Daftar isi Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan-Tenaga
Nuklir - Jakarta, 11 Desember 2003
ISSN 1693 - 7902
ANALISIS TEKANAN UNTUK KEJADIAN OPERASIONAL TERANTISIP ASI KEHILANGAN BEBAN PADA REAKTOR PWR
Budi Rohman, Liliana Yetta Pandi, Marsono D. Soebagijo, Pusat Pengkaj ian Keselamatan Reaktor (PPKRe), Biro Perencanaan - BAPETEN
ABSTRAK ANALISIS TEKANAN UNTUK KEJADIAN OPERASIONAL TERANTISIP ASI KEHILANGAN BEBAN PADA REAKTOR PWR. Untuk maksud studi mengenai kriteria penerimaan untuk transien reaktor daya, telah dilakukan analisis keselamatan terhadap reaktor PWR. Analisis ini dipus atkan pada tahap-tahap awal terjadinya transien pada sistem pendingin reaktor akibat kejadian operasional terantisipasi kehilangan beban. Parameter-parameter operasi reaktor pada kejadian ini kemudian dibandingkan dengan kriteria penerimaan untuk mengetahui keadaan keselamatan serta penahan tekanan pendingin reaktor. Kriteria penerimaan untuk kejadian operasional terantisipasi meliputi : • Perbandingan fluks panas kritis minimum atau perbandingan daya kritis minimum harus lebih besar dari pada batas yang dapat diterima (DNBR minimum ~ 1,17). • Kelongsong bahan bakar tidak boleh mengalami kerusakan. Temperatur pusat bahan bakar harus kurang dari temperatur lelehnya. • Entalpi bahan bakar tidak boleh melampaui batas yang dapat diterima (ental pi bahan bakar S; 712 'J/g U02 atau 170 cal/g U02). • Tekanan pada penahan tekanan pendingin tidak boleh melampaui 110 % tekanan kelja maksimum yang diperbolehkan, yakni 18,876 MPa g atau ekuivalen dengan 192,5 kg/cm2 g. Hasil analisis memperlihatkan bahwa setelah terjadinya kecelakaan kehilangan beban tekanan pendingin reaktor maksimum adalah sebesar 183,9 kg/cm2 g. Harga ini masih memenuhi kriteria penerimaan untuk kejadian operasional terantisipasi karena masih berada di bawah tekanan kerja maksimum yang diperbolehkan. Disimpulkan bahwa dalam kejadian ini baik keselamatan reaktor maupun penahan tekanan reaktor dapat dipertahankan .. Kata kunci : PWR, kejadian operasional terantisipasi, kehilangan beban, tekanan pendingin
ABSTRACT PRESSURE ANALYSIS FOR ANTICIPATED OPERATIONAL OCCURRENCE OF LOSS OF LOAD IN PWR. Safety analysis of a four-loop PWR has been carried out. The analysis was focused in the early phase of transient occurring in Reactor Coolant System resulted from an anticipated operational occurrence of loss of load .. The impact of such transient is then compared to the acceptance kriteria in order to verify the safety of both reactor core and reactor pressure boundary. The acceptance kriteria stipulates that during operational occurrences and accidents some selected parameters or conditions shall be within the accepted values. The acceptance kriteria for operational occurrences include:
370
Seminar Tahunan Pengawasan
Pemanfaatan Tenaga Nuklir • Jakarta, 11 Descmber 2003
ISSN 1693 - 7902
•
The minimum critical heat flux ratio or minimum critical power ratio shall be larger than acceptable limit (minimum DNBR ~ 1.17). • Fuel cladding shall not be damaged. Fuel center temperature shall be less than the melting temperature. • Fuel enthalpy shall not exceed the acceptable. • Pressure· on the reactor coolant pressure boundary shall not exceed 110% of the maximum allowable working pressure (18.876 MPa or 192.5 kg/cm2g). The results of the analysis shows that following loss of load event, the maximum pressure of reactor coolant reaches 183.9 kg/cm2 g. This value meets the acceptance kriteria since it is less than the maximum allowable working pressure. lt is concluded that during this event the safety of both reactor core and reactor pressure boundaries can be maintained. Keywords:
