Ke Daftar Isi Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan serta Fasililas Nuklir
PLTN
Serpong. 9-10 Februari 1993 PRS G, PPTKR -BATAN
ANALISIS MASSA DAN ENERGI KELUAR PIP A UAP PECAH PADA REAKTOR DAY A AP600 UNTUK DIGUNAKAN DALAM ANALISIS DESAIN KONTAINMEN oleh Suharno Pusat Penelitian Teknologi Keselamatan Reaktor - Badan Tenaga Atom Nasional
ABSTRAK Pipa uap pecah di dalam kontainmen melepaskan fluida berenergi tinggi yang dapat menghasilkan tekanan dan temperatur tinggi yang mungkin dapat melebihi tekanan desain kontainmen. Sehingga suatu analisis dilakukan untuk dapat menentukan kondisi operasi yang dalam hal terjadi pipa uap pecah menghasilkan tekanan maksimum di dalam kontainmen dengan marginal keselamatan yang cukup atau memadai.Banyak faktor dan parameter yang berpengaruh pada pelepasan massa dan energi dan masing-masing dibahas dalam analisis ini. Banyaknya variasi dari masing faktor tersebut maka akan menjadi sulit dalam menentukan kondisi pecahan yang menghasilkan kondisi terparah, sehingga analisis dilakukan pada suatu spektrum yang luas yang menghasilkan banyakdata inassa dan energi sebagai data masukan pada analisis desain kontainmen.Secara konservatip bahwa untuk menghasilkan tekanan maksimum atau untuk memaksimumkan hasil tekanan di dalam kontainmen maka banyak harga parameter-parameter diasumsikan pada kondisi maksimum dan hal ini dijelaskan dalam analisis.Terhadap beberapa sistem perlengkapan reaktor termasuk sistem daya listrik luar, kondisi operasinya dipilih pada kondisi operasi yang dapat menghasilkanjumlah pelepasan massa dan energi pada harga yang lebih besar. Program komputer LOFfRAN (Loss of Flow Transient) digunakan untuk melakukan analisis mass a dan energi, dan program WGOTHIC digunakan untuk melakukan analisis desain kontainmen. Dari hasil analisis desain kontainmen dapat ditentukan satu kondisi pecahan yang menghasilkan tekanan maksimum sebesar 56.11 psia dengan marginal keselamatan yang cukup yaitu 3.59 psi dan satu kondisi pecahan yang menghasilkan temperaturmaksimum di dalam kontainmen yaitu 320 of.
ABSTRACT Steamline rupture occuring inside reactor containment releases high energy fluid to the containment environment resulting in high containment pressure and temperature that may be greater than containment design pressure.Therefore an analisis is carried out to determine rupture conditions which result a maximum pressure with sufficient safety margin. A lot offactors and parameters affect the mass and energy releases and all are discussed. The variation of each of that parameters make a reasonable determination of the single worst case for both containment pressure and temperature evaluations following steam line break difficult, then an analysis is carried out in a wide range spectrum to produce mass and energy releases data that used in containment design analysis. To maximize the pressure inside containment following steam line rupture, a lot of input parameters value are taken in the maximum condition as the conservative case and these are discussed in this paper. The operation of some equipment systems including offsite power are chosen in the operation condition that giving the higher mass and energy releases. LOFfRAN computer code is used for mass and energy analysis and WGOTHIC computer code is used for containment design analysis. Based on containment design analy.sis results,it can be determined thatone break case produces maximum pressure of 56 .11 psia with 3.59 psi safety margin and one break case produces maximum temperature of 320 F inside containment.
