ANALISIS BEYOND DESIGN BASIS ACCIDENT KOLAM PENYIMPAN BAHAN BAKAR BEKAS RSG-GAS

16

ISSN 0216 - 3128

Endiah Puji Hastuti, dkk.

ANALISIS BEYOND DESIGN BASIS ACCIDENT KOLAM PENYIMPAN BAHAN BAKAR BEKAS RSG-GAS Endiah Puji Hastuti, Pudjijanto MS Pusat Teknogi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-PTRKN-BATAN Gedung 80, Kawasan Puspiptek, Serpong-Tangerang, 15313 E-mail: [email protected]; [email protected]

ABSTRAK ANALISIS BEYOND DESIGN BASIS ACCIDENT KOLAM PENYIMPAN BAHAN BAKAR BEKAS RSG-GAS. Kecelakaan reaktor pada pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) Fukushima Daiichi Unit 1,2,3 dan 4 akibat gempa 9 SR dan Tsunami setinggi 10 meter, membuat seluruh pemilik reaktor nuklir di dunia mengkaji ulang sistem keselamatannya, termasuk reaktor serba guna GA Siwabessy yang terletak di Serpong. Kecelakaan tersebut membuktikan bahwa pemilik reaktor harus memikirkan kemungkinan terjadinya kecelakaan di luar dasar desain (BDBA=Beyond Design Basis Accident). Reaktor Serba Guna GA Siwabessy (RSG-GAS) memiliki kolam penyimpan bahan bakar bekas yang terletak berdampingan dengan kolam reaktor, sesuai DBA rak kolam penyimpan bahan bakar bekas ini telah dirancang dengan aman. Penelitian ini bertujuan untuk memperoleh hasil analisis di luar desain dasar kecelakaan pada kolam penyimpan bahan bakar bekas dalam pembangkitan panas gamma dan kemampuan air kolam setinggi “tanggul” untuk mendinginkan panas sisa tersebut, tanpa adanya sirkulasi air pendingin. Analisis pembangkitan panas gamma dilakukan dengan program perhitungan GRACE-2, sedangkan karakteristika termodinamika bahan bakar tanpa pendinginan sirkulasi alam dihitung dengan menggunakan program NATCON. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa keselamatan bahan bakar bekas di kolam penyimpan bahan bakar bekas RSG-GAS terpenuhi meskipun tidak terjadi sirkulasi air pendingin. Kata Kunci: BDBA, bahan bakar bekas, RSG-GAS, GRACE, NATCON

ABSTRACT BEYOND DESIGN BASIS ACCIDENT ANALISIS for THE RSG-GAS SPENT FUEL STORAGE POOL. Reactor accidents of nuclear power reactors Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Units 1,2,3 and 4 by the 9 SR earthquake and tsunami, making all owners of nuclear reactors in the world to review their safety systems, including GA Siwabessy reactor located in Serpong . The incident proved that the reactor owners must think about the possibility of beyond design basis accidents (BDBA). GA Siwabessy Reactor (RSG-GAS) has a spent fuel storage pond located adjacent to the pool reactor, according to shelf DBA spent fuel storage pool has been designed safety. This study aimed to obtain the results of the BDBA of spent fuel storage pool in generating of gamma heat and the ability ofpool water as high as "dyke" to cool the rest of the summer, without the circulation of cooling water. Analysis of heat generation gamma done with the GRACE calculations program, while the thermodynamic characteristics of fuel without the natural circulation cooling is calculated using the NATCON program . The result shows that the safety of spent fuel in spent fuel storage pool of RSG-GAS fulfilled although there is no circulation of cooling water. Key words: safety analysis, spent fuel, RSG-GAS, GRACE, NATCON

PENDAHULUAN

K

ecelakaan reaktor pembangkit listrik tenaga nuklir PLTN Fukushima Daiichi Unit 1,2,3 dan 4 akibat gempa 9 SR dan Tsunami setinggi 10 meter menyebabkan seluruh pemilik reaktor nuklir di dunia mengkaji ulang sistem keselamatannya, tak terkecuali reaktor serba guna GA Siwabessy yang terletak di Serpong. Dalam kecelakaan tersebut reaktor PLTN Fukushima berhasil dipadamkan (shutdown) dengan batang kendali untuk menghentikan reaksi fisi. Pemicu kecelakaan disebabkan oleh kegagalan pendinginan yang diakibatkan oleh diesel yang tersapu tsunami, yang berakibat gagalnya sistem pendingin darurat. Pada

