Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan PLTNserta Fasililas Nuklir

Serpong. 9-10 Februari 1993PRS G, PPTKR -BATAN

ANALISIS MASSA DAN ENERGI KELUAR PIP A UAP PECAHPADA REAKTOR DAY A AP600 UNTUK DIGUNAKAN DALAM

ANALISIS DESAIN KONTAINMEN

oleh

Suharno

Pusat Penelitian Teknologi Keselamatan Reaktor - Badan Tenaga Atom Nasional

ABSTRAKPipa uap pecah di dalam kontainmen melepaskan fluida berenergi tinggi yang dapat menghasilkan

tekanan dan temperatur tinggi yang mungkin dapat melebihi tekanan desain kontainmen. Sehinggasuatu analisis dilakukan untuk dapat menentukan kondisi operasi yang dalam hal terjadi pipa uappecah menghasilkan tekanan maksimum di dalam kontainmen dengan marginal keselamatan yangcukup atau memadai.Banyak faktor dan parameter yang berpengaruh pada pelepasan massa danenergi dan masing-masing dibahas dalam analisis ini. Banyaknya variasi dari masing faktor tersebutmaka akan menjadi sulit dalam menentukan kondisi pecahan yang menghasilkan kondisi terparah,sehingga analisis dilakukan pada suatu spektrum yang luas yang menghasilkan banyakdata inassa danenergi sebagai data masukan pada analisis desain kontainmen.Secara konservatip bahwa untukmenghasilkan tekanan maksimum atau untuk memaksimumkan hasil tekanan di dalam kontainmenmaka banyak harga parameter-parameter diasumsikan pada kondisi maksimum dan hal ini dijelaskandalam analisis.Terhadap beberapa sistem perlengkapan reaktor termasuk sistem daya listrik luar,kondisi operasinya dipilih pada kondisi operasi yang dapat menghasilkanjumlah pelepasan massa danenergi pada harga yang lebih besar.

Program komputer LOFfRAN (Loss of Flow Transient) digunakan untuk melakukan analisismass a dan energi, dan program WGOTHIC digunakan untuk melakukan analisis desain kontainmen.Dari hasil analisis desain kontainmen dapat ditentukan satu kondisi pecahan yang menghasilkantekanan maksimum sebesar 56.11 psia dengan marginal keselamatan yang cukup yaitu 3.59 psi dan

satu kondisi pecahan yang menghasilkan temperaturmaksimum di dalam kontainmen yaitu 320 of.ABSTRACT

Steamline rupture occuring inside reactor containment releases high energy fluid to the con­tainment environment resulting in high containment pressure and temperature that may be greaterthan containment design pressure.Therefore an analisis is carried out to determine rupture conditionswhich result a maximum pressure with sufficient safety margin. A lot offactors and parameters affectthe mass and energy releases and all are discussed. The variation of each of that parameters make areasonable determination of the single worst case for both containment pressure and temperatureevaluations following steam line break difficult, then an analysis is carried out in a wide rangespectrum to produce mass and energy releases data that used in containment design analysis. Tomaximize the pressure inside containment following steam line rupture, a lot of input parameters valueare taken in the maximum condition as the conservative case and these are discussed in this paper.The operation of some equipment systems including offsite power are chosen in the operationcondition that giving the higher mass and energy releases.

LOFfRAN computer code is used for mass and energy analysis and WGOTHIC computer code

is used for containment design analysis. Based on containment design analy.sis results,it can bedetermined thatone break case produces maximum pressure of 56 .11 psia with 3.59 psi safety marginand one break case produces maximum temperature of 320 F inside containment.

