Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional
KRITERIA DESAIN KESELAMATAN TABUNG TEKAN PLTN JENIS CANDU Wibowo*, Tjipta Suhaemi** * Pusat Kemitraan Teknologi Nuklir - BATAN Kawasan PUSPIPTEK – Serpong - Tangerang email :
[email protected] ** Fakultas Teknik UHAMKA, Jakarta
ABSTRAK KRITERIA DESAIN KESELAMATAN TABUNG TEKAN PLTN CANDU. PLTN jenis CANDU menggunakan uranium alam sebagai bahan bakar dan air berat sebagai moderator dan pendingin. Salah satu karakteristik utama rekayasa PLTN jenis CANDU adalah digunakannya konsep tabung tekan sebagai pengganti konsep bejana tekan yang umumnya digunakan pada PLTN jenis PWR. Tujuan penelitian untuk mengkaji keselamatan tabung tekan pada reaktor CANDU karena terkena radiasi yang tinggi dengan menggunakan Standar CAN dan CSA yaitu Standar Nasional Kanada. Tabung tekan ini didesain sedemikian untuk mudah dibuat dan diganti sehingga dapat memperpanjang umur reaktor, ditinjau dari persyaratan desain, desain, fungsi, dan pengalaman yang diperoleh untuk desain tabung tekan dan komponen sistem yang terkait. Hasil penelitian menunjukan bahwa disain tabung tekan cukup memenuhi kriteria keselamatan dan merupakan salah satu keunikan dari PLTN CANDU. Kata kunci : CANDU, desain keselamatan, tabung tekan
ABSTRACT SAFETY DESIGN CRITERIA OF PRESSURE TUBE OF CANDU NUCLEAR POWER PLANTS. The CANDU Nuclear Power Plant uses natural uranium fuel with heavy water as moderator and coolant. One of salient features of CANDU NPP is the use of pressure tubes in place of pressure vessel used commonly in Pressurized Water Reactor. Design of pressure tube is simple and easy fabricated. Purpose of the study to asses the safety of reactor tube press Opium because of high radiation exposure by using CAN and CSA Standard (National Standard of Canada). This press is designed in such a tube to be easily created ang changed so as to extend the life of reactor, interms of disign requirements, design, fuction, and the experience gained to press the tube design and related system components. The results showed that the design of tube press and quite meet the criteria of safety and is one of the uniqueness of the CANDU nuclearpower plants. Keywords : safety design, pressure tube, CANDU
1.
PENDAHULUAN
Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) CANada Deuterium Uranium (CANDU) merupakan salah satu jenis pembangkit listrik tenaga nuklir yang menggunakan uranium alam sebagai bahan bakar dan air berat sebagai moderator dan fluida pendingin. PLTN CANDU merupakan PLTN jenis Pressurized Heavy Water Reactor. Secara prinsip PLTN CANDU tidak banyak berbeda dibandingkan dengan PLTN jenis Pressurized Water Reactor (PWR), kecuali dalam beberapa aspek di dalam desain teras reaktor dan yang berkaitan dengan sistem perpindahan panas. Salah satu perbedaan terpenting adalah digunakannya tabung tekan (pressure tube) pada PLTN CANDU. Tabung tekan membentuk batas daerah bertekanan (pressure boundary) dalam sistem perpindahan panas (heat transport system, HTS) dengan pendingin air berat bertekanan yang mengalir melewati bundel bahan bakar uranium yang terletak dalam tabung tekan. Tabung
ISSN 1979-1208
102