56
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRS G, PPTKR - BATAN
Prosiding Seminar Teknologi dan KeselamaUln PLTN serUl Fasililas Nuklir
PENDAHULUAN Pipa uap pecah pada suatu reaktor daya seperti halnya pada reaktor daya AP600 dipostulasikan dapat terjadi di dalam ataupun di luar kontainmen reaktor. Pipa uap pecah di dalam kontainmen menghasilkan pelepasan fluida berenergi tinggi dan menimbulkan tekanan dan temperatur tinggi di dalam kontainmen. Besarnya pelepasan massa dan energi tergantung dari konfigurasi sistem uap, desain kontainmen, kondisi operasi reaktor secara menyeluruh dan kondisi pecahan. Sehingga parameter-parameter berikut cukup signifikan pengaruhnya terhadap pelepasan massa dan energi, yaitu tingkat daya reaktor,desain sistem air catu utama, desain sistem start up feedwater, tipe pecahan, luas pecahan, lokasi pecahan, keberadaan daya listrik luar, kegagalan sistem keselamatan, perpindahan panas balik pada steam generator dan kapasitas panas metal tebal dari sistem pendingin primer. Penjelasan dari masing-masing parameter tersebut diuraikan pada bab tinjauan teori. Banyaknya variasi untuk masing-masing faktor atau parametertersebut diatas akan menjadi sui it untuk menentukan kondisi pipa uap pecah yang menghasilkan keadaan terparah ditinjau dari harga tekanan dan temperatur di dalam kontainmen, sehingga perlu dilakukan analisis dengan spektrum yang luas. Program komputer LOFfRAN ( Loss of Flow Transient ) digunakan dalam analisis ini untuk menghasilkan sejun1lah'data massa dan energi keluar pipa uap pecah yang akan digunakan dalam analisis desain ( respon ) kontainmen. Parameter-parameter penting sebagai parameter masukan untuk program komputer LOFfRAN diuraikan, dan demikian juga asumsi-asumsi yang diambil dalam analisis ini. Data masukan untuk program komputer LOFfRAN disusun berdasarkan dari data-data teknis hasil disain AP600. Sesuai kronologi dari analisis massa dan energi ini, ada 35 kasus pecahan yang berarti ada 35 data masukan dan menghasilkan 35 data massa dan energi keluar pipa uap pecah. Data massa dan energi tersebut sebagai masukan untuk program komputer WGOTHIC untuk melakukan analisis disain kontainmen. Dari keterkaitan hasil analisis massa dan energi dan analisis disain kontainmen, diperoleh satu kasus pecahan yang menghasilkan tekanan terbesardi dalam kontainmen dengan marginal keselamatan temperatur tertinggi di dalam kontainmen. Sehingga dapat diketahui bahwa pada kejadian pipa uap pecah yang terparah di dalam kontainmen menghasilkan tekanan terbesar di dalam kontainmen dan masih berada di bawah tekanan disain kontainmen.
TEOR! Pipa uap pecah menghasilkan pelepasan fluida berenergi tinggi yang mungkin menimbulkan tekanan tinggi dan temperatur tinggi di dalam kontainmen dan tekanan tersebut akan dapat melebihi tckanan disain kontainmcn. Untuk membatasi jumlah pelepasan massa dan energi maka reaktor harus segera trip dan pipa uap maupun pipa air catu utama harus segera diisolasi.
57
Sinyal yang mengaktuasi untuksinyal tekanan uap rendah (540 psia). Dengan reaktortrip maka daya reaktor segera menjadi rendah dan mendekati nol sepanjang waktu pelepasan fluida lewat peeahan sehingga energi yang terkandung di sistem primer menjadi lebih rendah, dan pengisolasian uapnya tidakpeeah, danjuga pengisolasian pipa air eatu utama menghentikan penambahan air eatu ke sistem generator. Gambar-l adalah diagram alir sistt~m uap dan sistem air eatu pada AP600 sebagai dasar dalam melakukan analisis massa dan energi. Bahwa banyak faktor dan parameter yang mempengaruhijumlah pelepasan mass a dan energi lewat pecahan, maka berikut ini adalah penjelasanpenjelasannya. a. Tingkat daya reaktor Pipa uap peeah dapat terjadi pada setiap kondisi daya reaktor dari daya rendah sampai dengan daya penuh. Massa steam generator adalah sebagai fungsi daya reaktoryaitujumlah massa steam generatormenurun dengan naiknya daya reaktor, sehingga pipa uap peeah pada daya rendah menghasilkanjumlah pelepasan massa yang lebih besar.Tetapi pada daya operasi yang lebih besar, energi yang terkandung di sistem primer lebih besar, perpindahan panas lebih besar dan generasi energi pada elemen bakar lebih besar, maka energi yang terlepas menjadi lebih besar. Dan juga bahwa kondisi dinamik dan tekanan uap di dalam steam generator berubah dengan kenaikan day a reaktor,dimana keduanya mempunyai pengaruh yang berarti dalam pelepasan massa dan energi. Karena ada pengaruh yang berlawanan pada perubahan day a reaktor maka tidak ada satupun harga daya operasi reaktoryangdapatdiidentifikasikan sebagai kondisi awal yang dapat menghasilkan kondisi terparah,sehingga beberapa tingkat daya reaktor perlu ditinjau. b. Desain Sistem Air Catu Utama. Penurunan tekanan yang eepat pada steam generator setelah pipa uap peeah menimbulkanjumlah air yang besar ditambahkan ke steam generator dari sistem air eatu utama. Untuk mengurangi pengaruh ini maka dilakukan penutupan katup isolasi seeara eepat. Air eatu yang tidak terisolasi juga akan terlepas masuk ke steam generator setelah tekanan steam generatormenurun.Halhal tersebut akan menambah jumlah massa di dalam steam generator dan berarti menambah jumlah massa yang terlepas keluar lewat peeahan. Penambahan yang eepat air eatu sebelum katup isolasi menutup mempengaruhi pelepasan massa dengan beberapa eara, antara lain: a. Penambahan yang cepat akan meningkatkan jun1lah butiran air yang terkandung di dalam uap yang keluar karena terjadi penurunan lcwalitas pad a inventori steam generator. b. Air eatu masuk adalah dalam kondisi di bawah
Turbin Stop Valve c:
34
in Steam Header
c:
c: C\J (T')
Position Outside? Break Co n t.
