Proceedings Seminar Heaktor Nllklir dalam Pene/itian Sainsdalt Teklwlogi Menlljll Em Tinggal Landas

Ba.ndllng, 8 - 10 Oktober1991PPTN - BATAN

ANALISIS KUALITATIF PENGARUH PERUBAHAN TEKANANTURBIN TERHADAP BEBERAPA PARAMETER REAKTOR DAY A

JENIS BWR

Tjipta Suhaemi, DjokoHari N, Suharyo WidagdoPusat Penelitian Teknologi Keselamatan Reaktor- Badan Tenaga Atom Nasional

ABSTRAK.ANALISIS KUALITATIF PENGARUH PERUBAHAN TEKANAN TURBIN TERHA­

DAP BEBERAPAPARAMETER REAKTOR DAYAJENIS BWR. Sistem pengendalian turbinmerupakan salah satu sistem yang digunakan untuk mengendalikan reaktor daya. Dalammakalah ini dilakukan analisis pengaruh dari perubahan pengesetan tekanan turbinterhadap beberapa parameter reaktor untuk reaktor daya jenis BWR. Sebagai model diambilsimulasi reaktor daya jenis BWR menggunakn komputer hibrida. Komputer hibrida adalahsuatu sistem komputer yang terdiri dari komputer analog EAI-2000 dan komputer digitalG-8050. Simulasi reaktor daya jenis BWR ini diperoleh dengan membagi model simulasi kebagian analog dan digital. Sistem pengendalian reaktor, kinetika reaktor, perpindahan panasbatang bahan bakar, dinamika void disimulasikan ke dalam bagian analog, sedangkanperhitungan termohidrolika dilakukan oleh bagian digital. Dari hasil analisis diperolehbahwa pengurangan tekanan turbin 10%dan 20% mengakibatkan fluks netron, suhu bahanbakar, jumlah panas yang diserap pendingin menurun dan kemudian naik sampai tingkatkestabilan. Sedangkan laju alir uap bejana dan laju alir uap turbin naik kemudian turun dantekanan di dalam teras reaktor serta tekanan sungkup menurun. Laju pompa resirkulasi,aliran masuk teras dan·ketinggian air reaktor tetap.

ABSTRACTQUALITATIVEANALYSISOF THE INFLUENCE ATTURBINE PRESSURE CHANGE

ON SOME PARAMETERS OF THE BOILING WATERREACTOR (BWR).Turbine pressurecontrol system is one of the systems used to control a nuclear power plant. The influence ofturbine pressure setting change on some reactor parameters for the BWR is analysed in thispaper. A simulation of a BWR type nuclear power plant was used as a model using a hybridcomputer. A hybrid computer is a computer system that consisted of a EAI-2000 analogcomputer and a G-8050digital computer. This simulation ofthe BWRtype nuclear power plantis obtained by dividing the simulation model to analog and digital parts. The reactor controlsystem, reactor kinetics, fuel element heat transfer, void dynamics are simulated into analogpart, while the thermohydraulic calculation is done by digital part. The result obtained showsthat the pressure decrease of 10% and 20% caused the decrease of the neutron flux, fueltemperature,heat flux absorbed by coolingand then they increased to the stable level. Whilethe vesel and turbine steam flowrate increased then decreased and the pressure in the reactorcore and the cover decreased. The recirculation pump rate, reactor core flow and water levelwas constant.

PENDAHULUAN

Reaktor daya jenis BWR atau reaktor airmendidih merupakan suatu reaktor termalyang memakai air sebagai pendingin dan mode­rator. Pada reaktor BWR, panas yang dihasil­kan oleh reaksi pembelahan inti di dalam terasreaktor digunakan untuk mendidihkan air. Uapyang terjadi setelah dipisahkan dari butir-butirair oleh separator dan pengering keluar daribejana reaktor menuju turbin. Turbin ini memu­tar generator listrik untuk menghasilkanlistrik. Sebagian besar uap dari turbin mengalirke kondensor dan uap ini akan berkondensasimenjadi air lagi. Diagram reaktor daya BWR

dapat dilihat pada GambaI' 1 (lihat halamanberikutnya).