56

Prosiding Seminar Teknologi dan KeselamaUln PLTNserUl Fasililas Nuklir

PENDAHULUANPipa uap pecah pada suatu reaktor daya seperti

halnya pada reaktor daya AP600 dipostulasikan dapatterjadi di dalam ataupun di luar kontainmen reaktor. Pipauap pecah di dalam kontainmen menghasilkan pelepasanfluida berenergi tinggi dan menimbulkan tekanan dantemperatur tinggi di dalam kontainmen. Besarnyapelepasan massa dan energi tergantung dari konfigurasisistem uap, desain kontainmen, kondisi operasi reaktorsecara menyeluruh dan kondisi pecahan. Sehingga pa­rameter-parameter berikut cukup signifikan pengaruhnyaterhadap pelepasan massa dan energi, yaitu tingkat dayareaktor,desain sistem air catu utama, desain sistem startup feedwater, tipe pecahan, luas pecahan, lokasi pecahan,keberadaan daya listrik luar, kegagalan sistemkeselamatan, perpindahan panas balik pada steam gen­erator dan kapasitas panas metal tebal dari sistempendingin primer. Penjelasan dari masing-masing pa­rameter tersebut diuraikan pada bab tinjauan teori.

Banyaknya variasi untuk masing-masing faktoratau parametertersebut diatas akan menjadi sui it untukmenentukan kondisi pipa uap pecah yang menghasilkankeadaan terparah ditinjau dari harga tekanan dantemperatur di dalam kontainmen, sehingga perludilakukan analisis dengan spektrum yang luas.

Program komputer LOFfRAN ( Loss of FlowTransient ) digunakan dalam analisis ini untukmenghasilkan sejun1lah'data massa dan energi keluarpipa uap pecah yang akan digunakan dalam analisisdesain ( respon ) kontainmen. Parameter-parameterpenting sebagai parameter masukan untuk programkomputer LOFfRAN diuraikan, dan demikian jugaasumsi-asumsi yang diambil dalam analisis ini. Datamasukan untuk program komputer LOFfRAN disusunberdasarkan dari data-data teknis hasil disain AP600.

Sesuai kronologi dari analisis massa dan energi ini, ada35 kasus pecahan yang berarti ada 35 data masukan danmenghasilkan 35 data massa dan energi keluar pipa uappecah. Data massa dan energi tersebut sebagai masukanuntuk program komputer WGOTHIC untuk melakukananalisis disain kontainmen.

Dari keterkaitan hasil analisis massa dan energi dananalisis disain kontainmen, diperoleh satu kasus pecahanyang menghasilkan tekanan terbesardi dalam kontainmendengan marginal keselamatan temperatur tertinggi didalam kontainmen. Sehingga dapat diketahui bahwapada kejadian pipa uap pecah yang terparah di dalamkontainmen menghasilkan tekanan terbesar di dalamkontainmen dan masih berada di bawah tekanan disainkontainmen.TEOR!

Pipa uap pecah menghasilkan pelepasan fluidaberenergi tinggi yang mungkin menimbulkan tekanantinggi dan temperatur tinggi di dalam kontainmen dantekanan tersebut akan dapat melebihi tckanan disainkontainmcn. Untuk membatasi jumlah pelepasan massa

dan energi maka reaktor harus segera trip dan pipa uapmaupun pipa air catu utama harus segera diisolasi.

57

Serpong, 9-10 Februari 1993PRS G, PPTKR - BATAN

Sinyal yang mengaktuasi untuksinyal tekanan uap rendah(540 psia). Dengan reaktortrip maka daya reaktor segeramenjadi rendah dan mendekati nol sepanjang waktupelepasan fluida lewat peeahan sehingga energi yangterkandung di sistem primer menjadi lebih rendah, danpengisolasian uapnya tidakpeeah, danjuga pengisolasianpipa air eatu utama menghentikan penambahan air eatuke sistem generator.

Gambar-l adalah diagram alir sistt~muap dan sistemair eatu pada AP600 sebagai dasar dalam melakukananalisis massa dan energi.

