RINGKASAN Penelitian ini menganalisis tegangan akibat temperatur dan tekanan pada dinding bejana tekan reaktor tipe PWR bagian atas. Hal ini sangat penting dilakukan, terkait bejana tekan reaktor berfungsi sebagai penahan material radioaktif selama terjadinya reaksi nuklir dan merupakan salah satu struktur paling kritis dalam prioritas keselamatan reaktor. Permasalahan yang umum terjadi adalah berapa besar pengaruh temperatur dan tekanan yang diterima dinding bejana tekan reaktor. Tujuan penelitian untuk mengetahui karakteristik dan titik kritis yang terjadi pada dinding bejana tekan reaktor, sehingga memenuhi standar aman berdasarkan ASME III. Metode simulasi dengan menggunakan perangkat lunak MSC Nastran telah dilakukan, proses dalam simulasi meliputi tahap pre-processing pada perangkat lunak MSC Patran: 1) Desain geometri bejana tekan reaktor sebagai input, 2) meshing atau diskritisasi model geometri, 3) insert properties material, 4) load boundary codition penetapan tumpuan dan beban, solver: analysis beban dan tumpuan pada perangkat lunak MSC Nastran, dan post-processing: result pada perangkat lunak MSC Patran. Dalam penelitian ini, tiga kondisi telah digunakan yaitu kondisi desain sebagai batas atas operasi dengan temperatur 343,33˚C dan tekanan 17,1 MPa, kondisi operasi normal pada temperatur 288˚C dan tekanan 15,51 MPa dan kondisi uji hidrostatik untuk mengetahui kebocoran pada bejana tekan reaktor pada temperatur 48˚C dan tekanan 21,37 MPa. Sedangkan variabel bebas dan terikat masing-masing adalah temperatur, tekanan, jenis bejana tekan reaktor dan material penyusunnya serta tegangan von mises. Hasil simulasi menunjukan karakteristik dan titik kritis akibat beban temperatur, tekanan dan beban kombinasi. Tegangan Von mises (σ’) tertinggi terjadi pada daerah sekitar nozzle inlet dan outlet. Nilai tegangan Von mises (σ’) tertinggi akibat beban temperatur pada kondisi desain 38,5 MPa, kondisi operasi 31,7 MPa, dan kondisi uji hidrostatik 2,31 MPa. Akibat beban tekanan pada kondisi desain 413 MPa, kondisi operasi 375 MPa, dan kondisi uji hidrostatik 516 MPa. Akibat beban kombinasi pada kondisi desain 409 MPa, kondisi operasi 371 MPa dan kondisi uji hidrostatik 516 MPa. Perbandingan tegangan von mises hasil simulasi terhadap tegangan izin (σs) diperoleh akibat beban temperatur untuk kondisi desain adalah 5,57%, dan untuk kondisi operasi sebesar 4,59%, kemudian pada kondisi uji hidrostatik 0.33%. Hasil simulasi akibat beban tekanan pada kondisi desain adalah sebesar 59,85%, untuk kondisi operasi sebesar 54,34% dan untuk kondisi uji hidrostatik adalah 74,78%, dan hasil simulasi akibat beban kombinasi temperatur dan tekanan pada kondisi desain adalah 59,27%, untuk kondisi operasi sebesar 53,76% dan untuk kondisi uji hidrostatik sebesar 74,78%. Hasil pengujian yang telah dicapai dari ketiga kondisi masih memenuhi syarat tegangan izin (σs) yaitu 690 MPa. Berdasarkan pada hasil simulasi, maka dapat disimpulkan bahwa bejana tekan layak dioperasikan sampai pada batas tertinggi desain yaitu pada temperatur 343,33˚C dan tekanan 17,1 MPa. Disamping itu penggunaan simulasi melalui perangkat lunak (MSC Nastran) sangat effektif dan effisien dalam menganalisis unjuk kerja tabung bejana bertekanan (bejana tekan reaktor nuklir tipe PWR) yang berbahaya dan cukup rumit. Kata kunci: Bejana tekan, Reaktor PWR, Von mises, Simulasi, MSC Nastran. iii
SUMMARY This research has analyzed temperature and pressure effect on the reactor pressure vessel’s top wall. It’s very important, due to it’s function as radioactive materials barrier during nuclear reaction and also is one of the most critical structure in reactor safety priority. Most common problem that usual appears were, how much temperature and pressure effect to reactor pressure vessel’s wall. This purpose was characteristic and critical point of the reactor pressure vessel’s wall, in order to satisfy safety based on ASME III standard. Simulation method with MSC Nastran software has been used, include pre-process by MSC Patran software: 1) geometry design of reactor pressure vessel as input, 2) mesh geometry model, 3) insert material properties SA533 grade B1, 4) boundary condition load or define constraint and load, solver: load and constraint by MSC Nastran software and post-process: resulted by MSC Patran software. While applied three reactor condition: design condition as the highest operation limit at temperature 343.33˚C and pressure at 