PLTN Daiichi unit 4 kegagalan justru terjadi pada kolam penyimpan bahan bakar bekas, dimana kebakaran disebabkan karena temperatur bahan bakar bekas meningkat akibat tidak adanya sirkulasi pendingin[1,2,3]. Kecelakaan tersebut membuktikan bahwa pemilik reaktor harus memikirkan kemungkinan terjadinya kecelakaan di luar dasar desain (BDBA=beyond design basis accident). Reaktor Serba Guna GA Siwabessy (RSGGAS) memiliki kolam penyimpan bahan bakar bekas yang terletak berdampingan dengan kolam reaktor, kedua kolam dibatasi gate (pintu) yang berada pada kondisi tertutup saat reaktor beroperasi. Gate dapat dibuka untuk memindahkan bahan bakar yang telah memenuhi batas fraksi bakarnya ke dalam rak

Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah – Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2011 Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 19 Juli 2011


ISSN 0216 - 3128

penyimpan bahan bakar bekas, kolam tersebut dapat digunakan untuk penampungan sementara apabila reaktor perlu dikosongkan. Kolam penyimpan bahan bakar bekas ini telah dirancang sesuai design basis accident, rak bahan bakar bekas berada di dalam kolam penyimpan dan terendam air setinggi 5,265 meter (Gambar 1). Pendinginan dilakukan menggunakan chiller dan sirkulasi air pendingin mengalir melalui lubang di dinding kolam penyimpan melalui elemen bakar bekas dan masuk ke tangki purifikasi[4]. Pada kondisi kecelakaan yang sangat parah yang diasumsikan terjadi akibat patahnya pipa pendingin primer di dalam kolam reaktor dan gate (penghalang) kolam penyimpan bahan bakar bekas terbuka, air menurun hingga mencapai setinggi tanggul atau kurang lebih 1,15 meter dari atas permukaan rak bahan bakar bekas, sementara sirkulasi air pendingin kolam tidak berfungsi. Pendinginan bahan bakar bekas yang masih menghasilkan panas gamma hanya terjadi dengan moda pendinginan konveksi bebas. Peneliti sebelumnya telah melakukan penelitian mengenai kritikalitas bahan bakar bekas [5], sementara penelitian mengenai kemampuan pendinginan secara sirkulasi alam akibat kehilangan catu daya atau station blackout belum pernah dilakukan. Penelitian ini bertujuan untuk memperoleh hasil analisis di luar desain dasar kecelakaan kolam penyimpan bahan bakar bekas dalam pembangkitan panas gamma dan kemampuan air kolam setinggi “tanggul” untuk mendinginkan panas sisa tersebut, tanpa adanya sirkulasi air pendingin. Analisis pembangkitan panas gamma dilakukan dengan program perhitungan GRACE-2, sedangkan karakteristika termodinamika bahan bakar tanpa pendinginan sirkulasi alam dihitung dengan menggunakan program NATCON.

TEORI Kolam Penyimpan dan Rak Bahan Bakar Bekas Kolam penyimpan bahan bakar bekas (spent fuel pool storage) berfungsi untuk menyimpan bahan bakar bekas (spent/discharged fuel), yaitu bahan bakar bekas yang telah dipakai dalam kurun waktu tertentu. Di samping itu rak penyimpan juga dipakai untuk penyimpanan sementara saat dilakukan pertukaran dan pemuatan kembali bahan bakar yang akan dimasukkan ke teras reaktor. Bahan bakar bekas mengandung produk belah, dengan demikian maka bahan bakar bekas akan memancarkan berbagai jenis partikel atau sinar

