Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan-Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Desember 2003 ISSN 1693 - 7902

ANALISIS TEKANAN UNTUK KEJADIAN OPERASIONAL TERANTISIP ASIKEHILANGAN BEBAN PADA REAKTOR PWR

Budi Rohman, Liliana Yetta Pandi, Marsono D. Soebagijo,Pusat Pengkaj ian Keselamatan Reaktor (PPKRe), Biro Perencanaan - BAPETEN

ABSTRAKANALISIS TEKANAN UNTUK KEJADIAN OPERASIONAL TERANTISIP ASIKEHILANGAN BEBAN PADA REAKTOR PWR. Untuk maksud studi mengenaikriteria penerimaan untuk transien reaktor daya, telah dilakukan analisis keselamatanterhadap reaktor PWR. Analisis ini dipus atkan pada tahap-tahap awal terjadinyatransien pada sistem pendingin reaktor akibat kejadian operasional terantisipasikehilangan beban. Parameter-parameter operasi reaktor pada kejadian ini kemudiandibandingkan dengan kriteria penerimaan untuk mengetahui keadaan keselamatan sertapenahan tekanan pendingin reaktor.Kriteria penerimaan untuk kejadian operasional terantisipasi meliputi :• Perbandingan fluks panas kritis minimum atau perbandingan daya kritis minimum

harus lebih besar dari pada batas yang dapat diterima (DNBR minimum ~ 1,17).• Kelongsong bahan bakar tidak boleh mengalami kerusakan. Temperatur pusat bahan

bakar harus kurang dari temperatur lelehnya.• Entalpi bahan bakar tidak boleh melampaui batas yang dapat diterima (ental pi bahan

bakar S; 712 'J/g U02 atau 170 cal/g U02).• Tekanan pada penahan tekanan pendingin tidak boleh melampaui 110 % tekanan

kelja maksimum yang diperbolehkan, yakni 18,876 MPa g atau ekuivalen dengan192,5 kg/cm2 g.

Hasil analisis memperlihatkan bahwa setelah terjadinya kecelakaan kehilangan bebantekanan pendingin reaktor maksimum adalah sebesar 183,9 kg/cm2 g. Harga ini masihmemenuhi kriteria penerimaan untuk kejadian operasional terantisipasi karena masihberada di bawah tekanan kerja maksimum yang diperbolehkan. Disimpulkan bahwadalam kejadian ini baik keselamatan reaktor maupun penahan tekanan reaktor dapatdipertahankan ..Kata kunci : PWR, kejadian operasional terantisipasi, kehilangan beban, tekanan

pendingin

ABSTRACTPRESSURE ANALYSIS FOR ANTICIPATED OPERATIONAL OCCURRENCEOF LOSS OF LOAD IN PWR. Safety analysis of a four-loop PWR has been carriedout. The analysis was focused in the early phase of transient occurring in ReactorCoolant System resulted from an anticipated operational occurrence of loss of load .. Theimpact of such transient is then compared to the acceptance kriteria in order to verifythe safety of both reactor core and reactor pressure boundary.The acceptance kriteria stipulates that during operational occurrences and accidentssome selected parameters or conditions shall be within the accepted values.The acceptance kriteria for operational occurrences include:

370

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir • Jakarta, 11 Descmber 2003 ISSN 1693 - 7902

• The minimum critical heat flux ratio or minimum critical power ratio shall be larger

than acceptable limit (minimum DNBR ~ 1.17).

• Fuel cladding shall not be damaged. Fuel center temperature shall be less than the

melting temperature.• Fuel enthalpy shall not exceed the acceptable.

• Pressure· on the reactor coolant pressure boundary shall not exceed 110% of themaximum allowable working pressure (18.876 MPa or 192.5 kg/cm2g).

The results of the analysis shows that following loss of load event, the maximumpressure of reactor coolant reaches 183.9 kg/cm2 g. This value meets the acceptancekriteria since it is less than the maximum allowable working pressure. lt is concludedthat during this event the safety of both reactor core and reactor pressure boundaries canbe maintained.