PWR, anticipated
operational
occurrences,
371
loss of load, coolant pressure
ISSN 1693 - 7902
Seminar Tahunan Pengawasan Pelllanfaatan T-enaga Nuklir - Jakarta, 11 Desember 2003
PENDAHULUAN Untuk menjamin agar operasi reaktor daya dapat berlangsung secara aman, perlu dilakukan analisis keselamatan oleh pihak pendesain atau badan pengoperasi reaktor. Analisis keselamatan ini merupakan salah satu persyaratan yang harus disertakan ketika suatu badan pengoperasi reaktor mengajukan izin pembangunan reaktor nuklir baru atau modifikasi reaktor. Analisis keselamatan ini akan direview oleh Badan Pengawas, di mana Badan Pengawas melakukan perhitungan independen untuk kepentingan evaluasi. Analisis keselamatan yang demikian perlu dilakukan baik untuk kejadian operasional terantisipasi
(anticipated
operational
occurrences)
atau transien abnormal maupun
kecelakaan. Tulisan ini membahas mengenai transien kehilangan beban (loss of load) pada Reaktor
Air Bertekanan
(Pressurized
Water Reactorl
PWR) 4 kalang. Transien
kehilangan beban ini merupakan salah satu kejadian operasional terantisipasi yang harus dianalisis dalam rangka perizinan pembangunan reaktor. TUJUAN ANALISIS Tujuan analisis adalah untuk memperoleh parameter-parameter
utama operaSl
reaktor ketika terjadi transien kehilangan beban pada PWR. Parameter paling penting yang diperoleh adalah tekanan sistem pendingin yang memiliki
potensi merusak
penahan tekanan (pressure boundary) pendingin reaktor. Harga tekanan ini kemudian dibandingkan dengan kriteria penerimaannya yang sesuai. REAKTOR AIR BERTEKANAN (PRESSURIZED WATER REACTORIPWR) Deskripsi Reaktor Reaktor
Air Bertekanan
(PWR)
merupakan
salah satu jenis
reaktor
yang
digunakan secara meluas dalam pembangkitan listrik di dunia. Reaktor ini tersusun dari teras reaktor yang berada di dalam bejana tekan (pressure vessel). Bejana tekan ini dihubungkan dengan 4 kalang tertutup masing-masing (steam generator)
yang merupakan
dengan satu pembangkit uap
penahan tekanan (pressure
boundary)
sistem
pendingin. Sebuah tabung tekan (pressurizer) dihubungkan dengan salah satu kalang tertutup untuk menjaga tekanan pendingin yang berada di dalam penahan tekanan. Air
372
ISSN 1693 - 7902
Scminar Tahunan I'cngawasan I'cmanlimlan Tcnaga Nuklir - Jakarta, 11 Dcscmbcr 2003
yang mengisi seluruh penahan tekanan berfungsi baik sebagai pendingin
maupun
moderator. Fungsi pendingin adalah untuk memindahkan energi panas hasil reaksi fisi yang dibangkitkan
di dalam teras ke. pembangkit
uap untuk menghasilkan
uap.
Pembangkit uap kemudian dihubungkan ke turbin uap, di mana energi dinamik uap diubah menjadi tenaga mekanik untuk memutar generator listrik untuk menghasilkan tenaga listrik. Saluran keluaran turbin dikembalikan lagi ke pembangkit uap setelah melewati kondenser untuk memberi umpan air ke dalam pembangkit
uap. Skema
reaktor PWR ini dapat dilihat di Gambar 1. Teras reaktor terdiri dari perangkat bahan bakar di mana tenaga hasil reaksi fisi dibangkitkan. Untuk mengendalikan reaksi fisi nuklir di dalam teras, sejumlah batang kendali disisipkan di antara perangkat-perangkat
bahan bakar dengan menggunakan
mekanisme
kendali-batang
dijatuhkan
penggerak
batang kendali.
