DESAIN KONSEPTUAL BEJANA TEKAN DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR PWR KELAS 1000 MWe

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional

DESAIN KONSEPTUAL BEJANA TEKAN DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR PWR KELAS 1000 MWe Siti Alimah*, Mairing M.P ** * Pusat Pengembangan Energi Nuklir (PPEN)-BATAN ** Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir (PRPN)-BATAN Jl. Kuningan Barat, Mampang Prapatan, Jakarta Selatan, 12710 Phone/ Fax : (021) 5204243, E-mail : [email protected]

ABSTRAK DESAIN KONSEPTUAL BEJANA TEKAN DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR PWR KELAS 1000 MWe. Telah dilakukan kajian desain konseptual bejana tekan dan sistem pendingin reaktor yang terdiri dari bejana tekan reaktor tunggal, perpipaan, generator uap, pressurizer, dan pompa pendingin. Desain konseptual ini memenuhi persyaratan ASME Code Seksi III. Metode yang digunakan dalam studi ini adalah pengumpulan data sekunder dan dilakukan penghitungan laju alir fluida untuk mengambil panas pendingin reaktor. Hasil studi menunjukkan laju alir 7,62 x 106 lb/jam setiap generator uap. Bejana tekan reaktor terbuat dari paduan baja karbon yang di dalamnya terdapat dinding pemisah antara fluida pendingin yang masuk ke dalam dinding reaktor dengan fluida pada teras reaktor. Pressurizer berfungsi menjaga tekanan sistem selama operasi dan membatasi transien tekanan. Selama pengurangan atau peningkatan beban instalasi, pressurizer mengakomodasi perubahan volume dalam pendingin reaktor. Perpipaan menggunakan pipa hot leg dan pipa cold leg, dengan diameter bagian dalam masing-masing 31-inci dan 22-inci. Generator uap menggunakan paduan nickel-chromium-iron 690 untuk tube dan penyangga pemisah anti vibrasi. Desain PWR kelas 1000 menggunakan empat pompa dengan tipe sentrifugal single-stage vertikal, yang mempunyai kelembaman tinggi, keandalan tinggi dan perawatan yang rendah, dengan dua pompa dikopel pada masing-masing pembangkit uap. Kata Kunci : Desain Konseptual, Bejana Tekan, Sistem Pendingin Reaktor, PLTN, PWR.

ABSTRACT CONCEPTUAL DESIGN OF PRESSURE VESSEL AND REACTOR COOLING SYSTEMS FOR CLASS 1000 MWe PWR. Conceptual design of pressure vessel and reactor cooling systems studys has been carried out, consists of a single reactor pressure vessels, piping system, steam generator, pressurizer and cooling pump. Conceptual design is created to meet the requirements of ASME Code Section III.

Method is used in this study collecting secondary data and calculation of fluid flow to take heat of reactor coolant. Study results showed that flow of 7.62 x 106 lb/h per steam generator. Reactor pressure vessel made of carbon steel alloy in which there is a wall of separation between the cooling fluid enters the reactor wall with fluid in the reactor core. Pressurizer serves to maintain system pressure during operation and limit the pressure transient. During the installation of a reduction or increase in expenses, pressurizer accommodate the volume changes in the reactor coolant. Piping using the hot leg pipe and cold leg pipe, with the inner diameter of each 31-inch and 22-inch. The steam generator using alloy of nickel-chromiumiron 690 for the tube and anti-vibration separation buffer. 1000 class PWR design uses four types of centrifugal pumps with vertical single-stage, which has a high inertia, high reliability and low maintenance, with two pumps coupled to each steam generator. Keywords: Conceptual Design, Pressure Vessel Reactor, Reactor Coolant System, NPP, PWR.

ISSN 1979-1208

153

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional

1.