Position Inside· Con t .
>
>
Br eak
.~
u
5
.1_ . _.
Co n t a
>
-:-. _
i nr:te n t
U IT:
IC..-z.·F10W Restr f ( 1.388
tictor 2 )
Intact SG
Faulted SG
16
IRC
I mc . S.tart-up
in
Feedwater
System
Feedwater
System
IvFW I V
Main IvFWt V
Pr imary ISOlation Valve 1.-1
Secondar.y Isolation Valve
I
Gambar 1. : Diagram Pipa Uap dan Air Catu AP600
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamalan serla Fasililas Nuklir
PLTN
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRS G. PPTKR - BATAN
W .-
.(
V1~
Zz
aZ •.... au
WoO(
II
a..
•.. 'UN ~ tu.uuSSu.. j•.. (5 .g g. ~S •... t:
C/) '" .D '"'" :::I ::I 3:0.. Q: co '"•... V5 C!
~5 g§
V1
I
uI
0
I ~
--
0
c3 3:
u. 3: u...
----
1
". \J
\0
-_ --1_-
I
/
59
u
____ ---
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir
Serpong, 9-10 Febmari 1993 PRS G, PPTKR -BATAN
lewat peeahan. e. Kenaikan laju air eatu yang eepat menimbulkan kenaikan laju perpinclahan panas dari sistem primer ke sistem sekunder dan hal ini akan meningkatkanjumlah energi yang terlepas.jenuh (subeooled ),clan hal ini menyebabkan penurunan tekanan uap di steam generator clarimenimbulkan penurunan laju pelepasanmassa keluar Selama ada pengaruh yang bertentangan antara (a,b) dan (c), maka ticlak ada kondisi transien air eatu yang clapat diidentifikasikan clapat menimbulkan kondisi terparah.Sehingga untuk memaksimun1kam pelepasan massa clanenergi, maka kondisi konservativ sebagaimana diterapkan pacla tipe reaktor PWR diasumsikan dalam analisis ini. e. Desain Sistem Start up Feedwater Dalam menit pertama setelah pipa uap peeah, sistem start up feedwater bekerja dengan inisiasi dari salah satu clari beberapa sinyal sistem proteksi. Penambahan air eatu clari sistem start up feedwater ke steam generator meningkatkan jumlah massa di clalam steam generator yang dapat terlepas keluar lewat peeahan dan juga meningkatkan perpindahan panas dari sistem primer ke sistem sekunder.Untuk memaksimumkan pelepasan massa dan energi, asumsi yang diambil aclalah laju alir sistem start up feed water maksimum dan bekerja mulai dari waktu 0 detik dari sinyal sistem pengaman clan berlangsung sampai berhenti seeara otomatik . Diagram alir sistem start-up feedwater ditunjukkan pada gambar2.