Sebagai model diambil simulasi reaktor da­ya jenis BWRmenggunakan komputer hibrida.Sistem komputer hibrida merupakan suatu sis­tern komputer yang terdiri dari dua komputerutama yaitu komputer analog dan komputerdigital yang dilengkapi dengan antar muka danisyarat sedemikian sehingga mereka dapat ber­operasi secara simultan dalam mengolah dan/atau memecahkan permasalahan atau bagian­bagian dari permasalahan.

163

Proceedi.ngs Seminar Reakwr Nuklir dalam Penelitian Sainsdan Teklwlogi Menuju Era lYnggal Landas

B(Jndung. 8· 10Ohwber 1991PP1'N· BA1'AN

r--'II Sistem Pengendalian _

Tekanan

BejanaReaktor

~ ~_~RV/SV

'-"1 .. fLj: '-1,

i f:'~.1.::r=--- --,=~~~=I,~ _ -1._ •••• -- -.-,-.

I i .:ici.:.:=:.c': l ---I' -0::''"'=.,,"-- i J I

! ioi~ - .- II I r-( r 1:-::J

) 'om •• R •• ,,,",,,,~ /~

c_.....

III

II1--_._

BV

CV

"---..,iI

-..I

GambaI' 1. Diagram reaktor daya jenis BWR

Model simulasi reaktor BWRdibagi ke da­lam bagian analog dan bagian digital. Modeldengan time-constant yang pendek dikerjakanpada bagian analog, sedangkan model denganpengoperasian aritmatika non-linear dan peng­operasian logika ditangani oleh bagian digitaL

Sistem pengendalian reaktor, kinetika re­aktor, perpindahan panas batang bahan bakar,dinamika void disimulasikan ke dalam bagiananalog, sedangkan perhitungan termohidrolikauntuk sa luran pendidihan teras dan perhitung­an resirkulasi dilakukan oleh bagian digital.

Di dalam simulasi reaktor BWRini diguna­kan 3 jenis sistem pengendalian yaitu: sistempengendalian turbin, sistem pengendalian alir­an resirkulasi dam sistem pengendalian air um­pan. Sistem pengendalian tekanan turbinmerupakan salah satu sistem yang digunakanuntuk mengendalikan reaktor daya jenis BWR.Dalam makalah ini dibahas analisis dari sis­tern pengendalian tekanan turbin.

Sistem pengendalian tekanan turbin men­cakup perhitungan tekanan turbin dan aliranturbin.

Persamaan tekanan turbin (Pt):

dPt / dt = (~s .. mt) / [Vmsl (p / P) g] (1)

llt = laju aliI' uap di turrbinIlls = laju aliI' uap utamaVmsl = volume pada jalur uap utamaUntuk aliran turbin digunakan persamaan:

(2)

~It * = laju aliI' uap di turbin yang diharapkanf(Xcv)= karakteristik fungsi pengendalian

Pada bagian digital dilakukan perhitunganuntuk kesetimbangan massa dan energi di da­lam teras, kesetimbangan massa dan energi didalam kubah bejana, perhitungan aliran pendi­ngin dan air umpan.

Di dalam bejana reaktor berlaku persama­an kesetimbangan energi dan massa sebagaiberikut:

d / dt (MgD) = ~f.g - Xsep msep (3)

d / dt (MfD)= ~ - ~f g - ( 1 - X ) m (4)c - sep sep

164

Proceedings Seminar Reaktor Nuklir dalam Penelitian Sainsdon Teknologi Menujll Era Tinggal Landas

[Xsephg - (1 - Xsep) hr] msep (6)

:MgD= massa uap di dalam bejana reaktorMfD = massa cairan di dalam bejana reaktorMge = massa uap di dalam teras:Mfe = massa cairan di dalam terasvg = volume jenis uap"If = volume jenis cairan h = entalpi uap] I" g1f = enta pi calranhe = entalpi pada masukan teraslTIf_g = laju alir evaporasime = laju alir ke teras reaktor1TIsep= laju alir melalui separatorXsep = kualitas keluaran plenumqfe = panas di dalam teras

Dari eliminasi keempat persamaan di atasdiperoleh persamaan untuk perubahan tekananteras reaktor yaitu:

dP e / dt = ( Qf-e- h me - cA) / B (7)

dengan:

A = Xsep vf Inse + vf (rose - me)

B = Mgg [(ab / DP) g - (Dv/ dF)g] + MfD[(ah /Dp)f. (Dv/ DP)f] - VdJc = hf_g/ Vf.