PENDAHULUAN

Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) yang berwawasan lingkungan, berdaya saing baik dari aspek ekonomi maupun aspek teknologi, merupakan opsi nuklir dalam perencanaan sistem energi nasional jangka panjang. PLTN diharapkan dapat menjadi solusi untuk mengurangi tekanan dalam masalah penyediaan energi listrik. Seperti diketahui, pada tahun 2005 kapasitas terpasang pembangkit listrik di Jawa sekitar 23 GWe. Dengan proyeksi pertumbuhan ekonomi 6%, pembangkitan listrik pada tahun 2025 diperkirakan mencapai sekitar 70 GWe. Sehingga selama 20 tahun harus dibangun tambahan lebih dari 47 GWe, atau rata-rata lebih 2000 MWe per tahun[1]. Oleh karena itu diperlukan PLTN yang mampu menyediakan listrik dengan kapasitas daya yang besar. PLTN tipe PWR adalah salah satu jenis PLTN yang dapat menyediakan listrik kapasitas daya besar dengan desain yang aman, ramah lingkungan, ekonomis, dan sekuritas bahan bakar. PWR juga tercatat sebagai teknologi PLTN yang paling banyak digunakan di dunia[2]. Salah satu syarat dalam proses perizinan tapak di mana PLTN dibangun adalah dokumen desain konseptual. Desain konseptual adalah tahapan awal dari tahap pengembangan, yang dalam hal ini adalah tahapan pengembangan instalasi sistem energi nuklir[3]. Tahapan pengembangan suatu instalasi sistem energi nuklir dari awal hingga operasi komersial adalah desain konseptual (conceptual design), desain dasar (basic design), desain detail (detail design), demonstrasi instalasi (plant demonstration) atau prototipe dan operasi komersial (commercial operation). Bagian utama di dalam PLTN tipe PWR adalah bejana tekan dan sistem pendingin reaktor. Bejana tekan dan sistem pendingin reaktor merupakan bagian dari sistem primer, terdiri dari perangkat bejana tekan reaktor yang dihubungkan dengan 2-loop generator uap dan dilalui fluida pendingin untuk mendinginkan teras reaktor. Agar tekanan dalam reaktor terjaga tetap tinggi, maka sistem primer ini dilengkapi dengan tangki bertekanan (pressurizer). Desain konseptual bejana tekan dapat memasok sejumlah uap dari generator uap untuk menghasilkan daya termal 3.415 MWt. Uap yang keluar dari generator uap kemudian dialirkan ke turbin untuk menggerakan generator listrik sehingga membangkitkan daya sebesar 1.117 MWe[4]. Bejana tekan dan sistem pendingin reaktor pada PLTN tipe PWR dirancang berumur 60 tahun. Supaya dapat memenuhi persyaratan perancangan maka perlu suatu desain konsep. Makalah ini bertujuan membahas desain konseptual bejana tekan dan sistem pendingin reaktor PLTN tipe PWR kelas 1000 MWe. Ruang lingkup desain konseptual bejana tekan dan sistem pendingin reaktor pada PLTN tipe PWR ini terdiri dari perangkat bejana tekan reaktor tunggal, perpipaan, generator uap, pressurizer, dan pompa pendingin. PLTN yang akan digunakan sebagai acuan dalam desain ini adalah PLTN AP1000, Westinghouse, USA dan US-APWR Mitsubishi, Jepang.

2.

DESAIN KONSEPTUAL BEJANA TEKAN REAKTOR DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR

Desain konseptual bejana tekan reaktor dan sistem pendingin reaktor harus memenuhi persyaratan fungsional dan operasional serta code & standard ASME seksi III, kelas 1, 2 dan 3 dari sistem nuklir[5]. Desain material dari komponen nuklir, jika diproduksi dalam negeri harus memenuhi standar SNI yang ekivalen ASME code tersebut. Untuk pengelasan atau penyambungan perangkat/komponen, menggunakan ASME seksi IX, sedangkan penyangga