d. Tlpe Pecahan,
Luas Pecahan
dan Lokasl Pecahan
Tipe Peeahan Dua tipe peeahan yang dipertimbangkan yaitu tipe peeahan split dan tipe peeahan dua sisi ( double ended rupture = DER). Peeahan split adalah tipe peeahan pacla pipa uap atau pada steam header tidak sampai menimbulkan putusnya pipa uap.Peeahan dua sisi adalah tipe peeahan yang menimbulkan putusnya pipa uap clan masing-masing ujungnya bergeserclan mempunyaijarak. Luas Peeahan Luas peeahan sangat menentukan harga laju pelepasan uap,juga menentukan laju penurunan tekanan uap danjumlah butiran air yang terkandung di dalam uap. Luas peeahan yang ditinjau adalah : - Peeah dua sisi dengan luas penampang penuh (Full DER) pada pipa uap setelah perintang aliran (flow restrictor). Luas peeahan sarna dengan luas penampang pipa, tetapi laju pclepasan massa dikendalikan oleh luas perin tang aliran yaitu 1.388 ff. Butiran air di dalam uap yang terlepas akan terjadi pada pipa peeah dengan luas penampang
60
yang besar. - Peeah dua sisi dengan luas penampang peeahan keeil (Small DER) pada pipa uap setelah perintang aliran,yang didetinisikan sebagai peeahan dengan luas sedikit lebih besar clari luas peeahan dimana but iran air mulai acla terkandung pacla uap yang terlepas. - Peeah dua sisi dengan luas penampang peeahan kecil (small DER) pacla pipa uap setelah perintang aliran yang didetinisikan sebagai peeahan dengan luas peeahan sedikit lebih kecil dari luas peeahan dim ana sudah tidak terjadi butiran air yang terkandul1g di dalam uap yang terlepas. - Peeahan split dengan luas peeahan terbesar yang tidak menghasilkan sinyal untuk isolasi pipa uap dari sistem proteksi atau tidak menghasilkan butiran air di dalam uap yang terlepas. Da lam tipe peeah split,isolasi pipa uap dilakukan oleh sinyal tekanan kontainmen level-l yaitu 8 psig, sedangkan pada tipe peeah dua sisi,isolasi pipa uap dilakukan oleh sinyal tekanan rendah pada sistem uap yaitu 540 psia. Tabel-l adalah spektrum luas peeahan yang ditinjau pada empat tingkat daya operasi reaktor. Lokasi Peeahan Lokasi peeahan adalah dapat terjadi sepanjang pipa uap clansteam header .Penurunan tekanan sepanjang pipa dari steam generator ke lokasi peeahan menyebabkan penurunan luas peeahan ditinjaudari sisi steam generator sehingga menurunkan laju pelepasan massa. Tetapi pengaruhnya terhadap hasil total pelepasan energi adalah ticlak berarti. Sehingga pengaruh penurunan tekanan tersebut dapatdiabaikan dan berarti lokasi peeahan dapat diperhitungkan dim ana saja sepanjang pipa uap danjuga steam header. e. Keberadaan Daya Listrik Luar Acla clan tidak aclanya daya listrik luar berpengaruh padajumlah pelepasan massa dan energi keluarpipa uap peeah.Pada kondisi ada daya listrik luar, pelepasan massa clanenergi menjadi lebih besardibanding apabila ticlak acla daya listrik luar. Sehingga untuk memaksimumkan jumlah pelepasan massa dan energi diambil asumsi ada daya listrik, dan hal ini dapat dijelaskan sebagai berikut - Pompa pendingin reaktormasih beroperasi sampai dengan berhentiseearaotomatikdari sinyal aktuasi core make up tank ( CMT ). Hal ini memaksiinumkam energi yang dipinclahkan dari sistem primer ke sistem sekunder. - Pompa air eatu masih berlanjut beroperasi clan sistem start up feedwater teraktuasi clan bekerja sampai keduanya berhenti seeara otomatik. Hal ini memaksimun1kanjumlah inventori di dalam steam generator yang dapat terlepas lewat peeahan.
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan serta Fasililas Nuklir
0.55 0.60 0.33
0.22
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG.PPTKR -BATAN
PLTN
4.011 0.20 0.50 0.36 0.32 0% 102 luas % peeahan 4.011 4.0114 tingkat daya yang 0.44 0.41 70% 30% 0.60 0.53 0.40 0.70 0.46 0.37 4.011 0.55 0.10 Tabel 1 : Spektrum dari katupduaisolasi 5 8 detik 10 detik lop) ditinjau dan 2 asumsi gagal tunggal Full DER, DER,MSIV MSIV gagal gagal
ya
f. Kegagalan Sistem Keselamatan Dua gagal tunggal dari sistem keselamatan yang diperhitungkan dalam analisis massa dan energi keluar pipa uap peeah, yaitu : - Kegagalan satu katup isolasi pipa uap utama (Main SteamlineIsolation Valve = MSIV ).Katup isolasi yang diasumsikan gagal adalah pada pipa uap yang peeah. Dalam hai ini volum uap yang tidak terisolasi adalah 3496.52 ft3 dan volum air yang tidak terisolasi adalah 112.202 ft3• - Kegagalan satu katup isolasi pipa air eatu utama ( Main Feed Water Line Isolation Valve = MFWIV ). Katup isolasi yang diasumsikan gagal adalah pada pipa air eatu yang masuk steam generator yang pipa uapnya peeah. Dalam hal ini volum uap yang tidak terisolasi adalah 657.318 ft3 dan volum aireatu yang tidak terisolasi adalah 119.527 fe. g. Perpindahan Panas Balik Pada Steam Generator dan Kapasitas Panas Metal Tebal darl Sistem Pendingin Primer. Pada saat penutupan katup isolasi pipa uap yang tidak gagal selesai,steam generator yang pipa uapnya tidak peeah akan menjadi sumber panas yang dapat 61
mengalir ke steam generator yang pipa uapnya pecah melalui pendingin primer.Hal ini dapat terjadi karena temperatur pendingin primer menurun dan temperatur pada pipa-pipa steam generator lebih rendah dari pada temperatursistem sekunder, sehingga menimbulkan aliran panas balikpada steam generator yang pipa uapnya tidak pecah. Demikian juga halnya energi yang terkadung di dalam metal tebal dari sistem pendingn primer ( bejana reaktor,pipa utama, pompa) akan mengalir ke pendingin primer setelah suhu pendingin primer menurun, dan energi ini akan mengalir ke steam generator yang pipa uapnya peeah.