Bahwa banyak faktor dan parameter yangmempengaruhijumlah pelepasan mass a dan energi lewatpecahan, maka berikut ini adalah penjelasan­penjelasannya.

a. Tingkat daya reaktorPipa uap peeah dapat terjadi pada setiap kondisi

daya reaktor dari daya rendah sampai dengan dayapenuh. Massa steam generator adalah sebagai fungsidaya reaktoryaitujumlah massa steam generatormenurundengan naiknya daya reaktor, sehingga pipa uap peeahpada daya rendah menghasilkanjumlah pelepasan massayang lebih besar.Tetapi pada daya operasi yang lebihbesar, energi yang terkandung di sistem primer lebihbesar, perpindahan panas lebih besar dan generasi energipada elemen bakar lebih besar, maka energi yang terlepasmenjadi lebih besar. Dan juga bahwa kondisi dinamikdan tekanan uap di dalam steam generator berubahdengan kenaikan day a reaktor,dimana keduanyamempunyai pengaruh yang berarti dalam pelepasan massadan energi.

Karena ada pengaruh yang berlawanan padaperubahan day a reaktor maka tidak ada satupun hargadaya operasi reaktoryangdapatdiidentifikasikan sebagaikondisi awal yang dapat menghasilkan kondisiterparah,sehingga beberapa tingkat daya reaktor perluditinjau.

b. Desain Sistem Air Catu Utama.

Penurunan tekanan yang eepat pada steam genera­tor setelah pipa uap peeah menimbulkanjumlah air yangbesar ditambahkan ke steam generator dari sistem aireatu utama. Untuk mengurangi pengaruh ini makadilakukan penutupan katup isolasi seeara eepat. Air eatuyang tidak terisolasi juga akan terlepas masuk ke steamgenerator setelah tekanan steam generatormenurun.Hal­hal tersebut akan menambah jumlah massa di dalamsteam generator dan berarti menambah jumlah massayang terlepas keluar lewat peeahan.

Penambahan yang eepat air eatu sebelum katupisolasi menutup mempengaruhi pelepasan massa denganbeberapa eara, antara lain:

a. Penambahan yang cepat akan meningkatkanjun1lah butiran air yang terkandung di dalam uapyang keluar karena terjadi penurunan lcwalitaspad a inventori steam generator.

b. Air eatu masuk adalah dalam kondisi di bawah

TurbinStopValve

c:

34 in Steam Header

c:

Br eak >

Position .~Outside?

Co n t. -:-. _ .1_ . _.BreakPosition >Inside· IC..-z.·F10W Restr ictorCon t . ( 1.388 f t 2 )

c:

C\J

(T')

>

u5

Co n t a i nr:te n t

UIT:

FaultedSG

16 in

IntactSG IRC Imc

IvFWt V

Pr imaryISOlation Valve

1.-1 I

. S.tart-up Feedwater System

IvFW I V

Main Feedwater System

Secondar.yIsolation Valve

Gambar 1. : Diagram Pipa Uap dan Air Catu AP600

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamalan PLTNserla Fasililas Nuklir

II

Serpong, 9-10 Februari 1993PRS G. PPTKR - BATAN

W.-.(V1~ZzWoO(a •....Zau

3:u.::I I

IV13:0..~5 0a..

0

-~:~\0

~•...

'U •..'"

.guu~g.t:'"

•..C/)

SutjV5SC!co'"(5..N•...'".DS

~f-~

u... 1c3

3:

". \J

u.