Batang
secara serentak untuk menghentikan
kendali
ini dapat
reaksi nuklir secara cepat apabila
diperlukan. Kejadian Operasional Terantisipasi dan Kecelakaan Kejadian operasional terantisipasi didefinisikan sebagai kejadian-kejadian
selama
masa operasi reaktor yang dapat menyebabkan kondisi yang menyimpang dari operasi normal Kejadian ini diperkirakan dapat terjadi sekali atau beberapa kali selama umur operasi fasilitas reaktor nuklir yang disebabkan oleh kegagalan atau malfungsi sebuah komponen, kesalahan operasi, atau gangguan-gangguan yang lain. Kecelakaan didefinisikan sebagai kejadian-kejadian yang lebih parah dari kejadian operasional terantisipasi, yang probabilitas terjadinya kecil akan tetapi berpotensi untuk menimbulkan demikian
pelepasan
kecelakaan
material
harus
radioaktif
dipostulasikan
dari fasilitas reaktor terjadi
untuk
nuklir.
memperoleh
Dengan
keyakinan
terhadap keselamatan fasilitas reaktor nuklir. Untuk kepentingan evaluasi terhadap kejadian operasional terantisipasi, beberapa kejadian perlu dipilih dengan mendasarkannya
pada potensinya dalam menyebabkan
kerusakan yang meluas pada: teras atau penahan tekanan pendingin reaktor seandainya kejadian ini tidak dikendalikan. Hal ini perlu dilakukan untuk mengetahui kecukupan fungsi-fungsi desain dari struktur, sistem, dan komponen yang merupakan bagian dari sistem mitigasi, seperti misalnya sistem proteksi dan sistem shutdown reaktor. Kejadian yang termasuk dalam kejadian operasi terantisipasi ini antara lain meliputi
373
(4,5) :
I'cngawasan
I'cmanfaatan
Tc~aga
NlIklir
- Jakarta,
II !kscmbcr
ISSN
Scminar
Tahllnan
2003
•
Perubahan
yang tidak normal pada distribusi reaktivitas
•
Perubahan
yang tidak normal
pada pembangkitan
I
(m -
7<J02
atau daya di dalam teras.
panas atau pemindahan
panas
dari teras reaktor. •
Perubahan
yang tidak normal
pada tekanan
pendingin
atau inventori
pendingin
reaktor. •
Kejadiaan-kejadian
lain yang dipandang
perIu untuk dievaluasi
menurut
desain
fasilitas nuklimya.
Kriteria Penerimaan untuk Kejadian Operasional Terantisipasi Hasil-hasil fasilitas
evaluasi
reaktor
nuklir
operasional
terantisipasi
dan bahwa
kejadiannya
memllngkinkan
harus harus
dibandingkan didesain
dipostulasikan
dengan
sedemikian
rupa
sehingga
atau dikendalikan
untllk kejadian operasional
terantisipasi
1.
flllks panas kritis minimum
atall perbandingan
apabila
Kelongsong
bahan
bakar tidak boleh
mengalami
bahan bakar harus kurang dari temperatur 3.
Entalpi
bahan
menllju
Tekanan
pada penahan
kerja maksimllm 192,5 kg/cm2
teras,
kondisi
yang
meliputi
(2,4) :
daya kritis minimum
Temperatur
pusat
batas yang dapat
diterima
(entalpi
cal/g U02).
tekanan pendingin
yang diperbolehkan,
kerusakan.
~ 1,17).
leleh.
bakar tidak boleh melampaui
bahan bakar:::; 712 Jig U02 atall170 4.
kejadian
kerusakan
harus lebih. besar dari pada batas yang dapat diterima (DNBR minimum 2.
di mana
kembali ke operasi normal.
Kriteria penerimaan Perbandingan
penerimaan,
terjadi tidak akan menyebabkan
dapat ditangglilangi
untllk membawanya
kriteria
tidak boleh melampaui
110 % tekanan
yakni 18,876 MPa g atau ekuivalen
dengan
g.
METODE ANALISIS Analisis digllnakan
ini
menggunakan
lIntlik melakllkan
program
analisis transien
pada reaktor air ringan.
374
komputer
Relap5/Mod2.
dan dan analisis
kecelakaan
Program
ini
yang terjadi
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir·
ISSN 1693 - 7902
Jakarta, 11 Desembcr 2.003
Program Relap5/Mod2 Program Relap5/Mod2 merupakan peningkatan dari program Relap5/Mod I yang dikembangkan di Idaho National Laboratory (INEL) di bawah sponsor US-NRC. Ada
dua ciri
memasukkan
utama
pada
program
Relap5/Mod2.