17

seperti α, β dan γ. Oleh karena itu, penyimpan bahan bakar bekas harus mampu menyediakan sirkulasi pendingin untuk mendinginkan panas γ yang dipancarkan oleh bahan bakar bekas. Kecukupan pendingin diperlukan tidak saja dari aspek ketinggian permukaan air tetapi juga kemampuan terjadinya sirkulasi yang kontinyu. Disamping itu, pendingin berfungsi sebagai perisai agar paparan radiasi di permukaan kolam penyimpan memenuhi batas yang ditetapkan. Pada kondisi pendinginan normal, temperatur kolam penyimpan bahan bakar dipertahankan sebesar 25oC, dengan sirkulasi pendingin paksa yang memerlukan catu daya listrik, tinggi level air kolam dan temperatur pendingin harus selalu dipantau. Bahan bakar bekas disimpan di dalam rak dimana rak tersebut berada di dalam kolam pendingin berisi air. Konfigurasi rak harus didesain sedemikian rupa, salah satu cara adalah dengan mengatur jarak antar bahan bakar agar tidak terjadi kekritisan. Subkritikalitas harus dijamin kurang dari 0,95 dengan ketidakpastian kritikalitas sebesar 3σ. Subkritikalitas dijaga dengan memberi beberapa penyerap seperti Cd (kadmium) di rak tersebut. Jaminan subkritikalitas desain rak dilakukan dengan asumsi semua bahan bakar dalam keadaan segar (kondisi uranium tertinggi), terjadi kecelakaan terparah yaitu rak runtuh sehingga bahan bakar saling bersentuhan. Dalam kondisi ini nilai subkritikalitas tetap dijaga di bawah 0,95 dengan kepercayaan 68 % (3σ) [6]. RSG-GAS memiliki dua buah rak penyimpan bahan bakar bekas yang memiliki kapasitas penyimpanan masing-masing sebanyak 150 posisi, dalam susunan grid (kisi) 10 x 15. Tampang lintang rak bahan bakar ditunjukkan pada Gambar 1, dengan dimensi 93,5 x 150 cm. Lembar kadmium dengan tebal 0,1 cm ditempatkan di antara kisi dan ujung rak penyimpan, untuk menjaga subkritikalitas. Lembar cadmium ini ditutupi kelongsong AlMg 2 setebal 0,1 cm, sehingga dimensi kisi menjadi 0,85 x 10 cm terdiri dari dua lapisan AlMg 2 dan kadmium masing-masing dengan tebal 0,1 dan 0,05 cm, dengan demikian maka area bebas untuk menyimpan elemen bakar memiliki dimensi 8,2 x 9,7 cm yang pada kondisi kosong berisi air. Adapun elemen bakar standard RSG-GAS memiliki dimensi 7,61 x 8,05 cm, terdiri dari 21 pelat, masing-masing bahan bakar berisi 250 gr 235U (pengayaan 19,75%). Setiap pelat berisi meat bahan bakar dengan panjang aktif 60 cm, setebal 0,054 cm dengan kelongsong AlMg 2 setebal 0,038 cm, gap antar pelat 0,255 cm untuk pendinginan[6].


18

ISSN 0216 - 3128


Gambar 1. Tampak atas rak penyimpan bahan bakar bekas RSG-GAS

Program Komputasi GRACE-2

Program Komputasi NATCON

GRACE-2 terubah adalah program pelemahan dan pemanasan sinar gamma banyak kelompok, banyak daerah yang ditulis dalam bahasa program FORTRAN-77 untuk komputer personal (PC)[6]. Pada awalnya program dirancang untuk menghitung pemanasan sinar gamma dan laju dosis sinar gamma dalam perisai papan datar dengan tebal berhingga atau semi takhingga. Faktor bangkit dosis disajikan secara analitis dengan pernyataan sederhana sebagai jumlahan dua suku eksponensial. Sumbangan pada distribusi fluks total di setiap tempat tertentu dalam perisai dari daerah sumber yang diberikan dihitung dengan menggunakan faktor bangkit dosis bahan tunggal. Akan tetapi jika dikehendaki, faktor bangkit lain yang berbeda dapat dispesifikasikan untuk tiap daerah sumber yang ditinjau. Laju pembangkitan panas gamma diselesaikan dengan korelasi sbb[6]:

Program komputer NATCON telah ditulis untuk menganalisis termohidrolika atau hidrolika termal dalam keadaan tunak dari bahan bakar nuklir jenis plat dalam sebuah reaktor riset yang didinginkan secara konveksi alami[7]. Teras reaktor ditenggelamkan (dibenamkan) di dalam sebuah kolam air yang diandaikan berada dalam suatu keadaan suhu rerata yang dianggap konstan. Program menghitung laju aliran pendingin, agihan suhu aksial dalam pendingin dan permukaan plat bahan bakar dan garis sentral, dan mendekati kepada Onset of Nucleate Boiling (ONB). Suatu cara pelacakan otomatis untuk daya pada ONB bisa dipilih. Aliran cairan (air) pendingin diarahkan oleh perbedaan rapat massa dalam air pendingin yang dihasilkan dari pemanasan air pendingin oleh bahan bakar. Gaya apung yang dihasilkan diimbangi dalam arah yang berlawanan oleh gaya gesek yang dihasilkan dari aliran air pendingin yang mempunyai angka kekentalan tertentu. Faktor kanal panas dikemukakan untuk menentukan nilai batas keselamatan.. Karena kolom yang terpanasi dari berat air lebih kecil atau kurang daripada kolom air di sekitar suhu gaya apung. Gaya apung pada kolom air yang terpanasi adalah[8]:

•  µ D =  c  ρ

C    ⋅ C1 + 2  ⋅ φγ k  

(1)

dimana: C 1 = 0 dan C 2 =1 untuk menghitung laju dosis dan C 1 = 1,6021x10-13 dan C 2 = 0 untuk menghitung laju pembangkitan panas. Laju dosis yang bersesuaian atau faktor bangkit serapan harus diberikan dalam data masukan.