'If = perubJhan volume jenis]~assa total:

dM / dt = ~ - ~ p (8)ep e se

M = massa total di dalam teras dan plenumU~luk kesetimbangan massa di dalam kubahuap digunakan persamaan berikut:Laju aliI' separator (m )sep

msep = ~(Pe - Pd/ ksep (9)

Ie = koefisien rugi friksi separatorsep'rehnan di dalam kubah(P d)

dP d / dt = (Xsepmsep - ms) / [Vd (D / DP)g](10)

Laju alir uap utama (ros)

(11)

VD = volume teras dalam plenumPc = tekanan terasP d = tekanan dalam bejana/sungkup reaktorkmsl = koefisien rugi friksi sa luran uap utama

HAHAN DAN METODA

Peralalan

Sistem komputer hibrida terdiri dari sis­tern komputer analog EAI- 2000 dan sistemkomputer digital TOSBAC G-8050. Diagram

Bandllng, 8 - 10 Oktober 1991PPTN - BATAN

model simulasi reaktor daya jenis BWR dapatdilihat pada GambaI' 2 (lihat halamn berikut).Untuk memperoleh simulasi reaktor jenisBWR, selain pelaksanaan patching berdasarpersamaan mesin bagian permasalahan dikomputer analog, dilaksanakan pula programdalam bahasa fortran pada komputer digitaldengan bagan alir seperti tercantum dalamGambaI' 3.

Setting CSSR, DAM, ADC,I/O, Kondisi awal

_______ i _Cetak harga kondisi awal

Input

Hitung semua variabel

Hitung model dinamika dengan hybriddengan memasukkan hargakonstanta dan faktor skala

Gambar 3. Diagram alir program komputerdigital

165

Proceedings Seminar Reaktor Nuklir dalam Penelitian Sainsdan Tekrwlogi Menuju Era TinggaJ Lamias

Baadung, 8 - 10 Oktober 199.1PPTN - BAT AN

rl! .

Dinamika

N.utron

~n Suhu

Bahan bakar

Generasi

Panas

Gendall

Air-Umpan

-~-t i i!)I - I I- ! i I! I , •I I i. l. i I II .. ,I I. l I. l \ Il ms ! ! J

,---.-.--.-.-.----- ~_._. __.l I !! i i !I '. Ii I I i I

! I:' ( i

i } II I-~~~t ---u-C I-~---t; -----t·--I I tI i Ii i ii ..- I I

m,...J . I-~~ I ._._._!-....I I

X F iNp_._._.~._. _._._. _ •..L

i rDOpO~~+Ii

f~Oid

[~:eIO") Ii

[_L __ \

Dinamika

VOid Ij

rI1

i!llI!,iIi!,r

i __" --- -_.-------$--III

I

i

I C. r

i__~G~._. __ . ._. _ .Keset'mbangan

< Analog>

< Digital>

Tekanan

T8kananTurbin

Energ, dan Massa

Kendall ,~IiranResi rI;u lasi

Gambar 2. Diagram model simulasi reaktor BWR

166

Proceedings Seminar Reaktor Nuklir dalam Peneliti(1l~Sainsdan Telmowgi Menuju Era Tinggal Landas

Handling, 8·10 Oktober 1991PPTN· BATAN

RESPO~! :

- -- ---- - •......-- .•.•.•.- •.... -- ---- •••..•....... ----- -.•.------ ...•...---- .•.•.•..•..•..•..•. --- -- -..

GambaI' 5 .Pengurangan tekanan turbin 10 %

--.._. _.- ---------(

8. 888tle. teet

1.888«..8.9881

M88«..1.8eet

-1.88lH. mt

'l.Iee,~.1808

fiLE "AIN "E"DRYtREAT£\) 81/2£/'1 18:2£

ALIRAN VAF EEJANii JP.U.