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional tekan merupakan perangkat kanal bahan bakar yang berisi bundel bahan bakar, dengan air pendingin melalui bahan bakar dihubungkan dengan pipa pengumpan (feeder pipe). Digunakannya tabung tekan sebagai pengganti bejana tangki tekan yang berdinding tebal dan pejal. Tabung tekan adalah satu-satunya komponen reaktor CANDU yang terkena kombinasi stress dan radiasi yang tinggi. Kanal bahan bakar berfungsi untuk menyangga dan menempatkan bahan bakar dalam teras reaktor. yang relatif rendah (tekanan atmosfir). Gap anular antara tabung tekan dan tabung calandria memisahkan tabung tekan dari moderator air berat. Spacer di dalam anulus membantu untuk mendukung tabung tekan dalam tabung calandria. Gap anular antara tabung tekan dan tabung kalandria diisi dengan gas inert. Ujung kanal (end fitting) dengan plug penutup yang dapat dipindahkan dan disiapkan untuk dapat memasukkan maupun mengeluarkan bahan bakar. Tabung calandria horizontal membentuk pembatas antara moderator air berat dan ruang anular yang berisi gas yang melingkupi masing-masing kanal bahan bakar. Hanya tabung calandria yang terkena kontak dengan moderator. Gas CO2 yang mengisi ruang anulus di antara tabung tekan dan tabung calandria memberikan insulasi termal antara pendingin sistem HTS yang bersuhu tinggi dengan moderator yang bersuhu relatif rendah. [1] Sistem yang terkait erat dengan tabung tekan adalah sistem perpindahan panas. Sistem perpindahan panas (HTS) mensirkulasikan pendingin air berat melalui kanal bahan bakar untuk memindahkan panas yang dihasilkan oleh reaksi fisi dalam teras. Reaktor CANDU berbentuk tangki silinder horizontal yang disebut bejana calandria dan terbuat dari baja berdinding tipis. Bejana calandria berisi air berat yang berfungsi sebagai moderator dengan tekanan yang relatif rendah. Tujuan utama desain keselamatan sistem HTS adalah untuk menyediakan pendinginan bahan bakar reaktor yang andal pada semua kondisi pengoperasian selama masa hidup pembangkit dengan perawatan minimal. Untuk itu, diperlukan prioritas yang tinggi dalam desain dengan terpenuhinya pencapaian kebocoran yang minimum, keandalan maksimum dan medan radiasi minimum, dan memberikan akses bagi personil dalam membuat ketentuan untuk perawatan. Sistem HTS merupakan penghalang (barrier) terhadap pelepasan produk fisi radioaktif, oleh karenanya sistem didesain untuk mempertahankan integritasnya dalam keadaan kondisi pengoperasian normal maupun abnormal. Dalam makalah ini akan dibahas persyaratan desain dan perkembangan desain maupun permasalahan dari desain tabung tekan dan desain sistem yang terkait dengan tabung tekan seperti terlihat pada Gambar 1. Tabung tekan ini didesain sedemikian untuk mudah dibuat dan diganti sehingga dapat memperpanjang umur reaktor CANDU. Keandalan batas daerah bertekanan (pressure boundary) sistem perpindahan panas CANDU terjamin dengan diaplikasikannya teknologi yang terbaik dan tersedia dewasa ini dalam bidang desain, manufaktur dan instalasi, dan dengan menyiapkan provision dalam desain dan manufaktur untuk memantau tingkat integritas batas daerah bertekanan selama masa hidup pembangkit. Porsi eksternal dari kanal bahan bakar ke bejana calandria adalah apa yang disebut end fittings. End fittings mempunyai koneksi ke pipa feeder yang berfungsi sebagai pipa umpan memberi umpan pendingin ke dalam dan keluar dari kanal bahan bakar. Pipa feeder menghubungkan kanal bahan bakar dengan header inlet dan header outlet.
ISSN 1979-1208
103
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional
Gambar. 1. Sistem Tabung Tekan Reaktor CANDU [2]
2.