17.1 MPa, normal operation condition at temperature 288˚C and pressure at 15.51 MPa and hydrostatic test condition to check leakage on the reactor pressure vessel at temperature 48˚C and pressure at 21.37MPa. Independent and dependent variables were temperature, pressure, reactor pressure vessel type and properties material also von mises stress. Simulation has shown characteristic and critical point result of reactor pressure vessel due to the temperature, pressure and combination load both temperature and pressure. The highest Von mises stresses (σ’) were around nozzle inlet and nozzle outlet area. Due to temperature load at design condition was 38.5 MPa, at operated condition was 31.7 MPa and at hydrostatic tested condition was 2.31 MPa. Due to pressure load at design condition was 413 MPa, at operated condition was 375 MPa and hydrostatic tested condition was 516 MPa. Due to combination load at design condition was 409 MPa, at operated condition was 371 MPa and at hydrostatic tested condition was 516 MPa. Von mises stress (σ’) result compared against allowable stress due to temperature load at design condition was 5.57%, at operated condition was 4.59% and at hydrostatic tested condition was 0.33%, due to pressure load at design condition was 59.85%, at operated condition was 54.34% and at hydrostatic tested condition was 74.78%, due to combination load at design condition was 59.27%, at operated condition was 53.76% and at hydrostatic tested condition was 74.78%. Von mises stresses (σ’) from three simulation condition results were still qualified, where the allowable stress (σs) was 690 MPa. Based on analyzed result, can be concluded that reactor pressure vessel was proper to use up to highest design condition at temperature 343.33˚C and pressure at 17,1 MPa. Besides that, used MSC Nastran software simulation was very effective and efficient in nuclear reactor pressure vessel’s ability analyzed, which is dangerous and difficult enough. Key words: Pressure vessel, Reactor PWR, Von mises, Simulation, MSC Nastran.
iv
KATA PENGANTAR
Puji syukur penulis panjatkan kehadirat Tuhan Yang Maha Esa karena atas berkah dan rahmad-Nya, penulis dapat menyusun Tugas Akhir (Skripsi) yang berjudul “Studi Penentuan Titik Kritis Bejana Tekan Reaktor PWR Terhadap Temperatur dan Tekanan dengan Simulasi MSC Nastran” Penulisan Tugas Akhir (Skripsi) ini bertujuan untuk memenuhi syarat perkuliahan agar dapat menyelesaikan studi Strata Satu (S1) sebagai mahasiswa di Fakultas Teknik Universitas Udayana Dalam menyelesaikan proposal skripsi ini, penulis banyak mendapatkan bantuan serta bimbingan dari beberapa pihak, maka melalui kesempatan ini penulis mengahaturkan terima kasih kepada: 1.
Bapak Dr. Ir. Ketut Gede Sugita, MT selaku Ketua Jurusan Teknik Mesin Universitas Udayana.
2.
Bapak I Dewa Gede Ary Subagia, S.T.,M.T.,Ph.D. selaku Dosen Pembimbing I.
3.
Bapak Ir.I Nyoman Budiarsa, M.T.,Ph.D. selaku Dosen Pembimbing II.
4.
Bapak Dr. Roziq Himawan, M. Eng. selaku pembimbing PTKRNBATAN selama melakukan proses simulasi.
5. Orang Tua yang mendukung baik secara finansial juga spiritual. 6. Serta kepada teman-teman yang memberi dukungan dan semangat selama proses penulisan proposal skripsi. Demikian kata pengantar proposal skripsi ini, kiranya proposal skripsi ini dapat menambah ilmu dan wawasan pembaca. Sekian atas perhatiannya penulis ucapkan terima kasih.
Bukit Jimbaran, 28 Mei 2016
Penulis
v
DAFTAR ISI
LEMBAR PENGESAHAN ...................................................................................
i
LEMBAR PERSETUJUAN ..................................................................................
ii
ABSTRAK ..............................................................................................................
iii
ABSTRACT ............................................................................................................
iv
KATA PENGANTAR ............................................................................................
v
DAFTAR ISI...........................................................................................................
vi
DAFTAR GAMBAR ..............................................................................................
ix
DAFTAR TABEL ..................................................................................................
xi
BAB I PENDAHULUAN .......................................................................................