PERV9AHAN TWIIIAH TUR91N -,

t6/t"2 ~.3.1888.1.1888

0" •••• , •• __ ~ __ • ••• Le. 88ee,'. S8.8

: Po:-

~

P.U

'-

-2.eeel8.£e0'" I I I f i

~.5B8 5.8(', 2.588 18.B8 12.~06 15.08 17.58 28.08 22.5' SECON'S

\

c. /ceeJ3. eree

e.6.,eJ2.eeeel J ·2.eee.O.6eell

~.eee 2.~n ~.m U81 ;e.u t2.~8 l~.ee I1.S8 28.89 21.58 SEtOMOS

•. &088j40881tII

·mt..a.6888 .• B88

8.0 ••

GambaI' 4.Kondisi awal tanpa perubahan teka­nan turbin

Terlihat dari GambaI' 4 bahwa sebelumadanya perubahan tekanan turbin, besaranfluks neutron (N), tekanan di teras(DPC) danaliran uap bejana (MS) berada dalam keadaanstabil masing-masing dengan besar 1 p.u(satuan per unit), 4,6 kg/cm2 dan 1,0 p.u.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Pelaksanaan simulasi reaktor daya jenisBWR dilaksanakan dengan membagi model si­mulaf;i menjadi 2 bagian yaitu bagian analogdan bagian digital.

Untuk bagian analog terdiri dari: diagramdinamika neutron, diagram pengendalian alir­an re;3irkulasi, diagram pengendalian air um­pan dan diagram pengendalian tekanan turbin.Diagram tersebut dapat dilihat pad a daftar pus­taka (i.

E:imulasi diperoleh dengan melakukanlinglwge antara komputer digital TOSBACG-80tiO dengan komputer analog EAI-2000melalui CSI (Control and set-up interface) danSPI (Standard parallel interface).

Dari percobaan diperoleh GambaI' 4 yangmenunjukkan kondisi fluks neutron, tekanan diteras dan aliran uap bejana untuk kondisi sebe­lum adanya perubahan tekanan turbin (DPT),sedangkan hasil dari perubahan pengurangantekanan turbin 10%,20%dan kenaikan tekananturbill 10%yang dilakukan masing-masing se­telah 1 detik ditunjukkan oleh GambaI' 5, 6 dan7.

Tala kerja1. Dibuat patching rangkaian analog dari per­

samaan dinamika neutron dan sistem pe­ngendalian. Rangkaian analog dapat dilihatdari daftar pustaka [5].

2. Dibuat program dalam bahasa fortran untukbagian yang harus diselesaikan dengankomputer digital.

3. Dilakukan linlwge antara komputer digitaldan komputer analog

4. Dibuat grafik kondisi awal fluks neutron,tekanan di teras dan laju aliI' uap untukkondisi sebelum diadakan perubahan tekan­an turbin.

5. Dilakukan perubahan pengesetan tekananturbin sebesar -10% dan dibuat grafik seba­gai efek perubahan tekanan turbin terhadapperubahan fluks neutron, tekanan di dalamteras, tekanan sungkup, suhu bahan bakar,jumlah panas yang diserap, aliran uap mela­lui bejana reaktor, laju aliI' uap, ketinggianair reaktor, laju pompa resirkulasi, aliranma:3uk teras.

6. Dilakukan perubahan pengesetan tekananturbin sebesar -20% dan +10% dan ditinjauefeknya terhadap perubahan fluks neutron,tekanan di dalam teras dan laju aliI' uap.

7. Dilakukan analisis secara kualitatif penga­ruh perubahan tekanan turbin tersebut.

167

Perubahan Besar nilai / hargatekanan

DPTDPCNMSturbin (%) (kg/cm2(kg/cm2)(p.u)(p.u)

0

0,004,601,001,00-10

- 0,703,900,941,05-20

- 1,403,200,881,10+10

0,705,301,060,95

Proceedings Seminar Reaktor Nllklir dalam Penelitian Sai,u;dan Tektwlogi Menlljll Era Tinggal Landas

Gambar 5 menunjukkan pengurangan te­kanan turbin 10%yang ditandai dengan turun­nya tekanan turbin dari 0 menjadi -0,7 kg/cm2.,tekanan di teras reaktor menurun dan setelah 5detik menuju stabil dengan besar tekanan 3,90kg/cm2. Fluks neutron menunjukkan penurun­an sampai 0,94 p.u dalam waktu 1 detik dankemudian naik dan menuju kesetimbangan p­ada 1,0 p.u setelah 7,5 detik. Sedangkan aliranuap bejana naik dari 1,0 p.u sampai 1,05 p.udalam waktu 1 detik kemudian turun menujukesetimbangan setelah 5 detik.