PERSYARATAN SISTEM DAN KOMPONEN CANDU
Kode desain utama yang digunakan untuk desain keselamatan CANDU yang berhubungan dengan komponen tahan tekanan adalah Standar Nasional Kanada, yaitu standar CAN dan CSA (Canandian Standards Association). CAN-N235.0, General Requirements for Pressure-Retaining Systems and Components in CANDU Nuclear Power Plants. CAN-N235.1, Requirements for Class 1, 2 and 3 Pressure-Retaining Systems and Components in CANDU Nuclear Power Plants. Standar ini digunakan sebagai tambahan terhadap peraturan-peraturan yang terdapat dalamASME Boilerand Pressure Vessels Code (khususnya ASME Section III), untuk diaplikasikan terhadap desain CANDU. Klasifikasi standar CSA dan korelasinya dengan standar keselamatan IAEA dapat dilihat pada Tabel 1, sedangkan Tabel 2 memberikan kode dan standar yang digunakan untuk desain komponen bertekanan. Klsifikasi kode berikut digunakan dalam desain CANDU. Sistem kelas 1- Nuklir : mencakup bagian-bagian sistem proses yang mempunyai kegagalan yang disebabkan tidak adanya tindakan sistem keselamatan, yang mungkin menghasilkan bahaya terhadap masyarakat yang melewati limit dosis AECB untuk kegagalan proses yang serius. Sistem kelas 1 juga mencakup bagian-bagian sistem pendingin teras darurat dan sistem shutdown. Sistem kelas 2- Nuklir : mencakup bagian-bagian sistem yang memgandung cairan radioaktif pada suhu yang melewati titik didih cairan pada tekanan atmosfir, atau gas radioaktif pada suhu yang melewati 1000C, atau kegagalan yang menghasilkan bahaya terhadap personil pembangkit yang ditunjukkan dengan nilai yang lebih besar dari limit dosis paparan tunggal yang ditetapkan. Sistem kelas 3- Nuklir : mencakup bagian-bagian sistem yang memgandung bahan radioaktif yang tidak termasuk kedalam klasifikasi 2, 4, atau 6. Sistem kelas 4 – Nuklir : mecakup sistem pengungkung dan sistem yang diperlukan untuk pengurangan atau supresi tekanan pengungkung. Sistem kelas khusus – Nuklir : mencakup komponen-komponen yang akan diklasifikasikan sebagai kelas 1, 2, atau 3 tetapi persyaratan tidak terdapat dalam Standar CSA CAN3N285.1, atau persyaratan CAN3-N285.1 tidak dapat diaplikasikan. Sistem kelas 6 : mencakup bagian dari sistem pressure-retaining yang tidak boleh mengandung bahan radioaktif yang melebihi 1% dari limit dosis AECB untuk sejumlah limit dosis bagi personil yang bukan pekerja radioaktif. Bagian-bagian sistem yang mengandung bahan radioaktif bisa diklasifikasikan sebagai sistem kelas jika dapat
ISSN 1979-1208
104
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional ditunjukkan bahwa kegagalan sistem tanpa sistem pengungkung, tidak akan menghasilkan bahaya yang melebihi besar limit di atas. Tabel 1. Korelasi antara Klasifikasi Keselamatan IAEA dengan Klasifikasi CSA untuk komponen CANDU [3] KLASIFIKASI KLASIFIKASI CSA CONTOH KESELAMATAN IAEA (CSA CLASSES) (IAEA SAFETY CLASSES) SC-1 Class 1 Komponen sistem transport SC-2 Class 2 Bagian dari ECCS (sistem pendingin teras darurat) SC-2 Class 4 Komponen envelope sistem pengungkung dan sistem supresi tekanan pengungkung SC-3 Class 3 Bagian dari sistem umpan D2O transport panas SC-4 Class 6 Komponen system air pelayanan dan suplai air darurat Special Class Tabung tekan Tabel 2. Kode dan Standar yang digunakan untuk Desain Komponen bertekanan (Pressure Retaining) CANDU [3] CSA Kode dan Standar Class 1 ASME Code, Section III, Subsection NB 2 ASME Code, Section III, Subsection NC 3 ASME Code, Section III, Subsection ND 4 CSA Standards. N287 Series for the containment structure 4 ASME Code, Section III, Subsection NC for piping and valves that are part of the containment 4 ASME Code, Section III, Subsection NE for seal plates that form part of the containment envelope 6 CSA Standards. B51 Perangkat yang terkait dengan tabung tekan adalah bundel bahan bakar, tabung calandria dan bejana calandria. Kanal bahan bakar harus didesain untuk langsung berhubungan dengan pendingin primer melalui bahan bakar untuk memaksimalkan transfer panas dengan kegagalan tekanan dan vibrasi bahan bakar. Bahan bakar harus dapat bergerak secara bebas melalui teras selama pengisian bahan bakar. Komponen batas daerah bertekanan dan internal kanal bahan bakar didesain untuk tahan terhadap aliran, suhu, tekanan, dan kondisi transien dari pendingin yang diakibatkan oleh sistem transport panas. Demikian juga perangkat tabung calandria harus tahan terhadap kondisi yang ditimbulkan oleh sistem moderator. Persyaratan dijabarkan sebagai berikut : Bearing pad tidak mengurangi tebal dinding tabung tekan. Bearing pad harus mengijinkan bundel bahan bakar untuk bergerak bebas di dalam kanal bahan bakar, dan harus menjaga jarak antara kelongsong bahan bakar dan tabung tekan.
