin tibaAdvanced Boiling Water Reactor_kelompok 4_Elins 2015 | 34

tiba, seperti beban penolakan, atau perjalanan turbin, sebuah uap otomatissistem pemotong disediakan untuk membuang uap ke kondensor, jika tekanan reaktor melebihisetpoint yang telah ditentukan. 2.4.3.6 Sistem Proteksi 1.

Reaktor scrams: -

Fluks / aliran inti rendah tinggi neutron

-

Jika sewaktu-waktu daya reaktor saat ini melebihi 115% dari daya yang dirancang untuklaju aliran arus sesuai dengan Power / Flow Map, reaktor akanscrammed.

-

Tekanan drywell tinggi / LOCA terdeteksi

-

Ketinggian air reaktor -L3 rendahtingkat rendah scram SP <19 m; (Normal = 20,6 m)

2.

-

Tekanan reaktor tinggi -Scram SP> 7870 Kpa

-

Tingkat air reaktor tinggi - L9

-

Scram SP> 22,4 m; (Normal = 20,6 m)

-

Katub isolasi uap utama (MSIV) ditutup - reaktor terisolasi

-

Turbin listrik / beban tidak seimbang - hilangnya garisscram pengguna

Kontrol batang “Diblokir” dan “Run-in” Jika suatu saat kekuatan saat ini melebihi 105% dari daya yang dirancang untuk tingkat

(mengalir sesuai dengan saluran listrik aliran maksimum dalam daya / ArusPeta), penarikan batang kendali akan ―diblokir‖ sampai daya turun menjadi 5% lebih sedikitdari nilai saat ini. Artinya batang kendali dimasukkan atau tetap dalam teras reaktor sehingga dapat menyerap elektron hasil reaksi fisi. Jika suatu saat kekuatan saat ini melebihi 110% dari daya yang dirancang untuk tingkat (mengalir sesuai dengan saluran listrik aliran maksimum dalam Daya / ArusPeta), batang kendali akan dimasukkan ke dalam inti untuk mengurangi daya dengan cepat. Jika suhu air umpan kurang dari suhu acuan (dikalibrasi dibeban pengaturan) oleh lebih dari 16,7 derajat, batang kendali akan dimasukkan ke dalaminti untuk mengurangi daya dengan cepat. ―Control Rods Run-in‖ akan dihentikan sampai daya telah dikurangi menjadi 10%kurang dari nilai saat ini.

3.

Isolasi uap katup (MSIV) ditutup - Reaktor terisolasi -

Tekanan rendah jalur uap <5500 Kpa

-

Tingkat air rendah L2 = 16,5 m merasakan selama lebih dari 29 detik. Advanced Boiling Water Reactor_kelompok 4_Elins 2015 | 35

4.

5.

-

Aliran uap tinggi> 2551 Kg / detik.

-

Kehilangan vakum kondensor selama lebih dari 6 detik.

Isolasi Kondensor Aktivasi -

MSIV tetrtutup

-

Tingkat air di L2 = 16,5 m

-

Tingkat air di L1.5 = 13 m

-

Tekanan reaktor> 7447 Kpa

Injeksi Pendinginan Kedaruratan Pasif Dalam hal tidak mungkin dari kecelakaan besar dalam drywell, seperti garis air

umpanistirahat, garis uap istirahat, dan reaktor bawah istirahat, istirahat ini akan menyebabkan tekanan tinggidi drywell, yang pada gilirannya akan memicu LOCA (hilangnya pendingin) sinyal. Urutan kejadian pada deteksi sinyal LOCA: -

Reaktor akan scrammed, dan terisolasi.

-

MSIV penutupan memulai aktivasi ICS.

-

LOCA uap dan campuran gas di Drywell akan masuk suppression yang(Wetwell) melalui ventilasi untuk mengurangi tekanan Drywell. tekanan drywellakan menurun.

-

Tekanan reaktor pertama tekanannya melalui kondensasi uap di ICS

-

Persediaan air di RPV tetes karena LOCA. Ketika tingkat tetes ke L1.5 (13m), Sistem depressurization otomatis diaktifkan untuk membuka srvs dan DPVuntuk depressurize tekanan reaktor.

-

Sistem Siaga Liquid Control menyediakan reaktor cair tambahanpersediaan dalam hal DPV aktuasi. Fungsi ini dilakukan denganmenembakkan jenis kembang api yang katup injeksi untuk memulai sistem SLC. Sistem ini adalahtidak dimodelkan.