FB

=

g (ρ c − ρ AMB ) ⋅ Ac ⋅ Lc


(2)


ISSN 0216 - 3128

di mana: ρ c ≡ rapat massa pukul rata dari kolom air yang terpanasi, dirumuskan sebagai: L

ρc ρ

=

1 c ρ c ( x ) dx Lc ∫0

(3)

≡ rapat massa dari pendingin dalam tangki reaktor, |kg/m³|; ≡ luas tampang lintang kanal pendingin, |m²|; Ac ≡ panjang kolom air yang terpanasi dari kanal Lc pendingin, |m|. G ≡ gaya gravitasi, |m/s2|. Gaya apung menyebabkan aliran yang dihambat oleh gaya gesekan yang menghasilkan penurunan tekanan. Kecepatan dari aliran akan mencapai harga tertentu yang disebut kecepatan terminal di mana gaya apung tepat setimbang atau diimbangi oleh gaya gesek. Gaya gesek ini dapat dinyatakan sebagai[8]: AMB

FF

=

(ρ v )in2

n  1 f ∆zi 1  ⋅ Ac ⋅  +∑ +  2g  2 ρ in i =1 ρ i DH ρ out 

(4)

dimana: ρ ≡ rapat massa dari pendingin di lokasi yang ditunjukkan, |kg/m³|; f ≡ faktor gesekan; v ≡ kecepatan aliran di inlet, |m/s|; g ≡ percepatan gravitasi, diambil harga g = 9,80665 m/s²;

19

Δz i ≡ tinggi kenaikan dari noda dalam kanal pendingin, |m|; D H ≡ garis tengah atau diameter hidrolik dari kanal pendingin, |m|.

Skenario Kecelakaan di Luar Desain Basis (BDBA) Sesuai dengan analisis kecelakaan desain basis, bahan bakar bekas di dalam kolam penyimpan yang terletak di samping kolam reaktor cukup didinginkan dengan menggunakan chiller, sedangkan sirkulasi air pendingin mengalir masuk ke dalam kolam penyimpan bahan bakar bekas, melalui celah-celah bahan bakar di dalam rak dan mengalir keluar melewati sisi bawah kolam penyimpan untuk kemudian dimurnikan melewati ion-exchange, dan kemudian daur berulang, seperti terlihat pada Gambar 2. Pada skenario BDBA diasumsikan terjadi station black-out, dimana pada kondisi tersebut tidak ada pasokan catu daya listrik, sekaligus terjadi large break LOCA yang mengakibatkan permukaan air tangki reaktor menurun drastis. Pada saat yang bersamaan kecelakaan diasumsikan terjadi pada saat gate antara kolam reaktor dan kolam penyimpan bahan bakar pada kondisi terbuka, hal ini mengakibatkan permukaan kolam penyimpan tersisa sebatas tanggul saja. Bahan bakar bekas tidak terdinginkan, hanya mengandalkan perpindahan panas konveksi bebas untuk mengambil panas sisa.

Gambar 2. Letak rak penyimpan bahan bakar bekas di dalam reaktor RSG-GAS Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah – Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2011 Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 19 Juli 2011