Keywords: PWR, anticipated operational occurrences, loss of load, coolant pressure

371

Seminar Tahunan Pengawasan Pelllanfaatan T-enaga Nuklir - Jakarta, 11 Desember 2003

PENDAHULUAN

ISSN 1693 - 7902

Untuk menjamin agar operasi reaktor daya dapat berlangsung secara aman, perlu

dilakukan analisis keselamatan oleh pihak pendesain atau badan pengoperasi reaktor.

Analisis keselamatan ini merupakan salah satu persyaratan yang harus disertakan ketika

suatu badan pengoperasi reaktor mengajukan izin pembangunan reaktor nuklir baru atau

modifikasi reaktor. Analisis keselamatan ini akan direview oleh Badan Pengawas, di

mana Badan Pengawas melakukan perhitungan independen untuk kepentingan evaluasi.

Analisis keselamatan yang demikian perlu dilakukan baik untuk kejadian operasional

terantisipasi (anticipated operational occurrences) atau transien abnormal maupun

kecelakaan.

Tulisan ini membahas mengenai transien kehilangan beban (loss of load) pada

Reaktor Air Bertekanan (Pressurized Water Reactorl PWR) 4 kalang. Transien

kehilangan beban ini merupakan salah satu kejadian operasional terantisipasi yang harus

dianalisis dalam rangka perizinan pembangunan reaktor.

TUJUAN ANALISIS

Tujuan analisis adalah untuk memperoleh parameter-parameter utama operaSl

reaktor ketika terjadi transien kehilangan beban pada PWR. Parameter paling penting

yang diperoleh adalah tekanan sistem pendingin yang memiliki potensi merusak

penahan tekanan (pressure boundary) pendingin reaktor. Harga tekanan ini kemudian

dibandingkan dengan kriteria penerimaannya yang sesuai.

REAKTOR AIR BERTEKANAN (PRESSURIZED WATER REACTORIPWR)

Deskripsi Reaktor

Reaktor Air Bertekanan (PWR) merupakan salah satu jenis reaktor yang

digunakan secara meluas dalam pembangkitan listrik di dunia. Reaktor ini tersusun dari

teras reaktor yang berada di dalam bejana tekan (pressure vessel). Bejana tekan ini

dihubungkan dengan 4 kalang tertutup masing-masing dengan satu pembangkit uap

(steam generator) yang merupakan penahan tekanan (pressure boundary) sistem

pendingin. Sebuah tabung tekan (pressurizer) dihubungkan dengan salah satu kalang

tertutup untuk menjaga tekanan pendingin yang berada di dalam penahan tekanan. Air

372

Scminar Tahunan I'cngawasan I'cmanlimlan Tcnaga Nuklir - Jakarta, 11 Dcscmbcr 2003 ISSN 1693 - 7902

yang mengisi seluruh penahan tekanan berfungsi baik sebagai pendingin maupun

moderator. Fungsi pendingin adalah untuk memindahkan energi panas hasil reaksi fisi

yang dibangkitkan di dalam teras ke. pembangkit uap untuk menghasilkan uap.

Pembangkit uap kemudian dihubungkan ke turbin uap, di mana energi dinamik uap

diubah menjadi tenaga mekanik untuk memutar generator listrik untuk menghasilkan

tenaga listrik. Saluran keluaran turbin dikembalikan lagi ke pembangkit uap setelah

melewati kondenser untuk memberi umpan air ke dalam pembangkit uap. Skema

reaktor PWR ini dapat dilihat di Gambar 1.

Teras reaktor terdiri dari perangkat bahan bakar di mana tenaga hasil reaksi fisi

dibangkitkan. Untuk mengendalikan reaksi fisi nuklir di dalam teras, sejumlah batang

kendali disisipkan di antara perangkat-perangkat bahan bakar dengan menggunakan

mekanisme penggerak batang kendali. Batang kendali-batang kendali ini dapat

dijatuhkan secara serentak untuk menghentikan reaksi nuklir secara cepat apabila

diperlukan.