-

Setelah tekanan reaktor berkurang mendekati tekanan penahanan, gravitasi yangdidorong system pendingin menyediakan arus pendinginan untuk RPV oleh pasukan gravitasi saja(tanpa ketergantungan pada pompa aktif)

2.5

Malfunction pada ABWR

2.5.1 Kehilangan air umpan – kedua kesalahan pompa FW


Kehilangan aliran air umpan dapat terjadi dari kesalahan pompa, kehilangan daya elektrik, kesalahan operator, atau variable sistem reactor seperti kesalahan sinyal tingkat ketinggian wadah air. Namun, pada malfungsi kali ini, kami mencoba membandingkan antara pengaktifan malfungsi secara manual dan pengaktifan secara otomatis dengan template pada pilihan ―Malf‖. Saat diaktifkan secara manual, dengan menstop feedwater pump dan feedwater boost pump, terjadi trip seperti gambar 2.19 dibawah ini:

Gambar 2.19 Indikator Reaktor Scram Namun, timbulnya trip ini dapat diatasi segera dengan meenstart feedwater pump dan feedwater boost pump. Kemudian, kami mengaktifkan malfungsi loss of feedwater pada nameplate ―Malf‖. Untuk memulai kerusakan:  Tekan "MALF" tombol di bagian kanan bawah layar.  Sebuah menu pop-up dengan daftar malfungsi akan muncul.  Pilih kerusakan spesifik untuk memulai, dengan mengklik pada item kerusakan itu sendiri.  Klik pada tombol "insert MF" untuk memulai malfungsi tersebut. Satu persatu trip muncul, yang menandakan bahwa banyak bagian yang terganggu pengoperasiannya. Kemudian, kami dapat melihat bahwa tampilan Power/flow map and control menunjukan adanya penurunan level air dari L8 berangsur-angsur turun sampai level air L3. Penurunan air pendingin ini disebabkan karena tidak adanya suplay air umpan akibat Advanced Boiling Water Reactor_kelompok 4_Elins 2015 | 37

kehilangan pompa FW. Karena air terus mengalami penguapan, sehingga air menjadi berkurang. Air pendinginan menurun, menyebabkan pengurangan di level daya inti dan tekanan. Saat level daya menurun, aliran uap turbin menurun karena tekanan regulator mencoba mempertahan tekanan. Dengan terus menurunnya level air pendingin, menyebabkan Level wadah air terus menurun pada L2. Dan reactor mati darurat, yang ditandai dengan naiknya batang kendali ke dalam teras reactor.

Gambar 2.20. Tampilan Simulator saat reaktor scram 1 Praktikan dapat menganalisa bahwa penyebab utama dari malfungsi ini adalah pada pompa feedwater. Apabila reactor telah scram, maka reactor akan mati darurat, sehingga cara pencegahan scram tersebut adalah dengan memperbaiki trip satu persatu, dengan menekan tombol Freeze. Kemudian barulah diperbaiki satu persatu trip tersebut.

2.5.2 Beban Penolakan Untuk memulai kerusakan: 

Tekan "MALF" tombol di bagian kanan bawah layar.



Sebuah menu pop-up dengan daftar malfungsi akan muncul.




Pilih kerusakan spesifik untuk memulai, dengan mengklik pada item load rejection.



Klik pada tombol "insert MF" untuk memulai malfungsi tersebut.

Setelah malfungsi ini aktif, beberapa detik kemudian langsung terjadi Scram.

Gambar 2.21. Tampilan Simulator saat reaktor scram 2

Awal dari kerusakan ini menyebabkan pembukaan tiba-tiba dari pemutus switchyard listrik. breaker ini menghubungkan daya listrik dari generator untuk grid. Sehingga berkonsekuensi generator tiba-tiba kehilangan beban listrik dengan kerusakan ini, menyebabkan perjalanan pada generator, dan perjalanan berikutnya pada turbin. Pada akhirnya reaktor scrammed dengan kekuatan / beban tidak seimbang.Maka dapat diperhatikan bahwa kecepatan turbin meningkat karena kehilangan beban. Dan pada akhirnya atang kendali maasuk ke dalam reactor sehingga terjadi pemadaman darurat reactor.