TAT A KERJA Analisisi dilakukan dengan menggunakan program komputer LOFTRAN (Loss of Flow Transient). LOFTRAN adalah digital komputeryang dikembangkan untuk mensimulasikan watak transien pada multilop PWR. LOFTRAN mensimulasikan kinetika reaktor, kondisi thermohidrolika, tabung tekan, steam generator, pompa, operasi sistem proteksi dan kendali, dimana kesemuanya dimodelkan di dalam perhitungan. Blok
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRS G. PPTKR -BATAN
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasililas Nuklir
diagram urutan penyelesaian LOFTRAN ditunjukkan pada gambar -3. Data masukan sesuai dengan program LOFTRAN untuk analisis massa dan energi keluar pipa uap pecah disusun dari data teknis hasil disain AP600 yang diperoleh dari berbagai grop. Data masukan disusun untuk setiap kasus atu model kondisi pecahan.
- Tekanan uap rendah b. Injeksi keselamatan - Penetapan tekanan uap rendah - Penetapan Tcold dari RCS rendah - Aktuasi SIS dari level tabung tekan rendah
: 540 psia
: 540 psia : 510 F : 1 % span
c. Waktu konstan
Data umum pada AP600 adalah sebagai berikut : Daya nominal (MWT) : 1940 Laju alir pendingin primer ( GPM ) : 194200 Temp. rata-rata pendingin primer ( F ) : 562.8 Tekanan sistem primer (psia) : 2250 Temperatur uap nominal ( F ) : 514.9 Entalpi air catu (BTU/LBM) : 413.8
- waktu penutupan katup isolasi pipa uap : 5 - 10 dt - waktu penutupan katup isolasi pipa air catu: 5 - 10 dt
PENJELASAN TENTANG LOFfRAN
Kondisi dan asumsi parameter-parameterdan sistem perlengkapan pada reaktor daya AP600. - Steam generator dengan 0 % tube plugging - Pompa primer adalah tipe homologous pump curve -
Akumulator pada kondisi on Pressurizer spray pada kondisi off Pessurizer heater pada kondisi off CMT safeguard dipilih pada kondisi minimum. PRHR safeguard diambil pada kondisi minimum Uap panas lanjut pada steam generator diperhitungkan. - Ada daya listrik luar - Data - data fisika : · moderator density coefficient pada kondisi maximum feedback ( EOL ). · Boron coefficient pada harga maksimum · Doppler power coefficient pada harga minimum · Doppler temperature coefficient pada harga maksimum · Prompt neutron life time pada harga maksimum · Decay heat diambil pada harga penuh - inventori pada steam genetator pada harga maksimum -lajualir sistem startup feedwateradalah maksimum - transien laju alir air catu utama sebelum katup isolasi menutup diasumsi seperti halnya terjadi pada steam generator model F dan model D, karena belum ada data untuk steam generator model Delta 75 yang dipakai pada AP600. - Belum adanya data model water entrainment pada steam generator model Delta 75, maka diasumsi bahwa uap keluar pecahan sebagai uap jenuh kering.