Kejadian Operasional Terantisipasi dan Kecelakaan

Kejadian operasional terantisipasi didefinisikan sebagai kejadian-kejadian selama

masa operasi reaktor yang dapat menyebabkan kondisi yang menyimpang dari operasi

normal Kejadian ini diperkirakan dapat terjadi sekali atau beberapa kali selama umur

operasi fasilitas reaktor nuklir yang disebabkan oleh kegagalan atau malfungsi sebuah

komponen, kesalahan operasi, atau gangguan-gangguan yang lain.

Kecelakaan didefinisikan sebagai kejadian-kejadian yang lebih parah dari kejadian

operasional terantisipasi, yang probabilitas terjadinya kecil akan tetapi berpotensi untuk

menimbulkan pelepasan material radioaktif dari fasilitas reaktor nuklir. Dengan

demikian kecelakaan harus dipostulasikan terjadi untuk memperoleh keyakinan

terhadap keselamatan fasilitas reaktor nuklir.

Untuk kepentingan evaluasi terhadap kejadian operasional terantisipasi, beberapa

kejadian perlu dipilih dengan mendasarkannya pada potensinya dalam menyebabkan

kerusakan yang meluas pada: teras atau penahan tekanan pendingin reaktor seandainya

kejadian ini tidak dikendalikan. Hal ini perlu dilakukan untuk mengetahui kecukupan

fungsi-fungsi desain dari struktur, sistem, dan komponen yang merupakan bagian dari

sistem mitigasi, seperti misalnya sistem proteksi dan sistem shutdown reaktor. Kejadian

yang termasuk dalam kejadian operasi terantisipasi ini antara lain meliputi (4,5) :

373

Scminar Tahllnan I'cngawasan I'cmanfaatan Tc~aga NlIklir - Jakarta, II !kscmbcr 2003 ISSN I(m - 7<J02

• Perubahan yang tidak normal pada distribusi reaktivitas atau daya di dalam teras.

• Perubahan yang tidak normal pada pembangkitan panas atau pemindahan panas

dari teras reaktor.

• Perubahan yang tidak normal pada tekanan pendingin atau inventori pendingin

reaktor.

• Kejadiaan-kejadian lain yang dipandang perIu untuk dievaluasi menurut desain

fasilitas nuklimya.

Kriteria Penerimaan untuk Kejadian Operasional Terantisipasi

Hasil-hasil evaluasi harus dibandingkan dengan kriteria penerimaan, di mana

fasilitas reaktor nuklir harus didesain sedemikian rupa sehingga apabila kejadian

operasional terantisipasi dipostulasikan terjadi tidak akan menyebabkan kerusakan teras,

dan bahwa kejadiannya dapat ditangglilangi atau dikendalikan menllju kondisi yang

memllngkinkan untllk membawanya kembali ke operasi normal.

Kriteria penerimaan untllk kejadian operasional terantisipasi meliputi (2,4) :

1. Perbandingan flllks panas kritis minimum atall perbandingan daya kritis minimum

harus lebih. besar dari pada batas yang dapat diterima (DNBR minimum ~ 1,17).

2. Kelongsong bahan bakar tidak boleh mengalami kerusakan. Temperatur pusat

bahan bakar harus kurang dari temperatur leleh.

3. Entalpi bahan bakar tidak boleh melampaui batas yang dapat diterima (entalpi

bahan bakar:::; 712 Jig U02 atall170 cal/g U02).

4. Tekanan pada penahan tekanan pendingin tidak boleh melampaui 110 % tekanan

kerja maksimllm yang diperbolehkan, yakni 18,876 MPa g atau ekuivalen dengan

192,5 kg/cm2 g.

METODE ANALISIS

Analisis ini menggunakan program komputer Relap5/Mod2. Program ini

digllnakan lIntlik melakllkan analisis transien dan dan analisis kecelakaan yang terjadi

pada reaktor air ringan.

374

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir· Jakarta, 11 Desembcr 2.003 ISSN 1693 - 7902

Program Relap5/Mod2

Program Relap5/Mod2 merupakan peningkatan dari program Relap5/Mod I yang

dikembangkan di Idaho National Laboratory (INEL) di bawah sponsor US-NRC.