20

ISSN 0216 - 3128

PEMODELAN DAN ASUMSI Pemodelan Perhitungan Panas γ Bahan bakar Bekas Menggunakan Program GRACE-2 Untuk menghitung panas gamma dari bahan bakar bekas, pelat bahan bakar dianggap sebagai sumber berbentuk papan yang telah dioperasikan dengan daya awal 15 MW dengan fraksi bakar 56%. Spektrum foton - γ (sinar gamma) total dihitung dengan menjumlahkan laju lepasan foton – γ dan hasil pertumbuhan aktinida 18 kelompok, dari akhir siklus (EOC=end of cycle) elemen bakar U 3 Si 2 -Al bermuatan 250 g/FE dalam teras RSG-GAS 15 MW yang dioperasikan selama 45 hari. Pemilihan daya awal operasi sebesar 15MW akan memberikan hasil yang lebih konservatif dibandingkan daya awal 30MW. Perhitungan dilakukan dengan variabel waktu bahan bakar berada atau telah dipindahkan dari teras reaktor ke rak penyimpan bahan bakar bekas yang terletak di samping kolam reaktor. Energi yang dilepaskan oleh bahan bakar bekas yang telah selesai masa tinggalnya di dalam teras reaktor, diperhitungkan dengan menjumlahkan laju foton γ dan aktinida total yang dihasilkan. Perhitungan ini dilakukan masing-masing pada hari pertama setelah masa pemakaian di dalam teras berakhir, 100 hari, 1 tahun, dua tahun, 3 tahun, 5 tahun, 10 tahun, 20 tahun dan 30 tahun. Dari hasil perhitungan tersebut terlihat bahwa semakin lama maka energi yang dihasilkan


oleh bahan bakar bekas ini semakin berkurang, seperti ditunjukkan pada Tabel 1. Tabel 1. Data input perhitungan panas γ menggunakan program GRACE-2 Parameter Nilai Tingkat muat U 3 Si 2 -Al 250 g/FE Daya reactor 15 MW Waktu operasi bahan bakar 45 hari Burn-up rerata 56% ~4000 KWD Basis burn-up 3609,38 KWD Fluks 6,16E+13 neutron/cm2.s Basis daya/bahan bakar 328,125 KW

Pemodelan Perhitungan Parameter Termohidrolika Bahan Bakar Bekas Menggunakan Program NATCON Karakteriska parameter termal, hidrolika dan marjin keselamatan bahan bakar bekas di dalam kolam penyimpan dihitung dengan pemodelan sebagai berikut: Bahan bakar U 3 Si 2 -Al bermuatan 250 g/FE dengan menggunakan input panas yang dibangkitkan dari hasil perhitungan program GRACE-2. Dalam pemodelan diasumsikan tinggi chimney hanya setinggi tanggul bahan bakar (1,15 m), sedangkan kecepatan pendingin akan diperoleh dari hasil perhitungan. Pendinginan berlangsung secara konveksi bebas pada kondisi tunak.

Tabel 2. Data input untuk perhitungan program NATCON Parameter Nilai Jumlah bahan bakar 252 Jumlah batang kendali 48 Konduktivitas U 3 Si 2 , 2,96 gU/cc dengan porositas 7%[5], W m-1 K - 107 1

Konduktivitas kelongsong AlMg2, W m-1 K -1 180 Tinggi kolom air (chimney) normal, m 5,2650 Tinggi kolom air (chimney) BDBA, m 1,1500 Daya total yang dibangkitkan, kw 31,65 Temperatur inlet, oC 40,5 Faktor ketidakpastian teknis (engineering uncertainty factor) 1,458 masa pemakaian di dalam teras berakhir, 100 hari, 1 HASIL DAN PEMBAHASAN tahun, dua tahun, 3 tahun, 5 atahun, 10 tahun, 20 Hasil Perhitungan Energi Gamma Bahan tahun dan 30 tahun. Dari hasil perhitungan tersebut terlihat bahwa semakin lama maka energi yang Bakar Bekas Menggunakan Grace-2 dihasilkan oleh bahan bakar bekas ini semakin Panas γ yang dibangkitkan pada 1(satu) bahan berkurang, seperti ditunjukkan pada Tabel 1. bakar pada setiap tingkat fraksi bakar dihitung sejak Gambar 3 menunjukkan laju foton γ/hari untuk awal bahan bakar masuk ke teras hingga akhir siklus satu bahan bakar U 3 Si 2 -Al, masing masing adalah hidupnya di teras reaktor ditunjukkan pada Gambar bahan bakar baru dan bahan bakar (baru-1) atau 3, hingga akhir siklus laju foton γ /detik relatif tidak siklus sebelumnya, yang mengalami perjalanan berubah. Energi yang dilepaskan oleh bahan bakar sepanjang 8 siklus operasi, dimana masing-masing bekas yang telah selesai masa tinggalnya di dalam siklus bahan bakar tersebut mengalami deplesi teras reaktor dihitung dengan menjumlahkan laju sebesar 0-7%, atau kurang lebih 56% burn up. foton γ dan aktinida total yang dihasilkan. Kedua grafik di atas menunjukkan nilai laju foton γ Perhitungan ini dilakukan pada hari pertama setelah Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah – Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2011 Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 19 Juli 2011