LOFT RAN adalah digital computer yang dikembangkan untuk mensimulasikan watak transien pada multi lop PWR. LOFTRAN mensimulasikan kinetika reaktor, kondisi thermohidrolik, tabung tekan,steam generator, pompa, operasi sistem proteksi dan kendali, dan perihal tersebutdimodelkan di dalam perhitungan dimana secara lebih rinci adalah sebagai berikut : a. Model teras reaktoryang meliputi: model perpindahan panasdalam bahan bakar, model point neutron kinetic, model panas peluruhan dan DNBR b. Model lop pendingin reaktor yang meliputi : lop pendingin reaktor,aliran pendingin reaktor dan percampuran fluks dalam bejana reaktor. c. Model tabungtekan d. Model steam generator e. Engineered Safeguard Model, untuk mensimulasikan sistem injeksi keselamatan antara lain : injeksi boron,akumulator, core make up tank dan passive residual heat removal system. f. Model simulasi sistem kendali dan proteksi, meliputi a.1 :pengendalian batang kendali secara otomatik, pengendalian steam dump, pengendalian tekanan tabung tekan,semburan dan relief pada tabung tekan,turbin trip, aktuasi injeksi keselamatan,pengisolasian pipa uap dan pipa air catu, aktuasi CMT dan PRHR. Blok diagram solusi LOFTRAN adalah seperti ditunjukkan pada gambar-3 dan analisis yang dapat dilakukan dengan LOFTRAN adalah sebagai berikut : - Feedwater system malfunction - Excessive increase steam flow - Inadvertent opening a steam generator relief or safety valve - Steam line break - Loss of external load - Loss of offsite power - Loss of norn1al feedwater
Data-data untuk fungsi keselamatan a. Penetapan reaktor trip - fluk netron tinggi : 118 % - Tekanan tabung tekan rendah : 1800psia - Massa steam generator : 62150 Ibm - Tekanan tabung tekan tinggi : 2480 psia
-
62
Feedwater line rupture Loss of force RCS flow Locked rotor pump Rod withdrawal at power Rod drop
Prosiding Seminar Tekn%gi serta Fasi/itas Nuklir
dan Kese/ama/an
PLTN
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRS G, PPTKR -SATAN
WESTINGHOUSE
PROPRIETARY
CLASS 2
CALCULATE NUCLEAR POWER AND CORE HEAT FLUX
CALCULATE SG HEAT FLUX AND SECONDARY SIDE FLUID CONDITIONS
COMPUTE R.C. FLOW
CALCULATE RCS FLUID CONDITIONS
CALCULATE PRESSURIZERS CONDITIONS
NO
CONVERGED
?
YES
CONTROL AND PROTECTION SYSTEM PARAMETERS
FINISHED ? YES STOP
Gambar - 3 : Blok Diagram Urutan Penyelesaian LOFrRAN
63
Prosiding Seminar Tekn%gi serta Fasililas Nuklir
dan Kese/amatan PLTN
Serpollg, 9-10 Februari 1993 PRS G, PPTKR - BATAN
- Start up of an inactive pump - Inadvertent ECCS actuation - Inadvertent opening of pressurizer relief or safety valve. - Steam generator tube rupture. - ATWS BASIL ANALISIS 1. Hasil-hasil keluaran LOFTRAN Dengan adanya variasi daya reaktor, variasi tipe dan luas peeahan, variasi asumsi gaga Itunggal dari sistem keselamatan dan variasi waktu langkah penutupan katup isolasi, maka dihasilkan 35 data laju alir massa dan energi keluar pipa uap pecah. Data-data tesebut sebagai datamasukan pada program WGOTHIC untuk melakukan analisis desain (respon) kontainmen.Analisis massa dan energi menyediakan data-data laju alir massa dan energi, dimana dengan masukan timbal balik antara hasilb analisis massa dan energi dan hasil analisis desain kontainmen, akan dapat ditentukan suatu kondisi peeahan yang menghasilkan tekanan maksimum di dalam kontainmen dengan marginal keselamatan yang eukup, sehingga dalam hal terjadi pipa pecah di dalam kontainmen tekanan desain kontainmen tidak terlampaui. Sebagai contoh untuk kejadian pip a uap pecah di dalam kontainmen : Full DER,pada 102 % daya reaktor,MSIV gagal,langkah penutupan katup isolasi selama 10 detik,urutan kejadiannya adalah sebagai berikut - pipe break - SIS signal (Low steamline pressure-540 psia ) - Start up feedwater initiated: - Reactor Trip ( rod motion) - Steam line isolation - Feedwater line isolation - CMT actuation -
: 0.000 see : 1.106 see 1.106 see : 3.106 see : 13.106 sec. : 13.106 see : 23.110 see