Adapun bentuk malfungsi lainnya adalah sebagai berikut: 2.5.3 Ketidaksengajaan inisiasi isolasi kondensor Ketidaksengajaan inisiasi isolasi kondensor mnyebabkan tekanan reactor menurun dari kondisi awal Penurunan tekanan reactor menyebabkan sistem SB dan PC menutup katup Advanced Boiling Water Reactor_kelompok 4_Elins 2015 | 39

control turbin, menyebabkan menurunnya daya turbin. Penutupan katup control turbin pada titik tertentu akan membalik penurunan tekanan reactor dan tekanan mulai naik. Tambahan air yang lebih dingin menyebabkan pengurangan entalpi masuk, di mana menyebabkan kenaikan daya yang sebentar. Namun, sistem regulasi daya reactor akan memasukkan batang Kendali untuk mempertahankan titik daya. Keadaaan pembangkit stabil.

2.5.4 Ketidaksengajaan pembukaan katup pemotong Ketidaksengajaan pembukaan katup pemotong dapat terjadi karena kesalahan pengoperasian.Ketika kesalahan ini terjadi, tekanan reactor akan menurun karena nilai aliran uap berlebihan dari puncak reactor.Sistem SB dan PC menyadari perubahan tekanan dan menyuruh katup pengatur turbin untuk menutup, dan muatan turbin menurun secara otomatis.Kenaikan tekanan reactor akan mengaktifkan sistem isolasi condenser.Karena kenaikan aliran uap, garis tekanan uap inti akan kurang dari 5500 KPa pada titik penutupan MSIV diinisiasikan.Penutupan MSIV akan memadamkan darurat reactor.

2.5.5 Penurunan aliran uap puncak karena kegagalan control tekanan Sistem control tekanan ESBWR terdiri dari sistem aliran pemotong dan control tekanan (SP dan PC) yang mengontrol katup pengatur turbin dan katup pemotong turbin untuk mempertahankan tekanan reactor. Jika sistem control tekanan reactor gagal di mana variable masukan proses untuk pengntrol gagal untuk menurunkan nilai dengan lambat tapi pembacaan pemancar tekanan untuk tampilan normal. Sebagai akibat kegagalan ini, sistem control tekanan reactor dibodohi dengan berfikir bahwa tekanan reactor lebih rendah dari titik tekanan 7170 KPa. Sebagai akibatnya, sistem SP dan PC salah mengartikan penurunan uap memintan sinyal control, menyebabkan penutupan katup pengatur turbin lambat seperti halangan aliran uap pemotong, menyebabkan kenaikan daya dan tekanan reactor. Urutan kejadian: - Simulasi malfungsi permintaan aliran uap nol untuk sistem SB dan PC. - Katup pengatur turbin mulai menutup, tekanan reactor mulai naik. - Ketika fluks neutron naik, sistem regulasi daya reactor akan memasukkan batang kendali sesaat untuk mempertahanakan titik daya reactor. - Ketika tekanan reactor melebihi 7447 KPa, sistem isolasi condenser diaktifkan. - Dengan diaktifkaannya ICS, tekanan reactor mulai turun.


- Kapasitas ICS tidak akan mengendalikan semua aliran uap turbin. Katup pengatur turbin menutup. Pada titik tertentu ~7200KPa, tekanan reactor akan naik lagi. - Ketika tekanan melebihi 7220 KPa, Jalankan Batang Kendali yg Dipilih diaktifkan untuk menurunkan daya reactor. - Walaupun batang berjalan, masih ada kelanjutan kenaikan daya reactor. - Tekanan mencapai 7870 KPa, pemadaman darurat reactor diinisiasikan.

2.5.6 Kenaikan aliran uap dari puncak karena kegagalan control tekanan Sistem control tekanan ESBWR terdiri dari sistem aliran pemotong dan control tekanan (SP dan PC) yang mengontrol katup pengatur turbin dan katup pemotong turbin untuk mempertahankan tekanan reactor. Jika sistem control tekanan reactor gagal di mana variable masukan proses untuk pengntrol gagal untuk menaikkan nilai dengan lambat tapi pembacaan pemancar tekanan untuk tampilan normal. Sebagai akibat kegagalan ini, sistem control tekanan reactor dibodohi dengan berfikir bahwa tekanan reactor lebih tinggi dari titik tekanan 7170 KPa. Sebagai akibatnya, sistem SP dan PC salah mengartikan kenaikan uap memintan sinyal control, menyebabkan penutupan katup pengatur turbin lambat seperti halangan aliran uap pemotong, menyebabkan penurunan daya dan tekanan reactor. Urutan kejadian - Simulasi malfungsi permintaan aliran uap nol untuk sistem SB dan PC. - Katup pengatur turbin mulai membuka. Ketika katup pengatur turbin mencapai 100% pembukaan, katup pemotong turbin mulai terbuka. - Aliran uap dari uap puncak naik dan tekanan reactor mulai turun, begitu juga daya reactor. - Saat fluks neutron menurun karena kekosongan meningkat karena turunnya tekanan reactor, sistem regulasi daya reactor akan menarik batang kendali sebentar untuk mempertahankan titik daya reactor. - Ketika aliran uap melebihi kadar 120% aliran daya uap, penutupan MSIV akan diaktifkan, di mana memicu pemadaman darurat reactor dan aktivasi ICS. - Dengan pemadaman darurat reactor dan ICS aktf, tekanan reactor mulai turun. - Turbin akan kembali karena penurunan tekanan reactor dan jatuh.