ISSN 0216 - 3128

pada saat reaktor di operasikan (grafik foton γ menunjukkan arah ke atas), dan menurun tajam ketika reaktor dipadamkan, siklus berulang hingga bahan bakar dikeluarkan dari teras reaktor. Laju

21

foton γ di akhir siklus tidak menunjukkan perbedaan yang signifikan antara bahan bakar dengan siklus yang berurutan.

laju foton gamma/de

1,E+17

1,E+16

Siklus I, burnup = 0-7% Siklus VIII, bu = 49-56%

1,E+15 0

11

21

32

42

53

56

60

63

67

70

74

(burn dan decay ) time , hari

Gambar 3. Radiasi γ 1 bahan bakar U 3 Si 2 -Al dalam trend operasi “up-down” Tabel 3. Hasil Perhitungan Energi Gamma dan Aktinida Total 0

18 GROUP SPECIFIC ENERGY RELEASE RATES, MEV/WATT-SEC BASIS=BUP = 0.0E+00 MWD; P = 0.0 MW/FE; FLUKS = 0.00+00 n/(cm2.det).

EMEAN

Start SFE

7.0D

15.0D

30.0D

90.0D

1.0D

2.0YR

5.0YR

1.000E-02 6.246E+08 2.354E+07 1.797E+07 1.339E+07 7.568E+06 4.869E+07 1.318E+06 3.706E+05 2.500E-02 3.836E+08 1.948E+07 1.268E+07 8.412E+06 4.175E+06 4.254E+07 7.099E+05 1.994E+05 3.750E-02 4.646E+08 3.687E+07 2.318E+07 1.449E+07 7.102E+06 8.482E+07 1.248E+06 3.123E+05 5.750E-02 7.762E+08 2.533E+07 1.893E+07 1.436E+07 8.509E+06 5.984E+07 1.540E+06 4.095E+05 8.500E-02 8.249E+08 4.891E+07 2.903E+07 1.656E+07 8.719E+06 9.206E+07 1.628E+06 3.822E+05 1.250E-01 1.202E+09 1.198E+08 8.025E+07 5.841E+07 2.554E+07 2.555E+08 3.053E+06 4.853E+05 2.250E-01 5.140E+09 1.119E+08 5.453E+07 3.358E+07 1.888E+07 5.212E+08 3.536E+06 8.431E+05 3.750E-01 5.489E+09 2.227E+08 1.348E+08 6.187E+07 1.592E+07 3.931E+08 2.982E+06 6.874E+05 5.750E-01 1.383E+10 8.367E+08 5.142E+08 3.114E+08 1.139E+08 2.592E+09 3.201E+07 2.303E+07 8.500E-01 2.265E+10 2.005E+09 1.636E+09 1.351E+09 7.830E+08 3.458E+09 6.441E+06 1.859E+06 1.250E+00 2.189E+10 9.677E+07 3.632E+07 1.801E+07 1.014E+07 6.773E+08 2.432E+06 6.458E+05 1.750E+00 9.910E+09 1.401E+09 9.153E+08 4.066E+08 1.700E+07 1.887E+09 3.221E+05 4.731E+04 2.250E+00 7.913E+09 4.352E+07 2.857E+07 1.818E+07 9.755E+06 9.107E+07 1.990E+06 1.399E+05 2.750E+00 4.096E+09 8.338E+07 5.457E+07 2.422E+07 9.702E+05 1.056E+08 9.354E+03 1.065E+03 3.500E+00 3.194E+09 8.744E+05 5.748E+05 2.576E+05 1.381E+04 1.204E+06 1.201E+03 1.526E+02 5.000E+00 2.460E+09 1.808E-11 3.296E-12 3.304E-12 3.338E-12 2.750E+04 3.621E-12 3.883E-12 7.000E+00 2.794E+07 2.990E-13 2.994E-13 3.002E-13 3.032E-13 2.987E-13 3.289E-13 3.527E-13 9.500E+00 7.122E+03 2.566E-14 2.569E-14 2.576E-14 2.602E-14 2.563E-14 2.823E-14 3.027E-14 0 TOTAL 1.009E+11 5.075E+09 3.557E+09 2.350E+09 1.031E+09 1.031E+10 5.922E+07 2.941E+07 0 GAM POW 5.306E+03 2.670E+02 1.871E+02 1.236E+02 5.424E+01 5.423E+02 3.115E+00 1.547E+00