Ada dua ciri utama pada program Relap5/Mod2. Pertama, program Inl

memasukkan gambaran fisik dari reaktor sebagai bagian inputnya. Gambaran fisik

reaktor ini disederhanakan ke dalam model, di mana suatu model dapat terdiri dari sub­

sub model yang menyatakan komponen reaktor. Yang kedua, sistem kontrol dapat

disimulasikan sehingga dapat digunakan untuk analisis berbagai macam transien.

Dengan cara memasukkan data yang diperlukan oleh program, setiap informasi dalam

setiap kondisi reaktor dapat dianalisis.

Bagan alir program Relap/Mod2 dapat dilihat pada Gambar 3. Untuk dapat

menjalankan analisis dengan menggunakan program ini diperlukan input data dan

modul atau program utama Relap. Keluaran dari eksekusi program akan berupa

serangkaian output data yang terdiri dari ringkasan input, major edit, dan minor edit dari

model reaktor yang dianalisis. Output yang lain dalam bentuk data biner yang

diperlukan untuk restart apabila ingin meneruskan eksekusi program dari hasil

sebelumnya.

MET ODE PERHITUNGAN

Deskripsi Kejadian Kehilangan Behan

Transien kehilangan beban merupakan salah satu kejadian operasional

terantisipasi yang dipostulasikan terjadi sekali atau beberapa kali selama masa operasi

reaktor daya. Skenario kejadian ini adalah dalam operasi reaktor pada tingkat daya,

aliran uap ke turbin berkurang secara cepat karena terjadinya masalah-masalah seperti

putusnyajaringan luar, kegagalan generator, atau turbin.

Urutan kejadiannya adalah begitu kehilangan beban terjadi, governor valves yang

berada di jalur pipa menuju turbin menutup dengan cepat. Dengan menutupnya katup

ini maka pasokan uap ke kondenser yang dalam operasi normal akan dialirkan lagi

sebagai feed water ke pembangkit uap akan terhenti. Terhentinya aliran feed water ke

pembangkit uap mengakibatkan hilangnya perpindahan panas dari pendingin primer

sehingga temperatur dan tekanan pendingin primer akan meningkat. Peningkatan

375

Seminar Tahunan Pcngawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, II Oesembcr 2003 ISSN 1693 - 7902

tekanan pendingin primer reaktor kemudian akan diikuti dengan bekerjanya sistem

kontrol tekanan, seperti misalnya pressurizer spray valve dan relieve valve. Bekerjanya

sistem kontrol tekanan kemudian diikuti oleh trip reaktor karena sinyal tekamin reaktor

tinggi akan membawa reaktor ke keadaan shut down dan aman. Seandainya kontrol

tekanan tidak dapat beroperasi karena sesuatu hal, peningkatan tekanan pendingin

reaktor juga akan segera diikuti oleh trip reaktor karena sinyal tekanan reaktor tinggi.

Setup sinyal trip tekanan pending in reaktor tinggi untuk analisis ini adalah 16.61

MPa atau 169.4 kg/cm2 dengan waktu tunda 2 detik. Sistem kontro1 reaktor yang

me1iputi sistem kontrol tekanan pressurizer (pressurizer spray, relief valves), sistem

kontro1 bypass turbine, dan sistem kontrol main steam relief valve diasumsikan tidak

bekerj a.

Tindakan pencegahan yang diambil untuk menghindari kejadian semacam ini

ialah, seperti dalam ketentuan, bus bar reaktor hams dihubungkan ke dua jaringan

transmisi yang berlainan. Kemudian, apabila perltiwa ini benar-benar terjadi, ada

beberapa tindakan yang secara umum dilakukan untuk mencegah meluasnya akibat

kejadian ini. Tindakan-tindakan pencegahan ini antara lain meliputi (2,4,5,) :

• Aktuasi sistem bypass turbin.

• Aktuasi main steam relieve valves dan main steam safety valves.

• Aktuasi pressurizer spray valves atau pressurizer safety valves.

• Trip reaktor karena sinyal dari tekanan reaktor tinggi, level air pressurizer tinggi,

atau temperatur lebih /).T tinggi.

376

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, II Desembcr 2003

Kondisi Analisis

ISSN 1693 - 7902

Kondisi utama untuk analisis tekanan pada transien kehilangan beban dapat dilihat

pada Tabel 1.