ISSN 1979-1208

154

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional menggunakan ASME seksi NF. Persyaratan fungsional dan operasional bejana tekan dan sistem pendingin reaktor adalah sebagai berikut[6] :  Sistem pendingin reaktor berfungsi memindahkan panas yang dihasilkan selama operasi daya, dan panas yang dihasilkan ketika reaktor subkritis, termasuk fase awal dan operasi selama pendinginan teras reaktor.  Selama operasi daya dan transient operasional normal, sistem pendingin reaktor berfungsi mengambil panas dari bahan bakar sesuai batas operasi yang diijinkan sistem proteksi dan kendali reaktor.  Sistem pendingin reaktor berfungsi menyediakan air sebagai moderator netron dan reflektor, serta memperbaiki ekonomi netron. Juga sebagai solven penyerap netron yang digunakan untuk kontrol reaktivitas.  Sistem pendingin reaktor berfungsi menjaga homogenitas konsentrasi racun netron yang larut dan kecepatan perubahan suhu pendingin, sehingga perubahan reaktivitas yang tidak terkontrol tidak terjadi.  Bejana tekan reaktor berfungsi sebagai penyangga dan alignment mekanisme penggerak batang kendali. Batas (boundary) tekanan sistem pendingin reaktor menyesuaikan suhu yang berhubungan dengan transient operasional.  Pressurizer berfungsi menjaga tekanan sistem selama operasi dan membatasi transient tekanan. Selama pengurangan atau peningkatan beban instalasi, pressurizer mengakomodasi perubahan volume dalam pendingin reaktor.  Pompa pendingin reaktor memasok air pendingin untuk memindahkan panas dari teras reaktor ke generator uap.  Generator uap berfungsi menyediakan uap kualitas tinggi untuk turbin. Tube dan tubesheet berfungsi mencegah perpindahan radioaktivitas yang dihasilkan teras ke sistem sekunder.  Sistem perpipaan pendingin reaktor beroperasi pada kondisi suhu dan tekanan operasi dan membatasi kebocoran radioaktivitas ke luar pengungkung. Perpipaan sistem pendingin berisi air demineralizer dan air borat yang disirkulasi pada kecepatan alir dan suhu yang sesuai dengan kinerja termal teras reaktor dan kinerja hidrolik.  Surge line pressurizer dan spray line masing-masing loop terkoneksi dengan sistem pendingin reaktor, dan pada saluran tersebut ditempatkan suatu detektor tahan temperatur untuk mendeteksi tingkatan panas. Bejana tekan reaktor dan sistem pendingin lainnya seperti terlihat pada Gambar 1, terdiri dari rangkaian bejana silindris vertikal dengan tutup bagian atas dan bagian dasar berbentuk hemisperikal, dihubungkan sistem pendingin pipa primer ke generator uap. Pada bejana reaktor terdapat teras reaktor, struktur penyangga teras, batang kendali dan bagian-bagian lain yang terkait langsung dengan teras. Sumber energi pada sistem PLTN tipe PWR terletak pada teras reaktor, yang berupa energi termal hasil reaksi fisi nuklir. Energi termal hasil reaksi fisi ditransfer ke generator uap untuk menghasilkan uap, yang selanjutnya dikonversi menjadi energi mekanik oleh turbin, dan dikonversi lagi menjadi energi listrik oleh generator. Energi termal disalurkan ke generator uap melalui sistem aliran fluida. Mekanisme perpindahan panas aliran fluida melalui suatu penukar panas shell and tube berbentuk U, dan diperoleh laju alir air umpan 7,62 x 106 lb/jam setiap generator uap.

ISSN 1979-1208

155

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional

Gambar 1. Desain Konfigurasi Bejana Tekan dan Sistem Pendingin Reaktor [6] a.

Desain Konseptual Bejana Tekan Reaktor Desain konseptual bejana tekan reaktor dirancang sedemikian rupa sehingga dapat menampung fluida dan teras reaktor serta internal reaktor lainnya. Pada teras reaktor terdapat bahan bakar nuklir serta berbagai perangkat lainnya. Bejana tekan reaktor tersebut terbuat dari paduan baja karbon yang didalamnya terdapat dinding pemisah antara fluida pendingin yang masuk kedalam dinding reaktor dengan fluida pada teras reaktor. Pada kepala bagian atas bejana tekan reaktor terdapat ventilasi dan penetrasi mekanisme penggerak batang kendali. Bejana mempunyai inlet dan outlet nozel yang ditempatkan dalam dua bidang horizontal diantara upper head flange dan puncak teras. Inlet dan outlet nozel saling mengimbangi, dengan posisi inlet lebih tinggi dari outlet, untuk memenuhi operasi pada saat pemindahan pompa pendingin utama dengan tanpa pembongkaran teras. Pendingin masuk bejana melalui inlet nozel dan mengalir turun ke annulus dinding bejana teras, berbelok di dasar, dan mengalir ke atas melalui teras menuju outlet nozel. Desain dan fabrikasi dari bejana reaktor berdasar ASME Code, Section III, persyaratan Class 1[7]. Gambar 2 memperlihatkan desain konseptual bejana tekan reaktor dan dimensi bejana tekan reaktor diperlihatkan dalam Tabel 1. b.