2.5.7 Katup penghambat turbin kegagalan PT rendah


Malfungsi ini pemancar tekanan katup penghambat turbin turun. Konsekuensinya adalah sistem alat pengatur turbin dibodohi dengan berfikir bahwa tekanan uap utama turun berulang kali sehingga tindakan regulasi control, alat pengatur turbin akan kembali memuat mendadak untuk mempertahankan tekanan uap utama. Tapi pada kenyataannya, tekanan katup penghambat turbin tidak rendah. Konsekuensinya adalah tekanan reactor tiba tiba naik berulang kali. Kenaikan tekanan reactor melebihi 7170 KPa akan membuka katup pemotong turbin. Urutan kejadian: - Simulasi malfungsi permintaan aliran uap nol pada sistem PC dan SB. - Katup pengatur turbin mulai menutup. Tekanan reactor mulai naik. Sistem SB dan PC mulai membuka katup pemotong turbin. Akhirnya turbin jatuh. - Kenaikan fluks neuron, sistem regulasi daya reactor akan memasukkan batang kendali sesaat untuk mempertahankan titik daya reactor. - Ketika tekanan reactor melebihi 7447 KPa, sistem ICS diaktifkan. - Dengan ICS diaktifkan, tekanan reactor menurun. - Kapasitas ICS tidak akan mengendalikan semua aliran uap turbin, katup pengatur turbin menutup. Pada titik tertentu (~7299 KPa) tekanan reactor naik lagi. - Ketika tekanan melebihi 7220 KPa, jalankan batang kendali yang dipilih akan diaktifkan untuk menurunkan daya reactor. - Keadaan ini akan tetap pada daya reactor sedang dan tekanan reactor dengan ICS aktif.

3.5.8 Katup pengaman pada satu saluran uap utama gagal terbuka Selama operasi normal, sinyal palsu dapat menyebabkan SRV terbuka dengan tidak sengaja. Sebab malfungsi ini dapat dikaitkan dengan lamfungsi katup atau penginisiasian pembukaan SRV oleh operator. Uap SRV ini dilepaskan di kolam tekan. Jika penutupan petunjuk selanjutnya tidak didapat maka kolam tekan suhunya naik sampai pemadaman darurat tercapai. Urutan kejadian: - Ketidaksengajaan pembukaan salah stau SRV mengakibatkan uap lepas di kolam tekan. - Kenaikan kada aliran uap meninggalkan katup reactor tiba-tiba menyebabkan penekanan.


- Sistem SB dan PC menyadari tekanan sistem nuklir menurun dalam waktu beberapa sekon menutup katup control turbin cukup untuk menstabilkan tekanan katup reactor pada nilai lebih rendah dan reactor menetap dekat level daya awal. - Daya turbin akan tetap pada nilai lebih rendah dari nilai awal. Akhirnya, pembangkit otomatis pemadaman darurat pada suhu kolam tekan tinggi, jika situasi ini tidak benar.


BAB III PENUTUP

3.1

Kesimpulan Anvanced Boiling Water Reactor (ABWR) merupakan teknologi reaktor terbarukan