22

ISSN 0216 - 3128


1,E+17 1,E+16 1,E+15 1,E+14 1,E+13 1,E+12

Foton/sec

1,E+11 1,E+10 1,E+09 1,E+08 1,E+07 1,E+06 1,E+05 1,E+04

0 det after sh-dn decay 100 hari decay 1 tahun decay 5 tahun decay 10 tahun decay 20 tahun decay 50 tahun

1,E+03 1,E+02 1,E+01 1,E+00 1,E-02

1,E-01

1,E+00

1,E+01

Energi, MeV

Gambar 4. Spektrum foton gamma dari bahan bakar bekas RSG-GAS dengan fraksi bakar 56% Spektrum foton γ pada bahan bakar bekas ditampilkan dalam Tabel 3, sedangkan Gambar 4 menunjukkan spektrum peluruhan energi gamma sebagai fungsi waktu peluruhan. Semakin lama bahan bakar bekas tersimpan maka energi semakin berkurang.

Hasil Perhitungan Perpindahan Panas menggunakan Program NATCON Dalam perhitungan termohidrolika bahan bakar bekas di dalam kolam penyimpan, panas γ yang dihasilkan menggunakan output program perhitungan GRACE-2. Panas peluruhan ini dihitung menggunakan variabel waktu, yaitu sejak reaktor dishutdown, waktu pemindahan bahan bakar (loading/unloading) sesuai jadwal di RSG GAS, 3 bulan, 1 tahun, hingga 5 tahun. Dalam analisis keselamatan ini perlu dilakukan asumsi kondisi terparah dimana energi yang dibangkitkan oleh bahan bakar bekas adalah energi terbesar yang dihasilkan. Pemindahan bahan bakar yang telah selesai dioperasikan tidak dapat dilakukan secara langsung melainkan harus didinginkan setidaknya selama 2 hari dan loading/unloading dilakukan 14 hari setelah reaktor shutdown, oleh sebab itu dipilih energi peluruhan pada waktu tersebut. Selain itu dalam moda perpindahan panas secara konveksi bebas, kemampuan perpindahan panas akan sangat dipengaruhi oleh tinggi kolom air (chimney) yang berada di atas permukaan bahan bakar, maka dalam analisis ini tinggi chimney merupakan variabel yang diperhitungkan. Hasil perhitungan perpindahan panas bahan bakar bekas pada saat tidak terdapat sirkulasi air pendingin yang terjadi secara konveksi bebas

ditunjukkan pada Gambar 5 dan Gambar 6 Perhitungan dilakukan menggunakan daya tetap dengan variabel tinggi chimney. Tinggi chimney dimana pada kondisi normal memiliki tinggi 5,265 m dan pada kondisi BDBA hanya 1,15 m, tidak terlihat perbedaan fluks panas di setiap nodal pada kedua kondisi tersebut (Gambar 5). Hal yang sama terjadi pada distribusi fluks di sepanjang bahan bakar. Distribusi fluks panas dianggap normal sebagai fungsi sinus ke arah aksial, sedangkan ke arah radial dianggap satu, dalam perhitungan ini dianggap sumbangan dari faktor ketidak pastian (uncertainty factor) hanya berasal dari fabrikasi/faktor teknis saja. Daya total yang dibangkitkan apabila rak kolam penyimpan bahan bakar bekas terisi penuh sebanyak 300 bahan bakar/batang kendali mencapai 16,3 kw atau fluks panas rerata sebesar 5 watt per pelat bahan bakar. Gambar 6 menunjukkan kenaikan temperatur pendingin di sepanjang bahan bakar. Dalam perhitungan temperatur input diberikan sebesar 40,5oC, kenaikan temperatur inlet dan outlet mencapai 0,5oC dan 1,0oC. Delta temperatur untuk terjadinya awal pendidihan inti untuk kondisi normal dan BDBA masing masing adalah 73,36oC dan 64,08oC, dimana hal ini juga sangat bergantung pada temperatur jenuh air dan temperatur awal yang diberikan. Hasil perhitungan ini menunjukkan bahwa keselamatan bahan bakar bekas di kolam penyimpan bahan bakar bekas RSG GAS dari aspek pendinginan terpenuhi meskipun tidak terjadi sirkulasi air pendingin. Meskipun demikian hal lain yang perlu diwaspadai adalah kemungkinan terjadinya reaksi radiolisis akibat interaksi antara air dan uranium



ISSN 0216 - 3128

secara langsung apabila integritas pelat bahan bakar terganggu.

Gambar 5. Distribusi fluks panas dan pembangkitan panas/nodal

Gambar 6. Distribusi temperatur pendingin sepanjang kanal pendingin dan ONB

DAFTAR PUSTAKA 1.