Pertama,
program
Inl
gambaran fisik dari reaktor sebagai bagian inputnya. Gambaran fisik
reaktor ini disederhanakan ke dalam model, di mana suatu model dapat terdiri dari subsub model yang menyatakan komponen reaktor. Yang kedua, sistem kontrol dapat disimulasikan
sehingga dapat digunakan
untuk analisis berbagai
macam transien.
Dengan cara memasukkan data yang diperlukan oleh program, setiap informasi dalam setiap kondisi reaktor dapat dianalisis. Bagan alir program Relap/Mod2 menjalankan
dapat dilihat pada Gambar 3. Untuk dapat
analisis dengan menggunakan
program ini diperlukan
input data dan
modul atau program utama Relap. Keluaran dari eksekusi program
akan berupa
serangkaian output data yang terdiri dari ringkasan input, major edit, dan minor edit dari model reaktor yang dianalisis. diperlukan
Output yang lain dalam bentuk data biner yang
untuk restart apabila ingin meneruskan
eksekusi
program
dari hasil
sebelumnya. MET ODE PERHITUNGAN Deskripsi Kejadian Kehilangan Behan Transien
kehilangan
beban
merupakan
salah
satu
kejadian
operasional
terantisipasi yang dipostulasikan terjadi sekali atau beberapa kali selama masa operasi reaktor daya. Skenario kejadian ini adalah dalam operasi reaktor pada tingkat daya, aliran uap ke turbin berkurang secara cepat karena terjadinya masalah-masalah putusnyajaringan
seperti
luar, kegagalan generator, atau turbin.
Urutan kejadiannya adalah begitu kehilangan beban terjadi, governor valves yang berada di jalur pipa menuju turbin menutup dengan cepat. Dengan menutupnya katup ini maka pasokan uap ke kondenser yang dalam operasi normal akan dialirkan lagi sebagai feed water ke pembangkit uap akan terhenti. Terhentinya aliran feed water ke pembangkit uap mengakibatkan sehingga temperatur
hilangnya perpindahan panas dari pendingin primer
dan tekanan pendingin
375
primer akan meningkat.
Peningkatan
Seminar Tahunan Pcngawasan
ISSN 1693 - 7902
Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, II Oesembcr 2003
tekanan pendingin primer reaktor kemudian akan diikuti dengan bekerjanya sistem kontrol tekanan, seperti misalnya pressurizer spray valve dan relieve valve. Bekerjanya sistem kontrol tekanan kemudian diikuti oleh trip reaktor karena sinyal tekamin reaktor tinggi akan membawa reaktor ke keadaan shut down dan aman. Seandainya kontrol tekanan tidak dapat beroperasi karena sesuatu hal, peningkatan
tekanan pendingin
reaktor juga akan segera diikuti oleh trip reaktor karena sinyal tekanan reaktor tinggi. Setup sinyal trip tekanan pending in reaktor tinggi untuk analisis ini adalah 16.61 MPa atau 169.4 kg/cm2 dengan waktu tunda 2 detik. Sistem kontro1 reaktor yang me1iputi sistem kontrol tekanan pressurizer
(pressurizer spray, relief valves), sistem
kontro1 bypass turbine, dan sistem kontrol main steam relief valve diasumsikan tidak bekerj a. Tindakan pencegahan yang diambil untuk menghindari
kejadian semacam ini
ialah, seperti dalam ketentuan, bus bar reaktor hams dihubungkan transmisi
yang berlainan.
ke dua jaringan
Kemudian, apabila perltiwa ini benar-benar
terjadi, ada
beberapa tindakan yang secara umum dilakukan untuk mencegah meluasnya akibat kejadian ini. Tindakan-tindakan pencegahan ini antara lain meliputi
(2,4,5,) :
•
Aktuasi sistem bypass turbin.
•
Aktuasi main steam relieve valves dan main steam safety valves.
•
Aktuasi pressurizer spray valves atau pressurizer safety valves.
•
Trip reaktor karena sinyal dari tekanan reaktor tinggi, level air pressurizer tinggi, atau temperatur lebih /).T tinggi.