Table 1. Kondisi analisis transien kehilangan bcban

Kondisi analisis

Kondisi awal:

Daya termal reaktor, MWt

Temperatur rata-rata pendingin primer, °cTekananpressurizer, kg/cm2 gTekanan pendingin reaktor, kg/cm2 g

Koefisien reaktivitas: .

Koefisien kerapatan moderator, i1k/k/(g/cm3)Koefisien DopplerPerubahan reaktivitas trip reaktor, i1k/k

Aktuasi sistem kontrol

Sistem kontrol tekanan pressurizer (pressurizer spray,relief valves)

Sistem kontrol bypass turbineSistem kontrol main steam relief valve

Nilai

3479,2309,2155,1158,9

0,0

Menurut temperatur-4.0 %

Tidak bekerj a

Tidak bekerjaTidak bekerja

Pemodelan

Dalam analisis ini reaktor PWR 4 kalang dimodelkan menjadi menjadi 2 kalang.

Garis besar pemodelannya adalah sebagai berikut( 4):

• Teras reaktor dimodelkan menggunakan komponen pipe dengan arah radial terdiri

dari satu bagian dan arah aksial dibagi menjadi 6 bagian.

• Bypass teras dimodelkan menggunakan komponen pipe dengan arah radial terdiri

dari satu bagian sedang arah aksial dibagi menjadi 6 bagian.,• Plenum bawah dimodelkan dengan membaginya menjadi 2 daerah dengan

menggunakan sebuah komponen single volume dan komponen branch.

• Plenum atas. Pertemuan antara teras dan bypass teras dimodelkan menggunakan

komponen branch, pertemuan antara kedua kalang dimodelkan dengan komponen

branch, sedang daerah antara outlet teras dan bagian atas bejana tekan dimodelkan

menggunakan komponen single volume yang disambung dengan sebuah

komponen branch.

• Puncak bejana tekan dimodelkan menggunakan komponen single volume.

377

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Desember 2003 ISSN 1693 - 7902

• Bagian down-comer bejana reaktor dimodelkan menggunakan komponen annulus

yang dibagi 7 pada arah aksial.

• Pipa pendingin primer dimodelkan menjadi 2 kalang A dan B. Kalang A mewakili

satu kalang di mana terpasang pressurizer, sedang kalang B mewakili ketiga

kalang lainnya.

• Pressurizer dimodelkan menggunakan komponen pipe dengan membaginya

menjadi 15 bagian pada arah aksial. Pipa surge pressurizer dimodelkan

menggunakan komponen pipe dengan membaginya mejadi 3 bagian.

• Sisi primer pembangkit uap. Inlet plenum pembangkit uap kalang A dimodelkan

menggunakan single volume, pipa U dimodelkan menggunakan komponen pipe

yang dibagi menjadi 10 bagian, sedangkan daerah outlet plenum dimodelkan

menggunakan single volume. Pembangkit uap kalang B juga dimodelkan dengan

menggunakan model yang serupa.

• Sisi sekunder pembangkit uap. Untuk kalang A, down-comer bagian atas

dimodelkan menggunakan single volume, bagian bawah menggunakan komponen

annulus yang dibagi 5 pada arah aksial, daerah aliran ke atas menggunakan single

volume, pemisah uap menggunakan komponen separator serta daerah dome uap

menggunakan komponen single volume. Pemodelan yang serupa juga digunakan

untuk pembangkit uap kalang B.

• Pipa uap utama (main steam system) dimodelkan menggunakan komponen single

volume, sedang katup-katupnya menggunakan komponen valve.

• Saluran air umpan (feed-water system). Tangki air saluran air umpan utama dan

cadangan dimodelkan menggunakan time dependent volume, sedang pipa yang

menuju pembangkit uap mengunakan time dependent junction.

• Sistem kontrol yang dimodelkan meliputi sistem kontrol tekanan dan level air

pressurizer, sistem kontrol air umpan, bypass turbin, dan katup pembebas pipa uap

utama.

Model untuk reaktor PWR ini dapat dilihat di Gambar 2.