3:

::I

u.:::I

CBf

I ~

I

u-~----I g§-- ---- -_ --1_- ____ ---uQ:

/

59

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan PLTNserta Fasilitas Nuklir

lewat peeahan.e. Kenaikan laju air eatu yang eepat menimbulkan

kenaikan laju perpinclahan panas dari sistemprimer ke sistem sekunder dan hal ini akanmeningkatkanjumlah energi yang terlepas.jenuh(subeooled ),clan hal ini menyebabkan penurunantekanan uap di steam generator clarimenimbulkanpenurunan laju pelepasanmassa keluar

Selama ada pengaruh yang bertentangan antara(a,b) dan (c), maka ticlak ada kondisi transien air eatuyang clapat diidentifikasikan clapat menimbulkan kondisiterparah.Sehingga untuk memaksimun1kam pelepasanmassa clanenergi, maka kondisi konservativ sebagaimanaditerapkan pacla tipe reaktor PWR diasumsikan dalamanalisis ini.

e. Desain Sistem Start up FeedwaterDalam menit pertama setelah pipa uap peeah, sistem

start up feedwater bekerja dengan inisiasi dari salah satuclari beberapa sinyal sistem proteksi. Penambahan aireatu clari sistem start up feedwater ke steam generatormeningkatkan jumlah massa di clalam steam generatoryang dapat terlepas keluar lewat peeahan dan jugameningkatkan perpindahan panas dari sistem primer kesistem sekunder.Untuk memaksimumkan pelepasanmassa dan energi, asumsi yang diambil aclalah laju alirsistem start up feed water maksimum dan bekerja mulaidari waktu 0 detik dari sinyal sistem pengaman clanberlangsung sampai berhenti seeara otomatik . Diagramalir sistem start-up feedwater ditunjukkan pada gambar­2.

d. Tlpe Pecahan, Luas Pecahan dan Lokasl Pecahan

Tipe Peeahan

Dua tipe peeahan yang dipertimbangkan yaitu tipepeeahan split dan tipe peeahan dua sisi ( double endedrupture =DER). Peeahan split adalah tipe peeahan paclapipa uap atau pada steam header tidak sampaimenimbulkan putusnya pipa uap.Peeahan dua sisi adalahtipe peeahan yang menimbulkan putusnya pipa uap clanmasing-masing ujungnya bergeserclan mempunyaijarak.

Luas Peeahan

Luas peeahan sangat menentukan harga lajupelepasan uap,juga menentukan laju penurunan tekananuap danjumlah butiran air yang terkandung di dalam uap.Luas peeahan yang ditinjau adalah :

- Peeah dua sisi dengan luas penampang penuh(Full DER) pada pipa uap setelah perintang aliran(flow restrictor). Luas peeahan sarna denganluas penampang pipa, tetapi laju pclepasan massadikendalikan oleh luas perin tang aliran yaitu 1.388ff. Butiran air di dalam uap yang terlepas akanterjadi pada pipa peeah dengan luas penampang

60

Serpong, 9-10 Febmari 1993PRS G, PPTKR -BATAN

yang besar.- Peeah dua sisi dengan luas penampang peeahan

keeil (Small DER) pada pipa uap setelah perintangaliran,yang didetinisikan sebagai peeahan denganluas sedikit lebih besar clari luas peeahan dimanabut iran air mulai acla terkandung pacla uap yangterlepas.

- Peeah dua sisi dengan luas penampang peeahankecil (small DER) pacla pipa uap setelah perintangaliran yang didetinisikan sebagai peeahan denganluas peeahan sedikit lebih kecil dari luas peeahandim ana sudah tidak terjadi butiran air yangterkandul1g di dalam uap yang terlepas.

- Peeahan split dengan luas peeahan terbesar yangtidak menghasilkan sinyal untuk isolasi pipa uapdari sistem proteksi atau tidak menghasilkanbutiran air di dalam uap yang terlepas. Da lam tipepeeah split,isolasi pipa uap dilakukan oleh sinyaltekanan kontainmen level-l yaitu 8 psig, sedang­kan pada tipe peeah dua sisi,isolasi pipa uapdilakukan oleh sinyal tekanan rendah pada sistemuap yaitu 540 psia.

Tabel-l adalah spektrum luas peeahan yang ditinjaupada empat tingkat daya operasi reaktor.