ISSN 1979-1208
105
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional
3.
PEMBAHASAN
Tuntutan keselamatan Reaktor CANDU dilaksanakan berdasarkan kriteria keselamatan baik dari International Atomic Agency (IAEA) maupun Badan Regulasi Nuklir Canada. Persyaratan keselamatan ini dapat dilihat dari standar antara lain Safety Series No. 75, AECB Consltativve Document C-6, Safety Design Guide No. 96-03650-sgd-001. Komponen batas daerah bertekanan dan internal kanal bahan bakar didesain untuk tahan terhadap aliran, suhu, tekanan, dan kondisi transien dari pendingin yang diakibatkan oleh sistem transport panas. Demikian juga perangkat tabung calandria harus tahan terhadap kondisi yang ditimbulkan oleh sistem moderator. Reaktor CANDU menggunakan air berat sebagai fluida pendingin dan sebagai moderator. Rasio volume moderator dan volume bahan bakar lebih besar bila dibandingkan dengan reaktor PWR, dan memungkinkan pemisahan bahan bakar dan moderator dan pemindahan panas dari bahan bakar yang bersuhu tinggi. Hal ini mengakibatkan adanya tabung tekan dimana sistem perpindahan panas dan sistem moderator menggunakan rangkaian yang terpisah dan tidak saling berhubungan. Sistem tabung tekan menggunakan komponen pipa terbuat dari paduan zirkonium. Paduan zirkonium memenuhi persyaratan dan tidak menimbulkan penalti neutron bila ditempatkan antara bahan bakar dan moderator, sehingga cocok digunakan sebagai batas daerah bertekanan. Komponen konstruksi utama reaktor CANDU adalah bejana calandria, kanal bahan bakar dan mekanisme kontrol reaktivitas. Dari komponen-komponen ini yang dapat diganti adalah kanal bahan bakar dan mekanisme kontrol reaktivitas.. Bejana calandria CANDU berupa tangki baja (stainless steel) dan hanya terkena radiasi yang terbatas serta suhu maupun tekanan yang relatif rendah. Kanal bahan bakar dan tabung tekan mendapatkan fluks panas yang tinggi serta suhu dan tekanan yang tinggi, yang memungkinkan terjadinya perubahan sifat dan dimensi kanal bahan bakar. Namun kanal bahan bakar dan tabung tekan didesain sedemikian rupa sehingga mudah dilakukan penggantian. Komponen struktural tidak diperlukan di dalam bundel bahan bakar sebab bundel telah disangga di dalam teras oleh tabung tekan. Bundel merupakan perangkat yang kecil dan sederhana. Dari pengalaman pergantian kanal bahan bakar skala besar pada tahun 1984 untuk PLTN Pickering unit 1 dan 2 , yaitu mengganti tabung tekan zircaloy-2 dengan tabung tekan yang terbuat dari Zr-2,5%Nb yang sekarang menjadi standar untuk tabung tekan reaktor CANDU. Pergantian kanal tersebut disebabkan oleh faktor hidriding dari bahan zircaloy-2, dan juga berpindahnya spacer yang memisahkan tabung tekan dengan tabung calandria. Perpindahan spacer ini mengakibatkan terjadinya persinggungan/kontak antara kedua tabung, dan dengan konsentrasi hidrogen yang tinggi dalam tabung tekan menimbulkan difusi hidrogen yang akan menghasilkan konsentrasi zirkonium hidrida pada titik kontak. Hal ini memungkinkan timbulnya retak akibat adanya tekanan ekspansi volume. Waktu yang diperlukan untuk pelaksanaan pergantian kanal bahan bakar tersebut adalah 4 tahun untuk Pickering unit 1 dan 2, dan dengan adanya pengalaman dalam pergantian kanal tersebut waktu yang diperlukan berkurang menjadi 2 tahun untuk Pickering 3 dan 1,5 tahun untuk Pickering 4. Adanya perpindahan spacer memungkinkan terjadinya kontak yang menimbulkan gradient suhu yang besar pada dinding tabung tekan. Telah dilakukan pula usaha dan perbaikan agar ring spacer tidak berpindah tempat selama operasi reaktor. Tabung tekan berada dalam tabung calandria secara horizontal dan berisi pendingin bertekanan dan bahan bakar. Masing-masing tabung tekan berfungsi sebagai batas daerah bertekanan terhadap pendingin yang mengalir melalui bahan bakar. Tabung tekan harus mempunyai kapasitas yang dapat menahan defomasi akibat kombinasi suhu, tekanan, dan
ISSN 1979-1208
106
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional fluks neutron. Selain itu tabung tekan harus tahan terhadap korosi yang disebabkan oleh pendingin dan bundel yang tergelincir (sliding).