376
ISSN 1693 - 7902
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, II Desembcr 2003
Kondisi Analisis Kondisi utama untuk analisis tekanan pada transien kehilangan beban dapat dilihat pada Tabel 1. Table 1. Kondisi analisis transien kehilangan bcban Kondisi analisis
Nilai
Kondisi awal: Daya termal reaktor, MWt Temperatur rata-rata pendingin primer, °c Tekananpressurizer, kg/cm2 g Tekanan pendingin reaktor, kg/cm2 g Koefisien reaktivitas: . Koefisien kerapatan moderator, i1k/k/(g/cm3) Koefisien Doppler Perubahan reaktivitas trip reaktor, i1k/k Aktuasi sistem kontrol Sistem kontrol tekanan pressurizer (pressurizer spray, relief valves) Sistem kontrol bypass turbine Sistem kontrol main steam relief valve
3479,2 309,2 155,1 158,9 0,0 Menurut temperatur -4.0 % Tidak bekerj a Tidak bekerja Tidak bekerja
Pemodelan Dalam analisis ini reaktor PWR 4 kalang dimodelkan menjadi menjadi 2 kalang. Garis besar pemodelannya adalah sebagai berikut( 4): •
Teras reaktor dimodelkan menggunakan komponen pipe dengan arah radial terdiri dari satu bagian dan arah aksial dibagi menjadi 6 bagian.
•
Bypass teras dimodelkan menggunakan komponen pipe dengan arah radial terdiri dari satu bagian sedang , arah aksial dibagi menjadi 6 bagian.
•
Plenum
bawah dimodelkan
dengan membaginya
menjadi
2 daerah
dengan
menggunakan sebuah komponen single volume dan komponen branch. •
Plenum atas. Pertemuan antara teras dan bypass teras dimodelkan menggunakan komponen branch, pertemuan antara kedua kalang dimodelkan dengan komponen branch, sedang daerah antara outlet teras dan bagian atas bejana tekan dimodelkan menggunakan
komponen
single
volume
yang
disambung
dengan
komponen branch. •
Puncak bejana tekan dimodelkan menggunakan komponen single volume.
377
sebuah
ISSN 1693 - 7902
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Desember 2003
•
Bagian down-comer bejana reaktor dimodelkan menggunakan komponen annulus yang dibagi 7 pada arah aksial.
•
Pipa pendingin primer dimodelkan menjadi 2 kalang A dan B. Kalang A mewakili satu kalang di mana terpasang pressurizer,
sedang kalang B mewakili ketiga
kalang lainnya. •
Pressurizer menjadi
dimodelkan
menggunakan
15 bagian pada
arah aksial.
komponen
pipe
dengan
membaginya
Pipa surge pressurizer
dimodelkan
menggunakan komponen pipe dengan membaginya mejadi 3 bagian. •
Sisi primer pembangkit uap. Inlet plenum pembangkit uap kalang A dimodelkan menggunakan single volume, pipa U dimodelkan menggunakan komponen pipe yang dibagi menjadi 10 bagian, sedangkan daerah outlet plenum dimodelkan menggunakan single volume. Pembangkit uap kalang B juga dimodelkan dengan menggunakan model yang serupa.
•
Sisi sekunder
pembangkit
uap. Untuk kalang A, down-comer
bagian
atas
dimodelkan menggunakan single volume, bagian bawah menggunakan komponen annulus yang dibagi 5 pada arah aksial, daerah aliran ke atas menggunakan single volume, pemisah uap menggunakan komponen separator serta daerah dome uap menggunakan komponen single volume. Pemodelan yang serupa juga digunakan untuk pembangkit uap kalang B. •
Pipa uap utama (main steam system) dimodelkan menggunakan komponen single volume, sedang katup-katupnya menggunakan komponen valve.
•
Saluran air umpan (feed-water system). Tangki air saluran air umpan utama dan cadangan dimodelkan menggunakan time dependent volume, sedang pipa yang menuju pembangkit uap mengunakan time dependent junction.
•
Sistem kontrol yang dimodelkan meliputi sistem kontrol tekanan dan level air pressurizer, sistem kontrol air umpan, bypass turbin, dan katup pembebas pipa uap utama. Model untuk reaktor PWR ini dapat dilihat di Gambar 2.