Lokasi Peeahan

Lokasi peeahan adalah dapat terjadi sepanjang pipauap clansteam header .Penurunan tekanan sepanjang pipadari steam generator ke lokasi peeahan menyebabkanpenurunan luas peeahan ditinjaudari sisi steam generatorsehingga menurunkan laju pelepasan massa. Tetapipengaruhnya terhadap hasil total pelepasan energi adalahticlak berarti. Sehingga pengaruh penurunan tekanantersebut dapatdiabaikan dan berarti lokasi peeahan dapatdiperhitungkan dim ana saja sepanjang pipa uap danjugasteam header.

e. Keberadaan Daya Listrik LuarAcla clan tidak aclanya daya listrik luar berpengaruh

padajumlah pelepasan massa dan energi keluarpipa uappeeah.Pada kondisi ada daya listrik luar, pelepasan mas­sa clanenergi menjadi lebih besardibanding apabila ticlakacla daya listrik luar. Sehingga untuk memaksimumkanjumlah pelepasan massa dan energi diambil asumsi adadaya listrik, dan hal ini dapat dijelaskan sebagai berikut

- Pompa pendingin reaktormasih beroperasi sampaidengan berhentiseearaotomatikdari sinyal aktuasicore make up tank ( CMT ). Hal inimemaksiinumkam energi yang dipinclahkan darisistem primer ke sistem sekunder.

- Pompa air eatu masih berlanjut beroperasi clan

sistem start up feedwater teraktuasi clan bekerjasampai keduanya berhenti seeara otomatik. Hal inimemaksimun1kanjumlah inventori di dalam steamgenerator yang dapat terlepas lewat peeahan.

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan PLTNserta Fasililas Nuklir

Serpong, 9-10 Februari 1993PRSG.PPTKR -BATAN

Tabel 1 : Spektrum luas peeahan dari 4 tingkat daya yang

ditinjau dan 2 asumsi gagal tunggal

Daya

102 %70%30%0%

a. Langkah pehutupan

katup isolasi 10 detikFull DER,MSIV gagal

4.0114.0114.0114.011

Full DER,MFWIV gagal

4.0114.0114.0114.011

Small DER, MSIV gagal

0.700.600.600.550.60

0.530.500.500.55

0.500.400.20

0.33

0.320.360.100.22Split (luas peeahan per dua lop)

0.370.410.440.46

b. Langkah penutupan

katup isolasi 8 detikFull DER, MSIV gagal

4.0114.011

Full DER, MFWIV gagal

4.0114.011

e. Langkah penutupan

katup isolasi 5 detikFull DER, MSIV gagal

4.011

Full DER, MFWIV gagal

4.011

f. Kegagalan Sistem KeselamatanDua gagal tunggal dari sistem keselamatan yang

diperhitungkan dalam analisis massa dan energi keluarpipa uap peeah, yaitu :

- Kegagalan satu katup isolasi pipa uap utama(Main SteamlineIsolation Valve = MSIV ).Katup isolasiyang diasumsikan gagal adalah pada pipa uap yangpeeah. Dalam hai ini volum uap yang tidak terisolasiadalah 3496.52 ft3 dan volum air yang tidak terisolasiadalah 112.202 ft3•

- Kegagalan satu katup isolasi pipa air eatu utama( Main Feed Water Line Isolation Valve = MFWIV ).Katup isolasi yang diasumsikan gagal adalah pada pipaair eatu yang masuk steam generator yang pipa uapnyapeeah. Dalam hal ini volum uap yang tidak terisolasiadalah 657.318 ft3 dan volum aireatu yang tidak terisolasiadalah 119.527 fe.

g. Perpindahan Panas Balik Pada Steam Generatordan Kapasitas Panas Metal Tebal darl SistemPendingin Primer.

Pada saat penutupan katup isolasi pipa uap yangtidak gagal selesai,steam generator yang pipa uapnyatidak peeah akan menjadi sumber panas yang dapat

61

mengalir ke steam generator yang pipa uapnya pecahmelalui pendingin primer.Hal ini dapat terjadi karenatemperatur pendingin primer menurun dan temperaturpada pipa-pipa steam generator lebih rendah dari padatemperatursistem sekunder, sehingga menimbulkan aliranpanas balikpada steam generator yang pipa uapnya tidakpecah.