Desain Konseptual Sistem Perpipaan Pendingin Reaktor Perpipaan sistem pendingin dikonfigurasikan dengan dua loop pendingin utama, masingmasing menggunakan pipa hot leg dengan diameter bagian dalam 31-inci untuk transport pendingin ke pembangkit uap. Dua nozel penghisap dari pompa pendingin reaktor dilas langsung ke nozel outlet di dasar head channel pembangkit uap. Dua pipa cold leg dengan diameter dalam 22-inci di dalam masing-masing loop (satu per pompa) mengalirkan kembali pendingin reaktor ke bejana reaktor. Material pipa mempunyai ketegangan cukup rendah dan saluran pipa tambahan (line) harus memenuhi persyaratan "kebocoran sebelum retak"[7].

ISSN 1979-1208

156

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional

Gambar 2. Desain Konseptual Bejana Tekan Reaktor[6] Tabel 1. Dimensi Bejana Tekan Reaktor[6] Parameter Desain Tekanan desain (psig) Temperatur desain (oF) Tinggi keseluruhan bejana dan penutup kepala atas (inci) Jumlah studs penutup/kepala bagian atas reaktor Diameter studs penutup/kepala bagian atas reaktor (inci) Diameter luar flange penutup/kepala bagian atas (inci) Diameter dalam flange (inci) Diameter luar shell (inci) Diameter dalam shell (inci) Diameter dalam nozel inlet (inci) Diameter luar nozel inlet (inci) Ketebalan nominal kelongsong (inci) Ketebalan minimum kepala bagian atas (inci) Ketebalan bejana (inci) Ketebalan penutup/kepala bagian atas (inci)

2485 650 480,65 45 7 188 148,81 176 159 22 31 0,22 6 8 6,25

Perpipaan dalam sistem pendingin didesain dan difabrikasi berdasar persyaratan ASME Code, Section III, Class 1. Line dengan ukuran 3/8-inci didesain dan difabrikasi sesuai persyaratan ASME Code, Section III, Class 2. Jika satu line retak, pompa pengisi kontrol volume kimia menyediakan aliran tambahan dan menjaga ketinggian air pressurizer. Stresses dijaga sesuai dengan Section III dari ASME Code. Material konstruksi dispesifikasikan untuk meminimumkan korosi/erosi dan disesuaikan dengan lingkungan operasi tingkat radiasi. Ketebalan pipa sistem pendingin sesuai dengan persyaratan ASME Code, Section III, Subsection NB. Radius lengkungan pipa minimum adalah 1,5-diameter pipa nominal, dan memenuhi persyaratan ASME Code, Section III, Class 1[7].

ISSN 1979-1208

157

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional c.

Desain Konseptual Pressurizer Pressurizer merupakan komponen utama kontrol tekanan sistem pendingin reaktor, berupa bejana silindris vertikal dengan bagian puncak dan dasar berbentuk hemisperikal, dimana cairan dan uap dijaga dalam kondisi jenuh yang setimbang. Pressurizer berfungsi menjaga tekanan sistem selama operasi dan membatasi transient tekanan. Selama pengurangan atau peningkatan beban instalasi, pressurizer mengakomodasi perubahan volume dalam pendingin reaktor. Nozel pipa bergelombang (surge nozel) pressurizer dan saluran pipa bergelombang (surge line) diantara pressurizer dan saluran hot leg untuk menjaga penurunan tekanan diantara sistem pendingin reaktor dan katup pengaman. Surge nozel dan surge line didesain sesuai dengan desain outlet aliran katup keselamatan atau katup sistem pengurang tekanan otomatik. Surge nozel pressurizer dan surge line juga didesain tahan tegangan termal akibat surge volume selama operasi. Pressurizer dan surge line menyediakan koneksi katup pengaman sistem pendingin reaktor dan katup-katup sistem pengurang tekanan otomatis. Katup pengaman memberikan proteksi tekanan-lebih untuk sistem pendingin reaktor. Pada pressurizer terdapat ventilasi untuk pengeluaran gas-gas yang tidak terkondensasi dari sistem pendingin reaktor. Akumulasi gas-gas dalam pressurizer dapat dihilangkan dari katup pengurang tekanan stage pertama jika terjadi kecelakaan. Pengeluaran gas-gas dari pressurizer dengan menggunakan katup pengurang tekanan otomatik tidak diperlukan pada keadaan rutin yang normal dan kejadian dengan frekwensi yang sedang. Nilai-nilai desain konseptual pressurizer dapat dilihat pada Tabel 2.