378

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Desemberz003

HASIL DAN PEMBAHASAN

ISSN 1693 - 7902

Pada perrnulaan terjadinya transien, daya reaktor berada pada daya norninalnya,

kernudian diikuti dengan penurunan yang tajarn karena reaktor rnengalarni trip yang

berasal dari sinyal trip tekanan reaktor tinggi pada detik 7,3 seperti terlihat di Garnbar 4,

Di sini sistern kontrol tekanan pressurizer dianggap tidak aktif. Ketika sernua kluster

batang kendali telah rnasuk seluruhnya ke dalarn teras, prosentase kecil daya reaktor

rnasih ada yang berasal dari panas peluruhan. Sedangkan aliran pendingin, seperti

terlihat pada Garnbar 5 hanya berfluktuasi sedikit. Fluktuasi ini terjadi karena adanya

variasi pada tekanan pendingin,

Segera sesudah terjadinya transien, tekanan pendingin reaktor rnulai naik dengan

tajarn karena adanya kenaikan ternperatur pendingin ketika pernbuangan panas sekunder

hilang, seperti terlihat pada Garnbar 6. Kenaikan ini terus berlangsung sarnpai ketika

tekanan pendingin rnencapai harga rnaksirnurn 183,9 kg/crn2g pada detik 7,5. Tekanan

pendingin reaktor kernudian turun karena bekerjanya pressurizer safety valve, dan terus

turun karena terjadinya trip reaktor. Hal yang sarna juga terjadi pada tekanan

pressurizer seperti terlihat di garnbar yang sarna. Tekanan naik .dari perrnulaan

terjadinya transien sarnpai rnencapai 175 kg/crn2 ketika presllrizer safety valve rnulai

rnernbuka pada detik 6,7, Kernudian teKanan pressurizer ini bertahan pada sekitar harga

tekanan ini secara siklis sarnpai akhirnya rnenurun lagi rnengikuti penurunan tekanan

pendingin.

Volurne air di pressurizer naik akibat terjadinya kenaikan ternperatur pendingin

reaktor seperti terlihat di Garnbar 7: Volume tertinggi air rnencapai harga 71,9 % pada.detik 10,5, beberapa saa,t setelah terjadinya trip reaktor.

Pada saat awal terjadinya transien, ternperatur pendingin reaktor rnulai naik akibat

hilangnya pernbuangan ·panas sekunder seperti terlihat di Garnbar 8. Kenaikan

ternperatur pendingin ini terus terjadi sarnpai rnencapai harga rnaksirnurnnya, rnisalnya

317,2 °C pada detik 9,7 untuk ternperatur rata-rata, kernudian turun lagi beberapa saat

setelah reaktor trip.

Garnbar 9 rnernperlihatkan bahwa tekanan pernbangkit uap, dengan dernikian juga

tekanan pipa uap (steam lines), naik dengan tajarn pada perrnulaan transien karena

governor valves rnenutup secara cepat akibat terjadinya kehilangan beban. Penutupan

ini rnenyebabkan aliran uap terhenti dengan tiba-tiba, sehingga aliran air urnpan (feed

379

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Oesember 2003 ISSN 1693 - 7902

water) juga terhenti dengan tiba-tiba. Kenaikan ini berakhir ketika main steam safety

valves membuka, yakni ketika tekanan uap mencapai 85,9 kg/cm2 pada detik sekitar 7,2.

Tekanan ini kemudian bertahan pada harga sikHs sekitar 85,9 kg/cm2 karena pembukaan

dan penutupan katup secara berulang cepat.

Sementara itu, air pembangkit uap berkurang dengan cepat pada permulaan

terjadinya transien seperti terlihat pada Gambar 10. Penurunan level ini terjadi akibat

terhentinya pasokan air umpan. Ketinggian permukaan air kemudian berada di bawah

jangkau pengukuran yang dimodelkan pada sekitar detik ke 9.

Urutan kronologis analisis tekanan untuk kejadian kehilangan beban dapat dapat

dilihat di Tabel 2.