tekanan yang dicapai di dalam kontainmen. Kcdua kasus peeahan tersebut adalah a. Full DER, pada 30 % daya reaktor, MSIV gagal dan langkah penutupan katup isolasi 5 detik, menghasilkan tekanan maksimum yaitu 56.11 psia/305.1 °F,dimana tekanandesain kontainmen adalah 59.7 psia, berarti marginal keselamatan adalah 3.59 psi. Laju massa dan energi keluarpeeahan ditunjukkan pada gambar-4. b. Full DER, pada 102 % daya reaktor, MSIV gagal dan langkah penutupan katup isolasi 10 detik, menghasilkan temperaturmaksimum yaitu 55.9 psia/320 F. Lajumassa danenergi keluarpeeahan ditunjukkan pada gambar-5. Terhadap peeahan yang lain bahwa : e. Untuk tipe peeahan small DER dan split baik tekanan dan temperatur yang dieapai di dalam kontainmen adalah lebih rendah dari kondisi peeahan pada 5.2.a dan 5.2.b. d. Untuk kondisi peeahan Full DER, MSIV ataupun MFWIV gagal, pada daya 0 % dan langkah penutupan katup selama 10 detik menghasilkan tekanan dan temperatur lebih rendah dari kondisi peeahan pada 5.2.a dan 5.2.b. e. Untuk kondisi peeahan Full DER,MFWIV gagal, pada daya 102 % dan langkah penutupan katup selama 10 dctik menghasilkan tekanan dan tempertur lebih rendah dari kondisi peeahan pada 5.2.a dan 5.2.b. f. Untuk konsisi peeahan Full DER, MSIV ataupun MFWIV gagal,padadaya 70 % ataupun30 % dan langkah penutupan katup isolasi selama 10 detik, mengasilkan tekanan di dalam kontainmen lebih besar dari tekanan desain. g. Untuk kondisi pecahan Full DER,pada day a 70 % dan 30 %,MSIV ataupun MFWIV gagal dan pada langkah penutupan katup isolasi selama 8 detik, bahwa pada kondisi peeahan Full DER, MSIV gagal,pada daya 30 % menghasilkan tckanan kontainmen sebesar 58.1 0 psia, dan berarti harga marginal keselamatan adalah 1.6 psi dan belum memadai dari segi keselamatan.
Start up feedwater terminated: 25.994 see PRHR actuation : 222.70 see SG tube bundle uneovery : 322.20 see RCP No.1 speed fall below 5%: 356.27 see Dry out (end of blow down ): 358.20 see RCP No.1 stop : 494.57 see
Laju alir massa dan energi keluar pipa uap peeah ditunjukkan pada gambar-5. 2. Hasil Analisis Keterkaitannya Dengan Analisis Desain Kontainmen Sesuai dengan tujuan analisis massa dan energi keluar pipa uap peeah di dalam· kontainmen, maka setelah semua data massa dan energi diaplikasikan pada program WGOTHIC untuk melakukan analisis desain kontainmen, diperoleh bahwa satu kasus peeahan mcnghasilkan tekanan maksimum dengan marginal keselamatan yang eukup dan dapat diterima sebagai hasil analisis, dan satu kasus peeahan menghasilkan temperatur maksimum dengan tetap mempertimbangkan harga
64
Sehingga dengan pcrtimbangan hasil dari kondisi peeahan pada f. dan g. maka usaha memperpendek waktu langkah penutupan menjadi 5 detik dilakukan. Langkah penutupan katup 5 detik adalah waktu yang terpendek yang masih memenuhi persyaratan EPRI-USA, dan hal ini menghasilkan kondisi peeahan pada 5.2.a. yang menghasilkan tekanan maksimum dengan marginal keselamatan yang cukup dan diterima sebagai hasil analisis.
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan serta Fasililas Nuklir
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRS G. PPTKR - BATAN
PLTN
AP600 SiEAM LINE RUPTURE W/AC POWER.MSIV FAILURE FULL .DOUBLE ENDED RUPTURE FROM .30 r. POWER, INSIDE CONT
.J L -1 a: w ::k
6000. ' 4000. "\ 2000. 1 200. 600. 1000. 1400. 1800. 800. 1000. 1200. 400. 1600. 5000. 3000 .(SEC)RUN
0u
(.f) u.. m "-1 (f) 1: (.f) m
-. .0I-~-uz36.J ~
w~
>-
w u.. (.f) m (S) (f) w (J)
06/05/92
5 2 '800 1200 1800 1600 600 400 1000 3 00 (SEC)RUN 41 1 1400 200
.
PLOT
O.
\.
06/05/92
4
PLOTT I ME 5
Gambar 4. : Laju Massa dan Energi Dengan Langkah Penutupan Katup Isolasi . Selama 5 Detik Untuk Kondisi Pecahan Berikut
65
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamalan serla Fasililas Nuklir
PLTN
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRS G, PPTKR - SATAN
AP600 STEAM LINE RUPTURE W/AC POWER,MSIV FAILURE FULL DOUBLE ENDED RUPTURE FROM 101 7. POWER, INSIDE CONT
'\
6000. 4000.