Gambar 3. Desain Konseptual Pressurizer[8]

1 2 3 4 5 6

ISSN 1979-1208

Tabel 2 . Desain Konseptual Pressurizer[6] Parameter Desain Jumlah, unit 1 Volume total, ft3 2100 Volume air, ft3 1000 Kapasitas spray, gpm 700 Diameter dalam, ID, inci 100 Tinggi, inci 503

158

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional d.

Desain Konseptual Generator Uap Generator uap berbentuk tabung vertikal dan U-tube dengan peralatan pemisah moisture yang terintegrasi. Paduan nickel-chromium-iron 690, digunakan untuk tube dan penyangga bar (pemisah) anti vibrasi. Gambar 4 memperlihatkan desain konseptual generator uap. Generator uap menggunakan penyangga tube dan desain pelat berlubang. Generator uap berfungsi mengambil panas dari air pendingin reaktor melalui tube penukar panas berbentuk U sehingga air dalam generator uap mendidih, membentuk campuran uap dua fase di sisi sekunder generator uap. Di dalam generator uap terjadi pemisahan uap jenuh kering dari campuran hasil pendidihan, dan selanjutnya uap dialirkan ke nozel yang kemudian dialirkan ke turbin.

Gambar 4. Desain Konseptual Generator Uap[6] Generator uap didesain memenuhi kriteria ASME Code, Section III Class 1. Tube dan tubesheet didesain agar dapat menahan kondisi beban pada kecelakaan maksimum. Nilai-nilai desain diperlihatkan dalam Tabel 3.

Tabel 3 . Desain Konseptual Generator Uap Tipe U-tube Feedring Vertikal[6] Parameter Desain Tekanan desain, sisi pendingin reaktor (psia) Tekanan desain, sisi uap (psia) Tekanan desain, primer ke sekunder (psi) Suhu desain, sisi pendingin reaktor (°F) Suhu desain, sisi uap (°F) Data U/G, MWt/unit Total luas permukaan perpindahan panas (ft2) Tekanan outlet nozel uap, psia Maksimum carryover moisture (% berat) Suhu tanpa beban, °F Suhu air umpan, °F

ISSN 1979-1208

2500 1200 1600 650 600 1707,5 123,538 836 0,25 557 440

159

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional Jumlah tube per unit Diameter tube bagian luar, inci Ketebalan dinding tube, inci Jarak tube, inci

10,025 0,688 0,040 0,980 (triangular)

e.

Desain Konseptual Pompa Pendingin Pompa pendingin reaktor didesain mempunyai kelembaman tinggi, keandalan tinggi dan perawatan yang rendah. Pompa mensirkulasi pendingin reaktor melalui bejana reaktor, pipa loop dan pembangkit uap. Pompa terintegrasi dengan head channel generator uap. Integrasi dengan head channel mengeliminasi cross-over leg dari pipa loop pendingin, mengurangi penurunan tekanan loop, menyederhanakan sistem penyangga generator uap, pompa dan perpipaan, serta mengurangi potensi pembongkaran teras karena tidak perlunya pembersihan seal loop selama kehilangan sejumlah kecil pendingin. Desain konseptutal PWR kelas 1000 menggunakan empat pompa. Dua pompa dikopel dengan masing-masing pembangkit uap. Masing-masing tipe pompa adalah vertikal, pompa sentrifugal single-stage, yang didesain untuk tekanan dan temperatur tinggi. Impeller utama yang berdempet dengan poros rotor motor penggerak adalah motor induksi elektrik. Ukuran motor pompa diminimumkan dengan pengatur frekwensi untuk mengendalikan kecepatan guna mengurangi daya motor yang diperlukan untuk menghidupkan pompa pada kondisi dingin. Untuk memberikan kelembaman rotasi, roda gila bimetal dipasang pada poros pompa. Casing pompa dan shell stator memberikan suatu barrier terhadap lingkungan jika ada pelepasan pendingin reaktor dan material-material radioaktif lain. Pompa pendingin reaktor menyediakan aliran pendingin teras dengan kecepatan yang memadai untuk perpindahan panas guna menjaga departure from nucleate boiling ratio (DNBR) lebih besar daripada batas yang ditetapkan dalam analisis keselamatan. Nilai-nilai desain konseptual pompa pendingin reaktor diperlihatkan dalam Tabel 4 .