Gambar 2. Bejana Calandria Reaktor CANDU [2,3,4] Tabung tekan merupakan tabung yang terbuat dari paduan zirkonium yang panjangnya kira-kira 6 meter, berdiameter 10 cm dan ketebalan lebih kurang 4 mm. Reaktor CANDU menggunakan uranium alam, sehingga diperlukan bahan struktural yang daya serapan neutronnya rendah dalam teras reaktor. Material zirconium mempunyai daya serap neutron yang rendah. Untuk reaktor CANDU yang bermoderator dan berpendingin air berat, semua bahan dan komponen sruktural dalam teras yang cocok adalah paduan zirconium. Dewasa ini semua reaktor CANDU menggunakan tabung Zr-2,5%Nb yang bersuhu rendah. Paduan ini dikembangkan oleh AECL dan sebenarnya bukan merupakan bahan yang disetujui dalam code ASME. Pengujian yang eksensif telah dilakukan untuk mendapatkan informasi yang diperlukan untuk mendesain dan mengkualifikasikan tabung tekan Zr-2,5%Nb. Kekuatan regang (ultimate tensile strength, UTS) dan elongasi sampai sifat kegagalan, yang digunakan untuk mendefinisikan kekuatan desainnya adalah 1/3 dari UTS bahan yang tak terradiasi. Adanya kemungkinan deformasi tabung tentunya akan mengurangi umur tabung tekan. Terjadinya deformasi tabung tekan tergantung pada besar fluks reaktor. Deformasi ini mungkin merupakan pertambahan panjang (axial elongation), perubahan diameter (diametral creep), dan terjadinya sag. Prediksi perubahan di dalam tabung tekan reaktor CANDU setelah 30 tahun beroperasi adalah sebagai berikut: Elongasi aksial : 6-18 cm (1–3%) Pertambahan diameter : 0,3 –0,5 cm. ( 5 % ) Sag di pusat : 4-6 cm Dari titik pandang keselamatan, deformasi sedemikian rupa masih dapat diterima karena batas dari masing-masing perubahan setelah 30 tahun masih dalam batas aman. Pengujian dalam reaktor pada sampel iniaxial dari zircaloy-2 menunjukkan strain creep yang uniform sampai 20% dan sampel tabung tekan menunjukkan strain creep sampai 14%. Tes lebih lanjut pada sampel tabung tekan Zr-2,5%Nb menunjukkan strain uniform 9 – 10% yang lebih kecil dibandingkan zircaloy-2. Pengujian ini yang dilakukan pada stress yang lebih tinggi dari yang digunakan pada desain tabung tekan normal, memberikan jaminan bahwa 5% strain creep merupakan basis desain yang sesuai untuk Zr-2,5%Nb. Desain Tabung Tekan
ISSN 1979-1208
107
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional Tekanan dan suhu bervariasi sepanjang tabung tekan ketika reaktor dioperasikan, sehingga untuk mengetahui kondisi desain dilakukan evaluasi stress pada 20 lokasi sepanjang tabung tekan untuk menentukan lokasi mana yang memerlukan ketebalan dinding yang maksimum. Dalam perhitungan, tekanan desain ditentukan dengan set point katup relief sistem HTS. Suhu desain di tengah-tengah kanal bahan bakar berkisar pada daya kanal bahan bakar nominal 110% disebabkan oleh refuelling, ditambah dengan tambahan margin sekitar 10% dari kesalahan instrumentasi yang mungkin. Sebagai tambahan terhadap suhu dan tekanan pendingin, aspek berikut dipertimbangkan selama kalkulasi stress dan pengkajian masa fatik tabung tekan: Berat komponen kanal bahan bakar, bahan bakar dan pendingin. Beban dan torsi pipa feeder Beban