KESIMPULAN

Dari uraian di atas dapat ditarik beberapa kesimpulan sebagai berikut :

• Dalam analisis tekanan untuk kejadian kehilangan beban dengan skenario seperti

yang ditetapkan dalam analisis ini, tekanan maksimum pendingin reaktor adalah

sebesar 183,9 kg/cm2 g. Harga ini masih memenuhi kriteria penerimaan untuk

kejadian operasional terantisipasi, yakni tekanan maksimum yang diperbolehkan

adalah 192,5 kg/cm2 g.

• Terjadinya transien kehilangan beban pada PWR tidak merusak penahan tekanan

pendingin reaktor.

DAFT AR PUST AKA

1. Operation of PWR Nuclear Power Plant, Nuclear Power Engineering Corporation,

Japan, 2002;

2. PWR Safety Analysis Training Text, Nuclear Power Engineering Corporation,

Japan, 2002;

3. Outline of Japanese Design PWR Power Plant, Nuclear Power Engineering

Corporation, Japan, 2002;

4. Presurized Water Reactor (PWR), Nuclear Power Engineering Corporation, Japan,

2002;

5. Safety Evaluation of PWR, Nuclear Power Engineering Corporation, Japan, 2002;

6. Outline of Relap5/Mod2, Nuclear Power Engineering Corporation, Japan, 2002.

380

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tcnaga Nuklir - Jakarta, 11 Dcscl11bcr 2.(103 ISSN 1693 - 7902

Tabel2. Urutan kronologis kejadian analisis kehilangan beban

No. Waktu Kej adianlParameterHarga(det) 1.

0,0Permulaan transien kehilangan beban -2.

6,7Pressurizer Safety Valve membuka -3.

7,2Main Line Safety Valves kalang A & B membuka-4.

7,3Trip reaktor -5.

7,5Tekanan ReS maksimum 183,9 kg/cmLg

6.

8,9Level air SO B di bawah Narrow Ranze -7.

9,0Level air SO A di bawah Narrow Ranze -8.

9,5Temperatur pendingin hot leg kalang A & B 331,I°emaksimum 9.

9,7Temperatur pendingin rata-rata kalang. A & B317,2°emaksimum 10.

9,7Pressurizer Safety Valve menutup -11.

10,5Volume air pressurizer maksimum 71,9 %12.

15,0Temperatur pendingin cold leg kalang B 307,1 °emaksimum 13.

15,2Temperatur pendingin cold leg kalang A 307,1°emaksimum 14.

50,0Akhir waktu perhitungan -

I1EAGTOI1 BUILDING

CONTAINMENT VESSEL

MAIN STEAM REUEF VALve

.:::c::-_c .... ferCHEMICAL ANDVDLUME CONTf'IOL iSYSTEM

Gambar 1. Skema reaktor PWR (4).

381

Seminar Tahunan I'engawasan I'cmanfaatan Tcnaga Nuklir - Jakarta, 11 Dcscmbcr 2003

Gambar 2. Model reaktor PWR.

ISSN 1693 - 7902

", ..••... ""'.,.i't!;'n •••ltlTIo\oo~~,,""

n_~t,...,..._1

.\\.~ ....•. -SNGL"'OI.

fV···_··_'rMi'>I'VI)I,

~'·····_···-.l:NOI)l·'Nn ·:nUWtlINI'· ·••tn'~;AN ,··,.· ••• ,o\,~t.;UI.lJ~

1·.I.4J'··,-,·rU~\I'1\•.·•....·····O~.\Nell

LInput Data Input1,

Modul AnalisisRELAP 5/lVIO D2

Data OutputData

untuh: Restart

Gambar 3. Bagan alir utama Relap/Mod2 (6)

382

Scminar Tahunan Pcngawasan Pcmanfaatan Tcnaga Nuklir - Jakarta, II Dcscmbcr 2£103 ISSN 1693 - 7902

20 25

Waktu (d~l)

Gambar 4. Grafik daya reaktor

120

100~

.0 800' "-'~0,!;1<:~ 60.• ,..<:0

40

200

0

~20

10 15 30 35 40 45 50

80

eo

"0

20

-o-•.~j: _::::6:: ::~:: ::::0: - -- ~--:O-;-~~;;~;';~0;;';-;";~"

0-- A·ltH;pC:~I;! lt1,l

o --- ::I-loop Co~~ L"'ZI

, '-, ,

.... _. - - ~~,..-~- - - .. .., - - - - - - -~- - - - - - - - - .- .- - - - - ., .- - - ..-

-,.