FILE "RIH "E"ORVtRERTED al/31/91 lam

RLIRRH URP BEJRH': jP.lI.

PEP-U8RHRH TEKRHRH TURBIH ..,K6/tr.: L

:.'''1' ""

•• &&e8 1. e •• !

1. 8eoeL" ge8e,

1.0000

e. geee

J3andllng, 8·10 Oktobel' 1991PPTN· BATAN

RliRRH URP HJRHRP.U.

PERUBRHRH T!KRHRN TURBIN

KE/tr.: ~~--r---,3.0e0e_I.11

, .~ .-.,.­' /' ..'''''''':-'''-''..•..... -

,.5 •• 5.«(":' 7.m le.ee :2.50 15.00 17.50 2e.ee

'1.eer·me'2.eee!,e.6eee

n. 5& mOHO)

81/31/91 ulle

e.aeeeJ4.eeee.

a'laeat-aeaa

e. 6e8eleeoo,•. eee

e.MoeU.B

-1.eeeLe.1

-2.e\e~Le.Ej I I I I --r-- I

2.see 5.eef 1.508 : •• 00 12.59 15.U 17.5& 28.Be 22.58 SECOHOS

Gambar 6. Pengurangan tekanan turbin 20 %

Gambar 6 menunjukkan pengurangan te­kanan turbin 20%dan diperoleh polayang sarnaseperti pada Gambar 5 namun dengan mag­nitude yang lebih besar. Pola yang terbalik de­ngan magnitude yang sarna diperoleh untukperubahan kenaikkan tekanan turbin 10% se­perti terlihat pada Gambar 7.

Besar nilai perubahan tekanan turbin(DPT), perubahan tekanan di teras (DPC),perubahan fluks (N) dan aliran uap bejanadapat dilihat dari Tabel di sebelah.

Diperoleh hasil percobaan dari perubahanpengurangan tekanan turbin sebanyak 10%terhadap suhu bahan bakar (TF),jumlah panasyang diserap pendingin (Q), perubahan tekanansungkup reaktor (DPD, ketinggian air reaktor(DL),laju pompa resirkulasi (NP), aliran masukteras (MIN), aliran uap turbin (MT)dan aliranair umpan (MFW)dapat dilihat pada GambaI' 8dan 9.

GambaI' 7. Kenaikan tekanan turbin 10 %

Dapat dijelaskan bahwa pengurangantekanan turbin akan mengakibatkan berku­rangnya tekanan pada teras reaktor (DPC) danjuga tekanan pada sungkup reaktor (DPD).Ber­kurangnya tekanan teras reaktor akan mem­buat 'void bertambah banyak dan produksi uapmeningkat. Jumlah void yang meningkat akanmengakibatkan berkurangnya kebolehjadianterjadinya reaksi fisi, pada kondisi tersebut lajureaksi fisi per detik menu run sehingga fluksneutron menurun. Turunnya fluks neutron a­kan mengurangi fraksi void dalam teras danproduksi uap bejana reaktor turun sehinggaaliran uap pun menurun. Berkurangnya fraksivoid akan meningkatkan kembali laju reaksi fisisehingga fluks neutronnaik kembali. Demikianseterusnya hingga tercapai kesetimbanganfluks neutron dan kesetimbangan produksi uapbejana akibat umpan balik reaktivitas karenavoid negatif.

168

Proceedings Seminar Reaktor Nuklir dalam Penelitia!t Sainsdan Tekrwlogi Menuju Era Tinggal Landas

Bandung, 8 - 10 Oktober1991PPTN - BATAN

3 Dl,I"!

I ,. Z (. J"l rll>lQ. VQN6 DISER:U> PfNDIN&JN ~ DPOL...:_--1 PU

1.leeer-alee

·e. 22eJI.88&,0~\

·1.s~all.'82<1

·~·J8IIj'·994!

s. ee ••• 1.ma

4. aa88.'. 518e

2.eeell-"8.sae

Suhu bahan bakar dalam teras berkurangdengan turunnya fluks neutron dan akan naikdengan bertambahnya fluks neutron. Begitupula panas yang diserap oleh pendingin akanmengikuti pola fluks neutron. Dari grafik inidapat juga dilihat bahwa laju alir air dan lajualiI' air umpan tidak berubah.