1
1.1
Latar Belakang ................................................................................................
1
1.2
Perumusan Masalah ........................................................................................
2
1.3
Batasan Masalah .............................................................................................
3
1.4
Tujuan Penelitian ............................................................................................
3
1.5
Manfaat Penelitian ..........................................................................................
3
BAB II DASAR TEORI.........................................................................................
5
2.1
Bejana Tekan (Pressure Vessel) .....................................................................
5
2.1.1
Reaktor Air Bertekanan (Pressurized Water Reactor, PWR) .............
7
2.1.2
Komponen Utama Bejana Tekan Reaktor ..........................................
8
2.1.3
Thermal Stress pada Bejana Silinder Dinding Tipis ...........................
9
2.1.4
Tegangan Internal pada Silinder .........................................................
11
2.1.5
Faktor Keamanan dan Tegangan Izin .................................................
14
2.1.6
Teori Kegagalan Statik .......................................................................
14
Konsep Finite Element Method (FEM) ..........................................................
15
2.2.1
Struktur dan Matrik Kekakuan ............................................................
17
2.2.2
Kesalahan Komputasi dan Diskritisasi dalam Analisi FEM ...............
19
2.3
Tetrahedral Mesh ............................................................................................
20
2.4
Konsep Simulasi .............................................................................................
21
2.4.1
22
2.2
Penggunaan MSC Nastran ..................................................................
vi
2.4.2
Pre/Post-Processing Software ............................................................
27
2.4.3
Fitur MSC Nastran ..............................................................................
27
BAB III METODOLOGI ......................................................................................
30
3.1
Kerangka Pikir ................................................................................................
30
3.2
Bagan Proses Simulasi ....................................................................................
30
3.3
Desain Bejana Tekan Reaktor PWR ...............................................................
32
3.4
Pemodelan Bejana Tekan Reaktor dengan software CAD .............................
34
3.5
Kondisi Uji ......................................................................................................
35
3.6
Tahap Simulasi Beban Temperatur, Tekanan dan Kombinasi........................
36
3.6.1
Pre-Processing Distribusi Temperatur ................................................
36
3.6.2
Solver Distribusi Temperatur ..............................................................
44
3.6.3
Post-Processing Distribusi Temperatur ...............................................
45
3.6.4
Pre-Processing Tegangan Panas..........................................................
47
3.6.5
Solver Tegangan Panas (Termal Stress) .............................................
52
3.6.6
Post-Processing Tegangan Panas (Termal Stress) ..............................
52
3.6.7
Pre-Processing Tegangan Internal (Internal Pressure Stress) .............
53
3.6.8
Solver Tekanan Internal (Internal Pressure Stress) .............................
54
3.6.9
Post-Processing Tekanan Internal (Internal Pressure Stress) ..............
54
Validasi Model ................................................................................................
54
3.7.1
Validasi Model Terhadap Beban Tekanan ..........................................
56
3.7.2
Validasi Model Terhadap Beban Temperatur .....................................
58
Evaluasi Tegangan Hasil Simulasi Terhadap Tegangan Izin (σs) ..................
59
BAB IV Hasil Dan Pembahasan ...........................................................................
61
4.1
Hasil Simulasi Karakteristik dan Titik Kritis Bejana Tekan Reaktor PWR ...
61
4.1.1
Hasil Simulasi Beban Temperatur (Thermal Load) ............................
63
4.1.2
Hasil Simulasi Beban Tekanan Internal (Internal Pressure) ...............
64
4.1.3
Hasil Simulasi Kombinasi Beban Temperatur (Thermal Load) dan
3.7
3.8
4.2
Tekanan Internal (Internal Pressure) ...................................................
66
Evaluasi Tegangan Hasil Simulasi Terhadap Tegangan Izin (σs) ...................
67
vii
BAB V PENUTUP..................................................................................................
69
5.1
Kesimpulan .....................................................................................................
69
5.2
Saran .............................................................................................................
70
DAFTAR PUSTAKA ............................................................................................
71
LAMPIRAN ............................................................................................................
72
viii
DAFTAR GAMBAR
Gambar 2.1 (a) Bejana tekan dinding tipis (b) Bejana tekan dinding tebal ...........
5
Gambar 2.2 Bejana Tekan Vertikal (kiri) dan Horizontal (kanan) .........................
6
Gambar 2.3 Konstruksi Bejana tekan reaktor PWR ...............................................
10
Gambar 2.4 Tegangan yang terjadi pada bejana tekan dinding tipis ......................