Tabel 4. Desain Konseptual Pompa Pendingin Reaktor[6] Paramater Desain Tipe Pompa Pendingin reaktor Tanpa Seal Jumlah Pompa Pendingin Reaktor, bh 4 Daya Motor , hp 7300 Daya pompa efektif, pendingin, MW 15 Tekanan desain (psia) 2500 Temperatur desain (oF) 650 Perkiraan tinggi total unit (ft) 22 Laju air pendingin komponen (gpm) 600 Temperatur masuk maksimum air pendingin komponen ( oF) 95 Perkiraan total berat kering motor dan selubung (casing) (lb) 200 Laju alir desain pompa (gpm) 78,750 Head yang dihasilkan (ft) 365 Diameter dalam nozzle keluaran pompa (inci) 22 Diameter dalam nozzle masukan pompa (inci) 26 Kecepatan (rpm) 1800

ISSN 1979-1208

160

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional Tipe motor Tegangan (Volt) Fase Frekuensi (Hz) Beban/Current (amp) Starting Masukan nominal, pendingin reaktor dingin Momen inersia rotor pompa/motor minimum yang dibutuhkan

3.

Squirrel charge induction 6900 3 60 Variable Variable Cukup untuk aliran countdown

HASIL DAN PEMBAHASAN

Desain konseptual bejana tekan seperti terlihat dalam Gambar 2, mengacu pada desain AP1000 2-loop, Westinghouse, USA. Bejana tekan reaktor merupakan boundary tekanan dengan integritas tinggi terhadap pendingin reaktor, teras reaktor penghasil panas dan produk fisi bahan bakar. Sistem pendingin reaktor terdiri dari dua sirkuit transfer panas, masing-masing terdiri dari satu generator uap, dua pompa pendingin reaktor, satu hot leg dan dua cold leg untuk sirkulasi pendingin reaktor. Selain itu sistem juga terdiri dari pressurizer, interkoneksi perpipaan, katup dan instrumentasi untuk kontrol operasi dan aktuasi safeguard. Semua peralatan sitem pendingin reaktor tersebut dilokasikan di pengungkung reaktor. Selama operasi, pompa pendingin reaktor mensirkulasi air bertekanan melalui bejana tekan ke generator uap. Air ini merupakan pendingin, moderator dan solven asam borat, kemudian mengambil panas diteras reaktor. Air tersebut selanjutnya ditransportasi ke generator uap dimana panas tersebut ditransfer ke sistem tersebut. Setelah mentransfer panas, air tersebut dikembalikan lagi ke bejana tekan oleh pompa untuk di ulang proses tersebut. Di dalam generator uap, panas yang ditransfer diserap oleh air pendingin dan selanjutnya air tersebut diuapkan. Laju alir air umpan yang masuk ke generator uap dapat dihitung sebagai berikut :

Gambar 5. Sistem Sirkulasi Pendingin Reaktor PWR 1000 Pada Fluida Panas (Hot Leg)[6] : T1 = 610 oF T2 = ρ = 44 lb/ft3 Phl = Cp = 1,37 Btu/lb.oF Dimana : T1 : Temperatur air pendingin keluar reaktor T2 : Temperatur air pendingin masuk reaktor ρ : Densitas air pendingin pada temperatur 610 oF Cp : Kapasitas panas air pendingin pada 610 oF

ISSN 1979-1208

537,2 oF 2248 psi g

161

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional Phl

: Tekanan air pendingin dalam saluran pipa panas

WT (laju alir hot leg)