Ketinggian air reaktor pada peristiwa iniakan tetap karena aliran air umpan tetap beker­ja untuk menjaga kesetimbangan ketinggian airdalam bejana reaktor.

Sedangkan laju pompa resirkulasi tetap,aliran air umpan dalam keadaan setimbang,aliran masuk ke teras reaktor akan tetap se­hingga ketinggian air dalam bejana akan tetap.

.... - .....•.........•... -- -- -"' --- .. --- ......•.. - •. -- ..- .. -- ..-- "' ..--- .. --------- --- ..-- ..--- - ....•.. ---- .

Gambar 8. Efek pengurangan tekanan turbin10 % terhadap TP, Q, DL dan DPT

FILE ~RJN MEMORY

(RE~JEO 89/8S"1 15:34

~1 "' Ri.IRRN URP IURJlN 3 ~JN RlI~RN KASUKRN kE JERRS JP.L:. P.U.

r 2 "'U RI.IRQ>; RiQ UMPRM 4 NP l.JU ?O~PR RESIiKULRSI -,

• ~ P.uP. u. .j.

•.•m '·'~r--- c"u.o'"

:::1: J:::-=-~=------------ ::::::

··~t~'-------------·---------~8.92ell.14&8

"""]'~... 'j"".U58eJ8.6000+ -\.e.6&1.98&&a.&EI 2.58& 5.ele 1.:180 J9.&& \1.50 15.11e 11.;0 le.oe 22.58 SECONDS

Gambar 9. Efek pengurangan tekanan turbin10 % terhadap MP, MFW, MTN dan NP

DAFTAR PUSTAKA

KESIMPULAN

Simulasi reaktor daya jenis BWR dapatdisusun dengan menggunakan sistem komputerhibrida. Dengan simulasi reaktor daya meng­gunakan komputer hibrida ini respon dari per­ubahan parameter yang dinginkan dapat dike­tahui secara cepat.

Dari perubahan pengesetan tekananturbin dengan pengurangan 10%diperoleh fluksneutron yang menurun kemudian naik sampaitingkat kestabilan. Begitu pula suhu bahan ba­kar rata-rata,jumlah panas yangdiserap pendi­ngin mula-mula menurun kemudian naik danakhirnya menuju kesetimbangan. Sedangkanlaju aliI' uap bejana reaktor dan laju alir uapturbin mula-mula naik kemudian turun dantekanan di dalam teras dan sungkup menurun.Laju pompa resirkulasi, aliran masuk teras,aliran air umpan dan ketinggian air reaktordalam keadaan setimbang.

Untuk pengurangan tekanan turbin yanglebih besar (20%)diperoleh pola yang sarna na­mun dengan magnitude yang lebih besar. Untukperubahan kenaikkan tekanan turbin diperolehpola dan hal yang terbalik.

1. Archie W. Culp., Principles of Energy Conversion, McGraw Hill (1979).2. Toshiba, Advance Boiling Water Reactor.3. IAEA Bulletin, vol 31 No.3 (1989).

4. HYB-101, Hybrid Computer System Programming Manual, Toshiba Corp, Tokyo (1980).

169

Proceedings Seminar Reaktor Nllklir dalam Penelilian Sailtsdan Teknologi Menlljll Era Tinggal Landas

Bandllng, 8 - 10 Oktober1991PPTN - BATAN

5. Tjipta Suhaemi dkk., Studi awal perencanaan simulasi reaktor daya jenis BWRmenggunakan komputer hibrida, Lokakarya Komputasi dalam Sains clan Teknologi Nuklir,Jakarta (19-20 Februari 1991).

6. Tjipta Suhaemi dkk, Simulasi reaktor daya jenis BWR menggunakan komputer hibrida,Laporan tahunan PPTKR 10990/1991 (PPTKR 21/91).

170