··-r'·-···

20 25

Waktu (det)

Gambar 5. Grafik aliran pendingin

o

o 10 15 30 35 40 50

200

Ci

180

NE"rn~~ 1eo0

,!;1.•~"Sh

" 140"5

"";0..

~;;120"'" ~

100

0-UH_ Prt>s'I;W:1N

o --- RoclO! Cocl;lrIt S)-~tIW"

,.. _, ••.•. _ L , _.

______ ~ •• - •• •• •••• _ \. -'. • L. __ •• •• __ .' I... _ •• -" _ •• __ •••• _, , ,

10 15 20 25

Waktu (det)30 35 40 45 50

Gambar 6. Grafik tekanan pendingin

383

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tli:naga Nuklir - Jakarta, 11 Desember 2003

120

'00

6"

60

..?,

~--.. ~"'.--- ---~--- -- ...----- --i-· --__A:

20 + - - - - - ...:- - - - - - - r - . - - - - ~-- - - - - - ~- - - • - - ~- - - - - . -~- - - . - - ~- - - - - - -~- - - - - - ~- -- - - - -, "., ..,

ISSN 1693 - 7902

oo 10 15 20 25 30 35 40

Waktu (det)

Gambar 7. Grafik volume air pressurizer

45 50

360

340

320

300

280·u u _--

260

,

,............ ; __ l._ 0" ...• _ .. _-'A, ,

,•••••• I.. •• '" •. .,. __ ." .•.

,

20 25

Waktu (del)

Gambar 8. Grafik temperatur pendingin

100

10 15 30 35 40 45 so

90

eo

40

20

/-~~,~~~~-("-./' , ~ ~ I" .. _,,:·: ·· · .. ··:;::·:··:·:::.:..:~l·····~., : , 0-- A-Slu", G_I.!,)f :

0-··· fj·51oJ.1mC;.,·WIJO\or :

, ,, ,•.. _. __ .". _•• _ •.. ~ • _ • ..I. •. "" .L. _ .. _ ..__ .,;__ .. •... __ ..__ .J .., •. , . i

,... --1..---- .•. ..1-------

,o

o 10 15 20 25

Waktu (.1<1)

30 35 40 45 50

Gambar 9. Grafik tekanan pembangkit uap

384

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 DCSCn\lJCr2003 ISSN 1693 ... 7902

100

0-- -.·f.!,. .•PI(''''' ••••t>lt;>r

0- -~ e·s!(!I!.-T\Ge-n~r3!1:;.r

80 ~ -- ..... d •

•.0~;;

::>60

40 +"'" ..~ ..__c __ _ .. , .. __ , .. _ .. '. _ .. ~ - - -- , c .

20

.:r----o----o----u---c:,.----c10 15 20 25 30 35 1.0 45 50

Waklu (det)

Gambar 10. Level air pembangkit uap

DISKUSI

Pertanyaan (Puradwi 1. W, P2TkN -- BATAN)

1. Dari kesimpulan, apakah benar-benar secara mekanik penahan tekanan pendingin

tidak rusak? Mengingat tekanan hasil analisis > 95 % dari tekanan kriteria

penenmaan.

2. Kriteria rusak penahan tekanan pendingin sesuai tekanan kriteria penenmaan

tersebut itu apa?

Jawaban (Budi Rohman, PPKRe -- BAP ETEN)

1. Kriteria penerimaan ditetapkan pada suatu harga aman dibawah batas-batas

kekuatan mekanik atau fisiknya. Oleh karena itu tekanan sampai dengan nilai

kriteria penerimaannya dipastikan tidak merusak penahan tekanan pendingin.

2. Apabila tekanan sudah berada diatas kriteria penerimaannya, dalam hal ini 192,5

kg/cm2, akan dianggap punya potensi untuk merusak integritas penahan tekanan.

Kriteria penerimaan ditetapkan berdasarkan

385