378
Seminar Tahunan Pengawasan
ISSN 1693 - 7902
Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Desemberz003
HASIL DAN PEMBAHASAN Pada perrnulaan terjadinya transien, daya reaktor berada pada daya norninalnya, kernudian diikuti dengan penurunan yang tajarn karena reaktor rnengalarni trip yang berasal dari sinyal trip tekanan reaktor tinggi pada detik 7,3 seperti terlihat di Garnbar 4, Di sini sistern kontrol tekanan pressurizer dianggap tidak aktif. Ketika sernua kluster batang kendali telah rnasuk seluruhnya ke dalarn teras, prosentase kecil daya reaktor rnasih ada yang berasal dari panas peluruhan. Sedangkan aliran pendingin, seperti terlihat pada Garnbar 5 hanya berfluktuasi sedikit. Fluktuasi ini terjadi karena adanya variasi pada tekanan pendingin, Segera sesudah terjadinya transien, tekanan pendingin reaktor rnulai naik dengan tajarn karena adanya kenaikan ternperatur pendingin ketika pernbuangan panas sekunder hilang, seperti terlihat pada Garnbar 6. Kenaikan ini terus berlangsung sarnpai ketika tekanan pendingin rnencapai harga rnaksirnurn 183,9 kg/crn2g pada detik 7,5. Tekanan pendingin reaktor kernudian turun karena bekerjanya pressurizer safety valve, dan terus turun karena pressurizer
terjadinya
trip reaktor. Hal yang sarna juga
terjadi pada tekanan
seperti terlihat di garnbar yang sarna. Tekanan
naik .dari perrnulaan
terjadinya transien sarnpai rnencapai 175 kg/crn2 ketika presllrizer safety valve rnulai rnernbuka pada detik 6,7, Kernudian teKanan pressurizer ini bertahan pada sekitar harga tekanan ini secara siklis sarnpai akhirnya rnenurun lagi rnengikuti penurunan tekanan pendingin. V olurne air di pressurizer naik akibat terjadinya kenaikan ternperatur pendingin
.
reaktor seperti terlihat di Garnbar 7: Volume tertinggi air rnencapai harga 71,9 % pada detik 10,5, beberapa saa,t setelah terjadinya trip reaktor. Pada saat awal terjadinya transien, ternperatur pendingin reaktor rnulai naik akibat hilangnya
pernbuangan ·panas
sekunder
seperti terlihat
di Garnbar
8. Kenaikan
ternperatur pendingin ini terus terjadi sarnpai rnencapai harga rnaksirnurnnya, rnisalnya 317,2 °C pada detik 9,7 untuk ternperatur rata-rata, kernudian turun lagi beberapa saat setelah reaktor trip. Garnbar 9 rnernperlihatkan bahwa tekanan pernbangkit uap, dengan dernikian juga tekanan pipa uap (steam lines), naik dengan tajarn pada perrnulaan transien karena governor valves rnenutup secara cepat akibat terjadinya kehilangan beban. Penutupan ini rnenyebabkan aliran uap terhenti dengan tiba-tiba, sehingga aliran air urnpan (feed
379
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Oesember 2003
ISSN 1693 - 7902
water) juga terhenti dengan tiba-tiba. Kenaikan ini berakhir ketika main steam safety valves membuka, yakni ketika tekanan uap mencapai 85,9 kg/cm2 pada detik sekitar 7,2. Tekanan ini kemudian bertahan pada harga sikHs sekitar 85,9 kg/cm2 karena pembukaan dan penutupan katup secara berulang cepat. Sementara itu, air pembangkit
uap berkurang dengan cepat pada permulaan
terjadinya transien seperti terlihat pada Gambar 10. Penurunan level ini terjadi akibat terhentinya pasokan air umpan. Ketinggian permukaan air kemudian berada di bawah jangkau pengukuran yang dimodelkan pada sekitar detik ke 9. Urutan kronologis analisis tekanan untuk kejadian kehilangan beban dapat dapat dilihat di Tabel 2. KESIMPULAN Dari uraian di atas dapat ditarik beberapa kesimpulan sebagai berikut : •
Dalam analisis tekanan untuk kejadian kehilangan beban dengan skenario seperti yang ditetapkan dalam analisis ini, tekanan maksimum pendingin reaktor adalah sebesar 183,9 kg/cm2 g. Harga ini masih memenuhi kriteria penerimaan untuk kejadian operasional terantisipasi, yakni tekanan maksimum yang diperbolehkan adalah 192,5 kg/cm2 g.