1 400. ...J 2000. 1000 ... 600. 1000. 1800. BOO. 1200. 1600. 1400. (SEC)RUN I: aCDenI: 5000. ...J ...J 3000 cr -.. w u en CD ~ 200.
-
06/0~/92
L... "-
PLOT
4
0'0.
:
-.
--
5 2 1600 600 400 1400 1200 1800 800 . RUN 6 (SEC) 00 3 41 1 1000 CD ICS) w:::> a w L... ~ <.!J en z. ."-..J ~ w 200 CD >-
u
\
06/0~/92
PLOTTIME 5
. Gambar 5. : Laju Massa dan Energi Dengan Langkah Penutupan Katup Isolasi Selama 10 detik Untuk Kondisi Pecahan Berikut:
66
Prosiding Seminar Tekn%gi ser/a Fasililas Nuklir
dan Kese/ama/an
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRS G, PPTKR -BATAN
PLTN
KESIMPULAN a. Pada analisis massa dan energi keluar pipa uap pecah untuk digunakan dalam analisis desain kontainmen, memaksimwnkan hasil pelepasan massa dan energi adalah aswnsi utama yang diperhitungkan, sehingga banyak harga parameter-parameter diperhitungkan pada kondisi konservatip. Dengan memaksimumkam pelepasan massa dan energi berarti memaksimwnkan tekanan dan temperatur di dalam kontainmen. b. Ditinjau dari hasil yang berupa data-data massa dan energi keluar pipa uap pecah, belwn dapat ditarik suatu kesimpulan selain tersedianya data massa dan energi.
c. Keterkaitanya dengan analisis desain kontainmen diperoleh kondisi pecahan sebagaimana disebutkan pada 2.a adalah yang menghasilkan tekanan maksimwn di dalam kontainmen dengan marginal keselamatan yang cukup, dan kondisi pecahan sebagaimana disebutkan pada 2.b adalah yang menghasilkan temperatur maksimwn di dalam kontainmen. d. Tekanan maksimwn di dalam kontainmen adalah 56.11 psia dengan marginal keselamatan adalah 3.59 psi, dan temperatur maksimum adalah 320 of.
DAFfAR PUSTAKA 1. W oodcook, J., et aI., "Westinghouse-GOTHIC: A Computer Code for Analyses of Thermal hydraulics Transient for Nuclear Plant Containments and Auxiliary Building." WCAP-13246 (Proprietary), June 1992. 2. Shepard, R.M., et aI., "Westinghouse Mass and Energy Release Data for Containment Design. "WCAP-8264-P (Proprietary) and WCAP-8312-A (Nonproprietary), June 1975
A
3. Land, R.E., "Mass and Energy Release Following A Steam Line Rupture, "WCAP-882 (proprietary) and WCAP8860 (Nonproprietary), September 1976 4. Burnet, T.W.T., "LOFTRAN Code Description," WCAP-7907-P-A prietary), September 1984
(Proprietary) and WCAP-7907-A
(Nonpro-
DISKUSI TRIHARYANTO: Mengikuti penjelasan Bapak, bahwa energi yang keluar akibat pipa pecah merupakan fungsi waktu penutupan valve. Pada penutupan valve atara 5 - 8 detik setelah pecah, tekanan dalam kintainment yang diijinkan. Parameterapa yang diperlukan untuk mempercepat penutupan valve setelah pipa pecah ?
M. ROC HILI : Struktur mikro yang terjadi pada penampang mikroskop.
pipa yang pecah menunjukkan
struktur apa ?, bila diuji dengan
SETIY ANTO : Dalam suatu analisis , tentunya akan diambil suatu kejadian yang memberikan efek paling jelek, lantas mengapa dalam analisa anda , banyak mengambil model pecahan pipa ?
SRI KUNTJORO 1. Parameter-parameter penting apa sajakah yang diambil sebagai masukan program komputer 1 (Transient code) dan program komputer ke dua (Design containment). 2. Dari analisis dikatakan bahwa daya yang diambil30 % daya nominal->menghasilkan kondisi terparah, mengapa demikian.
ARYADI SUWONO : 1. Kenapa hanya ditinjau kemungkinan pendingin sekunder, bagaimana bila terjadi pada pendingin primer. 2. Kenapa antisipasi tekanan lebih hanya diantisipasi dari skenario parameter operasi bukannya pada design.
67