fuelling machine (memasukkan bahan bakar) Beban aksial yang disebabkan oleh bellow, gerakan bahan bakar dan friksi dari fitting bearing. Efek dari initial blow tabung, salah pengaturan dan ujung dari masa hidup sag Beban yang diakibatkan oleh kejadian sesismik Kemungkinan adanya korosi dan akibat pemakaian, maka ketebalan dinding minimum yang terhitung perlu ditambah. Untuk mengakomodasi elongasi permanen dari tabung tekan yang disebabkan oleh creep dan pertumbuhan yang terjadi selama pengoperasian reaktor, pergerakan aksial kanal bahan bakar masih diperbolehkan oleh keberadaan end fitting sleeve bearing sebagaimana juga keberadaan spacer anulus yang terletak antara tabung tekan dan tabung calandria. Bearing didesain untuk mengakomodasi elongasi yang akan tejadi selama pengoperasian 30 tahun. Desain Rolled Joint Tabung Tekan Masing-masing ujung tabung tekan diperluas hingga end fitting. Seperti terlihat pada Gambar 3. Desain rolled joint tabung tekan sangat sederhana, mencakup hanya 3 buah grooves pada end fitting hub. Tabung tekan dipasang ke ujung end fitting dengan shrink fit dan tabung lalu diperpanjang (perluas) secara roll ke dalam hub ini sekitar reduksi 12% dalam tebal dinding. Meskipun tidak ada aturan diberikan pada code ASME untuk penggunaan roll expanded joints dalam bejana kelas I, penggunaannya mereka telah dijastifikasi dan disetujui untuk aplikasi ini dengan testing dan analisis yang esktensif. [5] Sampel rolled joints tabung tekan telah mmenjadi program test ekstensif untuk mendemonstrasikan dapat diterimanya untuk penggunaan dalam kanal bahan bakar. Ujung kanal (End Fitting) Ujung kanal terletak pada masing-masing ujung tabung tekan sebagai ekstensi terluar dari tabung tekan. Ujung kanal dengan plug penutup yang dapat dipindahkan berfungsi untuk dapat memasukkan maupun mengeluarkan bahan bakar dengan menggunakan fuelling maschine. Fuelling machine adalah alat untuk memasukkan maupun mengeluarkan bahan bakar ke dan dari teras reaktor CANDU. Ujung kanal mengijinkan masing-masing tabung tekan dihubungkan ke pipa feeder yang merupakan bagian dari sistem transport panas (HTS). Untuk memenuhi kombinasi kekuatan tinggi dan untuk menghambat terjadinya korosi yang diperlukan oleh komponen ujung kanal, maka ujung kanal dibuat dari baja tipe 403 AISI. Permukaan yang bersinggungan antara end fitting dan tabung kisi yang menyangganya terbuat dari baja yang keras yang membentuk sleeve bearing yang mengijinkan kemungknan terjadinya sliding dari end fitting. Ujung dalam (inboard) dari masing-masing end fitting dihubungkan dengan salah satu ujung dari tabung tekan dengan rolled joint. Ujung outboard terdiri dari penutup yang dapat digerakkan dan memberikan
ISSN 1979-1208
108