•
Terjadinya transien kehilangan beban pada PWR tidak merusak penahan tekanan pendingin reaktor.
DAFT AR PUST AKA 1.
Operation of PWR Nuclear Power Plant, Nuclear Power Engineering Corporation, Japan, 2002;
2.
PWR Safety Analysis Training Text, Nuclear Power Engineering
Corporation,
Japan, 2002; 3.
Outline of Japanese Design PWR Power Plant, Nuclear Power Engineering Corporation, Japan, 2002;
4.
Presurized Water Reactor (PWR), Nuclear Power Engineering Corporation, Japan, 2002;
5.
Safety Evaluation of PWR, Nuclear Power Engineering Corporation, Japan, 2002;
6.
Outline of Relap5/Mod2, Nuclear Power Engineering Corporation, Japan, 2002.
380
ISSN 1693 - 7902
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tcnaga Nuklir - Jakarta, 11 Dcscl11bcr 2.(103
Tabel2. No. 10. 13. 9. 14.
Urutan kronologis kejadian analisis kehilangan
Waktu Tekanan ReS maksimum Permulaan transien kehilangan beban B bawah Narrow 9,7 7,3 10,5 15,0 71,9 7,2 6,7 9,5 8,9 Level air SO A di Kej 7,5 15,2 9,7 Valve menutup 331,I°e Trip & B Main Line Safety Valves kalang ARanze Harga 9,0 307,1 °e 0,0 307,1°e 50,0 adianlParameter Volume air pressurizer maksimum Bmembuka Pressurizer Safety membuka Temperatur pendingin hot leg AA & &B B-317,2°e 183,9 %kg/cmLg Temperatur pendingin cold legkalang kalang rata-rata kalang. A Akhirreaktor waktu perhitungan
1.
I1EAGTOI1
CONTAINMENT
BUILDING
MAIN STEAM REUEF VALve
VESSEL
.:::c::-_c
fer
....
CHEMICAL AND VDLUME CONTf'IOL
i
SYSTEM
Gambar
1. Skema reaktor PWR (4).
381
beban
Seminar Tahunan I'engawasan I'cmanfaatan Tcnaga Nuklir - Jakarta, 11 Dcscmbcr 2003
ISSN 1693 - 7902
", ..••...
""'.,.
i't!;'n •••ltl TIo\oo~~,,""
n_~t,...,..._1
.\\.~ ....•. -SNGL"'OI. fV···_··_'rMi'>I'VI)I, ~'·····_···-.l:NOI)l·'N
n I'·
·:nUWtlIN ·••tn'~;
AN ,··,.· ••• ,o\,~t.;UI.lJ~
1·.I.4J'··,-,·rU~\I' 1\•.·•....·····O~.\Nell
Gambar 2. Model reaktor PWR.
Input
L
Data Input
, 1
Modul Analisis RELAP 5/lVIO D2 Data Output untuh:
Data Restart
Gambar 3. Bagan alir utama Relap/Mod2 (6)
382
ISSN 1693 - 7902
Scminar Tahunan Pcngawasan Pcmanfaatan Tcnaga Nuklir - Jakarta, II Dcscmbcr 2£103
0.0~ 0"-',.. ~ 0
0'
.•
<: <: ,!;1
~
120 80 60 40
0 20 100
10
20
15
25
30
35
40
45
50
Waktu (d~l)
Gambar 4. Grafik daya reaktor ~20
-o-•.~j:
_:::: 6::::~:: ::::0: - -- ~--:O-;-~~;;~;';~0;;';-;";~"
80
0--
'-o ---
,
eo
....
~ ~ ,
_.
- - ~,..- - - -
..