= 177645 gpm (gallon/menit) = 177645 x 60 x 0,133681 = 1424865,6747 ft3/jam Jadi : WT = 1424865,6747 ft3/h x 44 lb/ft3 = 62694089,69 lb/jam Kalor Lepas, QL = WT.Cp.( T1- T2) = 62694089,69 x 1,37 x (610 – 537,2) = 6,3 x 10 9 Btu/jam Pada Fluida Dingin (Generator uap) : t1 = 440 oF t2 = 600 oF Pfd = 1200 psi a Wt = m lb/jam Dimana : t1 : Temperatur air umpan masuk generator uap t2 : Temperatur uap kering keluar generator uap Pfd : Tekanan air umpan masuk generator uap Wt : Laju alir air umpan masuk generator uap Di dalam generator uap, air mengalami perubahan fase yaitu dari cair ke uap, sehingga akan mengalami tiga proses : 1. Proses pemanasan awal: sampai titik didih pada P = 1200 psia, dan cairan mendidih pada td = 567 oF, Cp = 1,34 Btu/lb.oF Qp = Wt.Cp.( t2- t1) = m x 1,34 x ( 567 – 440 ) Qp = 170,18 m Btu/jam 2. Proses penguapan pada T tetap (isothermal), td = 567 oF, Panas penguapan, hd = 632,3 Btu/lb Qd = Wt . hd = 632,3 m Btu/jam 3. Proses pemanasan uap sampai tv = 600 oF, Cpv = 0,72 Btu/lb.oF Qv = Wt . Cpv . ( tv – td ) = m x 0,72 x ( 600 – 567 ) Qv = 23,76 m Btu/jam Kalor Serap Total, Qs = 170,18 m + 632,3 m + 23,76 m Qs = 826,24 m Btu/jam Neraca Panas : Kalor Lepas = Kalor Serap 9 6.3 x 10 = 826,24 m m

=

6,3x10 9 826,24

=

7,62 x 106 lb/jam

Jadi laju alir air umpan per generator uap adalah 7,62 x 106 lb/jam, sehingga untuk 2 generator uap adalah 15,24 x 106 lb/jam. Desain konseptual pressurizer didasarkan pada teknologi yang proven, dimana kombinasi volume air jenuh dan volume ekspansi uap mampu memberikan respon tekanan yang diinginkan. Air dan steam dijaga dalam kesetimbangan dengan aktivasi heater elektrik atau spray air atau keduanya. Steam dibentuk oleh heater dan dikondensasikan oleh spray air untuk mengontrol variasi tekanan karena ekspansi atau kontraksi dari pendingin reaktor. Katup pengaman memberikan proteksi tekanan-lebih untuk sistem pendingin reaktor, yang mana katup ini diinstal di atasnya dan dikoneksikan ke pressurizer. Keluaran katup menuju atmosfer pengungkung. Tiga stage dari katup pengurang tekanan otomatis juga dikoneksikan ke

ISSN 1979-1208

162

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional pressurizer. Akumulasi gas-gas dalam pressurizer dihilangkan dari katup pengurang tekanan stage pertama jika terjadi kecelakaan. Pengeluaran gas-gas dari pressurizer dengan menggunakan katup pengurang tekanan otomatik tidak diperlukan pada keadaan rutin yang normal dan kejadian dengan frekwensi yang sedang. Empat stage dari katup pengurang tekanan otomatis dikoneksikan ke hot leg masing-masing pendingin reaktor dan keluarannya menuju atmosfer pengungkung. Penggunaan paduan nickel-chromium-iron dalam boundary tekanan pendingin reaktor dibatasi, yaitu alloy 690, atau digabung dengan pengelasan logam alloy 52 dan 152. Seperti disebutkan bahwa tube generator uap menggunakan alloy 690 yang merupakan paduan nickelchromium-iron. Alloy ini digunakan karena ketahanan korosi yang tinggi dan juga koefisen thermal ekspansinya. Bagian yang berkaitan dengan nonsafety-related seperti sistem kontrol kimia dan volume dikonstruksi dengan material tahan korosi seperti stainless steel tipe 304 atau tipe 316. Material-material tersebut cocok dengan pendingin reaktor. Parameter desain konseptual dari pressurizer, generator uap dan pompa pendingin diperlihatkan dalam Tabel 2, 3 dan 4, yang mana memperlihatkan desain sistem nominal dan parameter operasi adalah pada kondisi steady-state normal. Parameter tersebut didasarkan pada perkiraan kondisi yang paling baik pada kondisi daya penuh nominal [6].

4.