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional fasilitas buat fuelling machine untuk dapat mengapit dan membuat seal tekanan tinggi untuk mengijinkan on power fuelling. Gambar 4. memperlihatkan bahwa di dalam masing-masing end fitting ada suatu lapisan baja yang berdiameter yang sama dengan tabung tekan sehingga bundel bahan bakar dapat melewati end fitting baik masuk maupun keluar tabung tekan. Selama pengoperasian reaktor, plug perisai (shield plug) digrendel ke dalam lapisan tabung yang berfungsi sebagai perisai radiasi. Aliran pendingin tidak dihambat oleh plug perisai karena aliran ini dapat lewat melalui lobang-lobang dalam lapisan tabung linier dan lalu bergerak ke arah luar dari lapisan tabung, dan pada Tabel 3. Terlihat Karakteristik Tabung Tekan Komponen terkait. End fitting didesain sebagai bejana kelas 1 dengan analisis stress elemen hingga yang disediakan untuk menunjukkan bahwa mereka memenuhi ketentuan limit stress dalam Section III dari ASME Code. Tabel 3. Karakteristik Tabung Tekan Komponen terkait [4,6,7] KOMPONEN Bahan Tekanan Desain Suhu Desain Tabung tekan Zr-2,5%wtNb 11,49 MPa di inlet 226,3 0C di inlet 10,648 MPa di outlet 314,70C di outlet End fitting SS tipe 403 11,81 MPa (inlet) 226,3 0C inlet Closure kanal
SS tipe 17-4PH
10,65 Mpa di outlet
314,7 0C outlet
Gambar 3. End Fitting [2,6]
Gambar 4. Desain Rolled Joint Tabung Tekan [2,6]
ISSN 1979-1208
109
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional
4.
KESIMPULAN
Dalam desain Reaktor CANDU terdapat sistem keselamatan khusus (special safety system) yang didesain terpisah dan tidak bergantung pada sistem yang digunakan untuk pengoperasian normal. Sistem keselamatan khusus dipersyaratkan mempunyai tingkat ketersediaan (maintainability) yang tinggi dan dapat menjamin proteksi bagi masyarakat terhadap terjadinya kegagalan pengoperasian reaktor. Adanya pemisahan fungsi moderator dan pendingin memberikan konsep tabung tekan pada Reaktor CANDU. Tabung tekan di Reaktor CANDU digunakan sebagai pengganti bejana tangki tekan yang berdinding tebal dan pejal. Tabung tekan adalah komponen reaktor yang terkena kombinasi strees yang tinggi dan radiasi yang tinggi dan mudah diganti. Code desain utama yang digunakan untuk desain keselamatan CANDU yang berhubungan dengan komponen yang tahan tekanan adalah Standar Nasional Kanada, yaitu standar CAN dan CSA
DAFTAR PUSTAKA [1.] CANDU overview Workshop, AECL-Mississauga, 1997 [2.] E.G PRINCE, “Highlight of the Metallugical Behaviour of CANDU Pressure Tubes”, AECLCANDU, mississauga, 1991. [3.] CANADIAN STANDARTS ASSOCIATION CAN3-N285.1-M81, Requirements for class 1,2, and 3 Pressure-Retaining system and components in CANDU Nuclear Power Plants, 1984 [4.] TJIPTA SUHAEMI, “Review of Canadian Nuclear Safety Philosophy and CANDU Reactor Safety Design”, AECL-CANDU Operations, Mississauga, 1987. [5.] __________,Training Program on Nuclear Facilities Licensing and safety Compliance,AECB, Ottawa, 1996 [6.] E.G.PRICE, Replacement of Pressure Tubes in CANDU Reactors, AECL-CANDU, Nississauga, Ontario, July, 1991. [7.] E.G. PRICE, Introduction to Fuel Channel Technology, AECL, Misssisauga, December, 1995. [8.] J.R.MAC EWAN, et al, CANDU Fuel : Fast, Present and Future, IAEA-CN-42/143, Vienna, 1983. DISKUSI 1. Pertanyaan dari Sdr. Hadi Suntoko (PPEN-BATAN) Apakah desain CANDU cocok diterapkan di Indonesia? Jawaban: Dari segi keselamatan, reaktor CANDU telah memiliki kriteria keselamatan yang memenuhi persyaratan IAEA.
ISSN 1979-1208
110