SURIP W.,dkk, Tim PTRKN, ”Dampak Gempa dan Tsunami 11-3-2011 di Jepang Terhadap PLTN Fukushima Daiichi Unit 1”, Kecelakaan PLTN di Jepang(1), Website http://www.batan.go.id

2.

MINISTRY OF ECONOMY TRADE AND INDUSTRY, JAPAN, News Release, April 12, 2011

3.

JAPAN ATOMIC INDUSTRIAL FORUM, Inc, ”Information on Status of Nuclear Power Plants in Fukushima”, 27 April 2011.

4.

PUSAT REAKTOR SERBA GUNA-BATAN, “Laporan Analisis Keselamatan RSG GAS Rev 10”, Desember 2008

5.

TAGOR MS, LIEM PH, IMAN K, ZUHAIR, “Criticality Safety Assessment on the RSG-GAS Spent Fuel Storage for Anticipating the next core Conversion program, ICNC 2003, Tokaimura, JAPAN,

6.

ENDIAH PH dan TAGOR MS, Tim PTRKN, “Kebakaran Pada Kolam Penyimpanan Bahan Bakar Bekas PLTN Fukushima Daiichi Unit 4” Kecelakaan PLTN di Jepang http://www.batan.go.id/ptrkn

7.

PUDJIJANTO MS, “Perhitungan Teoritis Pelemahan Radiasi Foton Gamma dari Reaktor Riset Tipe Kolam Dengan Program GRACE-2 Terubah”, Pebruari 2007

8.

R. S. SMITH dan W. L. WOODRUFF, "A Computer Code, NATCON, for The Analyses of Steady-State Thermal-Hydraulics and Safety Margins in Plat-Type Research Reactors Cooled by Natural Convection", ANL/RERTR/TM-12, Argonne National Laboratory, Argonne, Illinois

KESIMPULAN Spektrum foton γ pada bahan bakar bekas saat peluruhan menunjukkan energi γ sebagai fungsi waktu peluruhan menurun secara drastis, panas peluruhan maksimum setelah reaktor shutdown untuk keperluan loading/unloading mencapai 16,3 kw. Semakin lama bahan bakar bekas tersimpan maka energi γ semakin berkurang. Hasil perhitungan pada daya tersebut menunjukkan bahwa energi yang dibangkitkan sangat rendah mencapai 5 watt per pelat bahan bakar, sehingga perbedaan tinggi chimney terhadap temperatur pendingin tidak signifikan. Hasil perhitungan ini menunjukkan bahwa keselamatan bahan bakar bekas di kolam penyimpan bahan bakar bekas RSG-GAS terpenuhi meskipun tidak terjadi sirkulasi air pendingin. Meskipun demikian hal lain yang perlu diwaspadai adalah kemungkinan terjadinya reaksi radiolisis akibat interaksi antara air dan uranium secara langsung apabila integritas pelat bahan bakar terganggu.

UCAPAN TERIMA KASIH Terima kasih kami sampaikan kepada kepala bidang operasi RSG-GAS, Sudiyono ST, yang telah memberikan informasi berharga sebagai input dalam analisis ini.

23

TANYA JAWAB Prof. Syarif - Apakah sudah dilakukan perhitungan/apa yang terjadi jika semua air dikolam penyimpan bs bk tersebut hilang semua?(perbandingan dengan udara) Endiah • Pendinginan dengan udara (korelasi bebas) dengan media udara belum dilakukan. Gede Sutrisna - Seberapa besar pengaruh chimney terhadap perpindahan panas pada moda pendinginan konveksi bebas.


24

ISSN 0216 - 3128

Endiah • Pengaruh tinggi chimney cukup besar apabila temperature yang akan didinginkan cukup tinggi. Pada temperature pendingin yang rendah, hal ini tidak terlihat perbedaanya. AK Rivai - Dijelaskan bahwa keselamatan bahan bakar bekas dikolam penyimpanan bahan bakar


bekas RSG-Gas terpenuhi meskipun tidak terjadi sirkulasi air pendingin, lalu apa fungsi sirkulasi air pendingin yang selama ini dilakukan? Endiah • Sirkulasi air pendingin berfungsi untuk: − Pendinginan bahan bakar bekas − Pemurnian air pendingin − Sebagai perisai radiasi


ANALISIS BEYOND DESIGN BASIS ACCIDENT KOLAM PENYIMPAN BAHAN BAKAR BEKAS RSG-GAS

Recommend Documents