..,
A·ltH;pC:~I;! lt1,l ::I-loop
~
Co~~ L"'ZI
,
----- -- -
-
- - -- - -
- .-
.- - - - - ., .- - - .. -
-,.
"0
··-r'·-···
20
o 10
o
20
15
25
30
35
40
50
Waktu (det)
Gambar 5. Grafik aliran pendingin 0 "'" "5
N
".• ~"~ ;;~ ;0.. rE n ,!;1
180 140 120 1eo200 0-UH_
Prt>s'I;W:1N
o ---
"Sh
RoclO!
Cocl;lrIt
S)-~tIW"
100
Ci
,
.. _, ••.•. _ L
______
~
••
-
••
10
, _.
••
15
••••
_
\.
-'.
,
20
25
•
L.
,
30
__
••
•• __
.'
35
Waktu (det)
Gambar 6. Grafik tekanan pendingin
383
I...
,
40
_
••
-"
45
_
••
__
••••
_
50
ISSN 1693 - 7902
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tli:naga Nuklir - Jakarta, 11 Desember 2003
120
'00
6"
60 ..?,
~--.. ~"'.--- ---~--- -- ...----- --i-· --__ A:
20
+ - - - - - ...:- - - - - - - r, - . - - - - ~-- - - - - - ~- - • - - ~- - - - - . -~- - - . - - ~- - - - - - -~- - - - - - ~- -- - - - ".,
.. ,
o
10
o
15
20
25
30
35
40
45
50
Waktu (det)
Gambar 7. Grafik volume air pressurizer 360
,
............
340
, ,
;
__ l._
0"
...•
'"
•.
_
..
,
_-'A
320
300
280·u
u
,
_--
••••••
I..
••
.,.
__
."
.•.
,
260
15
10
20
25 Waktu
30
35
45
40
so
(del)
Gambar 8. Grafik temperatur
pendingin
100
/-~~,~~~~-("-
90 ./'
,
•.. _. __ .". _ •• _ •.. ~
eo
,
:
~
~
• _ • ..I.
,
,
0--
0-··· , ,
I" .. _,,:·:
•.
""
•.
:
··:;::·:··:·:::.:..:~l·····
· .. fj·51oJ.1mC;.,·WIJO\or
:
, ,
.L. _ .. _ .. __ .,;__ ..
,
~.
A-Slu", G_I.!,)f ··
•... __ .. __ .J
.
i
..
, ... --1..----
40
.•.
..1-------
20
, o o
10
15
20
25
30
35
40
Waktu (.1<1)
Gambar 9. Grafik tekanan pembangkit
384
uap
45
50
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 DCSCn\lJCr2003
ISSN 1693 ... 7902
100
0-0- -~ 80 ~ -- .....
-.·f.!,. .•PI('''''
••••t>lt;>r
e·s!(!I!.-T\Ge-n~r3!1:;.r
d •
•.0
~
;;
::>
60
40
+"'"
..~
..__c
__
_ .. ,
.. __
,
.. _ ..
'.
_ .. ~ - - --
,
c .
20
.:r----o----o----u---c:,.----c 10
15
20
25
30
35
1.0
45
50
Waklu (det)
Gambar 10. Level air pembangkit uap
DISKUSI Pertanyaan (Puradwi
1.
W, P2TkN -- BATAN)
1. Dari kesimpulan, apakah benar-benar secara mekanik penahan tekanan pendingin tidak rusak? Mengingat
tekanan hasil analisis > 95 % dari tekanan kriteria
penenmaan. 2. Kriteria rusak penahan tekanan pendingin
sesuai tekanan kriteria penenmaan
tersebut itu apa? Jawaban (Budi Rohman, PPKRe -- BAP ETEN) 1. Kriteria
penerimaan
ditetapkan
pada suatu harga aman dibawah
batas-batas
kekuatan mekanik atau fisiknya. Oleh karena itu tekanan sampai dengan nilai kriteria penerimaannya dipastikan tidak merusak penahan tekanan pendingin. 2. Apabila tekanan sudah berada diatas kriteria penerimaannya,
dalam hal ini 192,5
kg/cm2, akan dianggap punya potensi untuk merusak integritas penahan tekanan.
Kriteria penerimaan ditetapkan berdasarkan
385