11
Gambar 2.5 Tegangan hoop pada dinding bejana tekan.........................................
12
Gambar 2.6 Tekanann internal pada bejana tekan dinding tipis ............................
13
Gambar 2.7 Ilustrasi langkah-langkah dalam FEM ................................................
16
Gambar 2.8 Struktur beam sederhana ....................................................................
19
Gambar 2.9 (a) Pemberian beban pada suatu plat, (b) Model elemen hingga........
20
Gambar 2.10 Bentuk tetrahedral pada metode numerik .........................................
21
Gambar 2.11 Main menu pada MSC Nastan/Patran ..............................................
23
Gambar 2.12 Pilihan pada jendela import file ........................................................
24
Gambar 2.13 (a) Iso Mesh, (b) Paver Mesh, (c) Tet Mesh, (d) Sweep Mesh ........
25
Gambar 2.14 Jendela properties material ...............................................................
26
Gambar 3.1 Kerangka piker penentuan titik kritis bejana tekan reaktor ................
31
Gambar 3.2 Bagan alir proses simulasi analisi tegangan panas bejana tekan reaktor pada MSC Nastran ..................................................................
32
Gambar 3.3 Desain geometri bejana tekan reaktor ................................................
34
Gambar 3.4 Model geometri dinding bejana tekan reaktor bagian atas .................
35
Gambar 3.5 Jendela new data base ........................................................................
37
Gambar 3.6 Jendela new model preference ............................................................
37
Gambar 3.7 Jendela import pada MSC Nastran .....................................................
38
Gambar 3.8 Jendelah coordinat geometri ...............................................................
49
Gambar 3.9 Jendela finite elements .......................................................................
40
Gambar 3.10 Diskritisasi model geometri dindig bagian atas ................................
40
Gambar 3.11 Jendela material properties ...............................................................
41
Gambar 3.12 Jendelah input data properties material ............................................
42
Gambar 3.13 Tampilan langkah proses load temperature ......................................
43
Gambar 3.14 Tampilan proses pemberian konveksi udara bebas ..........................
44
Gambar 3.15 Tampilan proses analisi ....................................................................
45
ix
Gambar 3.16 Tampilan proses attach file ..............................................................
45
Gambar 3.17 Tampilan proses result ......................................................................
46
Gambar 3.18 Distribusi temperatur 343,33 ˚C ......................................................
46
Gambar 3.19 Tahap proses create new field ..........................................................
47
Gambar 3.20 Tampilan proses material input ........................................................
48
Gambar 3.21 Tampilan proses penetapan material material properties .................
49
Gambar 3.22 Tampilan proses load temperature ....................................................
50
Gambar 3.23 Tampilan proses penentuan tumpuan ...............................................
51
Gambar 3.24 Tampilan proses analyze ..................................................................
51
Gambar 3.25 Tampilan proses result ......................................................................
52
Gambar 3.26 Potongan dinding Bejana tekan reaktor bagian atas tanpa nozzle ....
55
Gambar 3.27 Diskritisasi model geometri untuk validasi dengan tetmesh ............
55
Gambar 3.28 Distribusi tegangan Von Mises ........................................................
57
Gambar 3.29 Distribusi temperature ......................................................................
58
Gambar 3.30 Tegangan Von Mises akibat beban termal .......................................
59
x
DAFTAR TABEL
Tabel 2.1 Batas intensitas tegangan dan potensi kegagalan pada setiap kategori stress ........................................................................................................
14
Tabel 3.1 Parameter desain bejana tekan reaktor PWR ..........................................
33
Tabel 3.2 Properties material SA533B -1 ...............................................................
33
Tabel 3.3 Kondisi simulasi pada perangkat lunak MSC Nastran ............................
36
Tabel 3.4 Rumus perhitungan analitik untuk validasi .............................................
57
Tabel 4.1 Data hasil simulasi ..................................................................................
61
Table 4.2 Titik kritis terhadap beban temperature ..................................................
63
Table 4.3 Titik kritis terhadap beban tekanan internal ............................................
65
Tabel 4.4 Titik kritis terhadap beban kombinasi temperature dan tekanan internal
66
Tabel 4.5 Perbandingan tegangan akibat temperatur dan tegangan izin ................
68
Tabel 4.6 Perbandingan tegangan akibat tekanan internal dan tegangan izin .........
68
Tabel 4.7 Perbandingan tegangan akibat beban kombinasi dan tegangan izin .......
68
xi
DAFTAR GRAFIK
Grafik 4.1 Perbandingan nilai tegangan von mises pada tiap kondisi simulasi ......
xii
61