dari boiling water reactor (BWR) dimanaperlengkapan khas ABWR yang mengalami perbaikan desain adalah (1) pompa internal, (2) penggerak batang kendali, (3) alat pengatur aliran uap, (4) sistem pendinginan teras darurat, (5) sungkup reaktor dari beton pra-tekan, (6) turbin, (7) alat pemanas untuk pemisah uap (penurun kelembaban).Perusahaan yang menawarkan ABWR sekarang ini adalah GE Hitachi dan Toshiba. ABWR merupakan PLTN yang mempunyai kelas 1300 Mwe, memakai pompa di dalam reaktor {ReactorInternal Pumps-RJPs) untuk menghilangkanpipa besar di bawah elevasi teras, memiliki tiga sistem keselamatan yangsecara elektrik, mekanik dan fisik salingbebas untuk pendinginan teras darurat(emergency core cooling - ECCS). Cara kerja dari ABWR sendiri tidak jauh berbeda dengan jenis reaktor air didih sebelumnya. Reaktor tipe ini menggunakan air (H2O) sebagai pendingin dan moderator. Temperatur air dibiarkan meningkat hingga mencapai titik didih. Uap yang dihasilkan pada proses pendidihan air kemudian disalurkan untuk memutar turbin yang terhubung dengan generator listrik. Dalam reaktor tipe ini, uap yang terbentuk akan menyebabkan reaktivitas reaktor menjadi negatif. Reaktivitas negatif dapat menahan kenaikan daya reaktor, sehingga penambahan reaktivitas (penaikan daya reaktor) dapat dikendalikan secara stabil dengan batang kendali. Kemajuan ABWR juga terlihat dengan diciptakannya simulator-simlator ABWR untuk mempermudah peneliti untuk mempelajari dan mengoperasikan ABWR. Simulator buatan IAEA ini dapat digunakan untuk mengatur operasi ABWR hingga menciptakan malfungsi dan cara penanggulangannya. Pada Simulator ini dibuat hampir sama dengan interface operasi ABWR sehingga mempermudah peneliti dalam mempelajarinya.

3.2

Saran Untuk mengetahui lebih banyak mengenai ABWR dan seluk beluknya, maka penulis

memberikan saran untuk mencari referensi lain dikarenakan keterbatasan ilmu penulis dalam pembahasan makalah ini. Selain itu, teknologi reactor semakin hari semakin mengalami kemajuan sehingga apa yang kami tuangkan dalam makalah ini bisa jadi telah diperbaharui lagi baik sistem dan lain sebagainya menjadi lebih baik.


DAFTAR PUSTAKA

https://indone5ia.wordpress.com/2012/02/17/prinsip-kerja-pembangkit-listrik-tenaga-nuklir/ diakses pada tanggal 22 Maret 2017. http://www.batan.go.id/index.php/id/infonuklir/pltn-infonuklir/generasi-pltn/924-pengenalanpembangkit-listrik-tenaga-nuklir diakses pada tanggal 22 Maret 2017 http://www.hitachi-hgne-uk-abwr.co.uk/reactor.html diakses pada tanggal 24 Maret 2017 https://www.toshiba.co.jp/nuclearenergy/english/business/reactor/newabwr.htm diakses pada tanggal 24 Maret 2017 https://en.wikipedia.org/wiki/Advanced_boiling_water_reactor

diakses pada tanggal 24

Maret 2017 IAEA.2009.Boiling Water Reactor Simulator with Passive Safety Systems.Austria:IAEA


PERTANYAAN DAN JAWABAN

1.

Adli Muhaimin -

Pertanyaan : Sistem apakah yang dapat menggerakkan Batang kendali pada ABWR, apakah sama dengan APWR menggunakan sistem elektrik?

-

Jawaban : Pergerakkan batang kendali pada ABWR menggunaan sistem hidrolik yaitu batang kendali akan masuk ke teras reaktor saat katub hidrolik pada batang kendali terbuka, air yang memasuki katub mendorong batang kendali memasuki teras reaktor. Pergerakan batang kendali ini diatur oleh Fine Motion Control Rod Drive.

2.

Enrico Willmanda Febriardy -

Pertanyaan : Antara APWR dengan ABWR lebih efisien yang mana dan manakah yang lebih aman ?

-

Jawaban : Efisien reaktor jika ditinjau dari segi dayanya, maka bergantung pada daya listrik yang dihasilkan dengan daya reaktornya. Pada ABWR daya listrik yang dihasilkan kurang lebih 1356 Mwe sedangkan daya reaktornya adalah kurang lebih 1816 Mwe sehingga efisiensinya sekitar 81%. Nilai ini jauh lebih besar dari APWR, maka lebih efisien ABWR. Jika ditinjau dari keselamatan setiap reaktor mempunyai sistem keselamtan masing-masing yang sesuai dengan jenis reaktornya. Jadi sistem keamanan kedua reaktor sama-sama aman dan baik.


ADVANCED BOILING WATER REACTOR (ABWR)

Recommend Documents