KESIMPULAN

Bejana tekan reaktor merupakan boundary tekanan dengan integritas tinggi terhadap pendingin reaktor, teras reaktor penghasil panas dan produk fisi bahan bakar. Sistem pendingin reaktor terdiri dari dua sirkuit transfer panas, masing-masing terdiri dari satu generator uap, dua pompa pendingin reaktor, satu hot leg dan dua cold leg untuk sirkulasi pendingin reaktor, pressurizer, interkoneksi perpipaan, katup dan instrumentasi untuk kontrol operasi dan aktuasi safeguard. Semua peralatan sitem pendingin reaktor tersebut dilokasikan di pengungkung reaktor. Dimensi bejana tekan reaktor bertekanan 2485 psia, temperatur 650oF mencapai tebal 8,44 inci (termasuk kelongsong) dan tinggi 480,65 inci. Desain konseptual ini dibuat memenuhi persyaratan ASME Code Section III. Bejana tekan reaktor terbuat dari paduan baja karbon yang didalamnya terdapat dinding pemisah antara fluida pendingin yang masuk kedalam dinding reaktor dengan fluida pada teras reaktor, dan laju alir air umpan adalah 7,62 x 106 lb/jam setiap generator uap. Pressurizer berfungsi menjaga tekanan sistem selama operasi dan membatasi transient tekanan. Selama pengurangan atau peningkatan beban instalasi, pressurizer mengakomodasi perubahan volume dalam pendingin reaktor. Perpipaan menggunakan pipa hot leg dan pipa cold leg, dengan diameter bagian dalam masing-masing 31-inci dan 22-inci. Desain konseptual generator uap berbentuk tabung vertikal dan U-tube dengan peralatan pemisah moisture yang terintegrasi, menggunakan paduan nickel-chromium-iron 690 untuk tube, penyangga pemisah anti vibrasi, pemisah single-tier, peningkatan fitur perawatan dan desain head channel sisi primer. PWR kelas 1000 menggunakan empat pompa yang didesain untuk tekanan 2500 psia dan temperatur 650 oF.

DAFTAR PUSTAKA [1]. ARNOLD, Y., ” Rencana Umum Ketenagalistrikan dan Peran Energi Nuklir di Bidang Kelistrikan di Indonesia”, The BATAN-JAEA Training Course on Water Chemistry of Nuclear Reactor System III, Serpong, November 2006.

ISSN 1979-1208

163

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional [2]. IAEA, “International Status and Prospects of Nuclear Power”, 2010 Edition, IAEA, 2011. [3]. PURWADI, M.D., “Desain Konseptual Sistem Reaktor Daya Maju Kogenerasi Berbasis RGTT”, Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir – BATAN, 2010. [4]. ANONIMOUS, “The Westinghouse AP1000 Advanced Nuclear Plant, Plant Description” , Westinghouse Electric Co., LLC, Copyright © 2003. [5]. RICHARD, W. B., “ASME Boiler and Pressure Vessel Code with Addenda an International Code”, Setting the Standard in Design, Engineering and Care, 2010. [6]. ANONIMOUS, http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0715/ML071580904.pdf, AP1000 Design Control Document, “Reactor Coolant System And Connected Systems”, Revision 16, diakses 3 Mei 2010. [7]. ANONIMOUS,« US-APWR Design Description”, Mitsubishi Heavy Industries, Ltd., 2006. [8]. RAGHEB, M., ”Pressurized Water Reactor”, Chapter 2, January, 2012. DISKUSI 1. Pertanyaan dari Sdr. Hadi Suntoko (PPEN-BATAN) a. Apakah di Indonesia akan menggunakan reaktor PWR kelas 1000 MW? b. Dengan adanya kerusakan PLTN di Fukushima dengan tipe yang tidak sama tetapi terkait dengan sistem pendingin reaktor, apakah desain konsep sistem pendingin masih sama atau ada inovasi yang baru? c. Apa syarat ASME code seksi III pada desain konsep bejana tekan dan sistem pendingin? Jawaban: a. Saat ini belum diputuskan kapan PLTN akan dibangun dan reaktor jenis apa yang akan digunakan. b. Desain konsep sistem pendingin reaktor PWR ini berbeda dengan desainPLTN di Fukushima. Fukushima Daiichi menggunakan BWR generasi pertama yang masih menggunakan sistem pompa pendingin yang tergantung pada pasokan listrik. PWR menggunakan 2 (dua) siklus pendingin. Siklus pertaman diberi tekanan tinggi untuk menghindari pendidihan air pendingin dalam reaktor dan siklus kedua untuk sistem konversi energi. c. Desain konseptual bejana tekan dan sistem pendingin memenuhi persyaratan ASME code seksi III. ASME code seksi III menyediakan batasan material, desain, fabrikasi, examination, inspection, testing, sertifikasi, dan relief tekanan untuk aplikasi reaktor nuklir.

ISSN 1979-1208

164