Demikian juga halnya energi yang terkadung didalam metal tebal dari sistem pendingn primer ( bejanareaktor,pipa utama, pompa) akan mengalir ke pendinginprimer setelah suhu pendingin primer menurun, danenergi ini akan mengalir ke steam generator yang pipauapnya peeah.

TAT A KERJA

Analisisi dilakukan dengan menggunakan program

komputer LOFTRAN (Loss of Flow Transient).LOFTRAN adalah digital komputeryang dikembangkanuntuk mensimulasikan watak transien pada multilopPWR. LOFTRAN mensimulasikan kinetika reaktor,

kondisi thermohidrolika, tabung tekan, steam generator,pompa, operasi sistem proteksi dan kendali, dimanakesemuanya dimodelkan di dalam perhitungan. Blok

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan PLTNserta Fasililas Nuklir

Serpong, 9-10 Februari 1993PRS G. PPTKR -BATAN

: 540 psiadiagram urutan penyelesaian LOFTRAN ditunjukkanpada gambar -3.

Data masukan sesuai dengan program LOFTRANuntuk analisis massa dan energi keluar pipa uap pecahdisusun dari data teknis hasil disain AP600 yang diperolehdari berbagai grop. Data masukan disusun untuk setiapkasus atu model kondisi pecahan.

- Tekanan uap rendah

b. Injeksi keselamatan- Penetapan tekanan uap rendah- Penetapan Tcold dari RCS rendah- Aktuasi SIS dari level tabung tekan

rendah

: 540 psia: 510 F

: 1 % span

Data umum pada AP600 adalah sebagai berikut :Daya nominal (MWT) : 1940Laju alir pendingin primer ( GPM ) : 194200Temp. rata-rata pendingin primer ( F ) : 562.8Tekanan sistem primer (psia) : 2250Temperatur uap nominal ( F ) : 514.9Entalpi air catu (BTU/LBM) : 413.8

Kondisi dan asumsi parameter-parameterdan sistemperlengkapan pada reaktor daya AP600.- Steam generator dengan 0 % tube plugging- Pompa primer adalah tipe homologous pump

curve

- Akumulator pada kondisi on- Pressurizer spray pada kondisi off- Pessurizer heater pada kondisi off- CMT safeguard dipilih pada kondisi minimum.- PRHR safeguard diambil pada kondisi minimum- Uap panas lanjut pada steam generator diperhi-

tungkan.- Ada daya listrik luar- Data - data fisika :

· moderator density coefficient pada kondisimaximum feedback ( EOL ).

· Boron coefficient pada harga maksimum· Doppler power coefficient pada harga mini­

mum

· Doppler temperature coefficient pada hargamaksimum

· Prompt neutron life time pada harga maksimum· Decay heat diambil pada harga penuh

- inventori pada steam genetator pada harga mak­simum

-lajualir sistem startup feedwateradalah maksimum- transien laju alir air catu utama sebelum katup iso-

lasi menutup diasumsi seperti halnya terjadi padasteam generator model F dan model D, karenabelum ada data untuk steam generator modelDelta 75 yang dipakai pada AP600.

- Belum adanya data model water entrainmentpada steam generator model Delta 75, makadiasumsi bahwa uap keluar pecahan sebagai uapjenuh kering.

Data-data untuk fungsi keselamatana. Penetapan reaktor trip- fluk netron tinggi : 118 %- Tekanan tabung tekan rendah : 1800psia- Massa steam generator : 62150 Ibm- Tekanan tabung tekan tinggi : 2480 psia

62

c. Waktu konstan

- waktu penutupan katup isolasi pipa uap : 5 - 10 dt- waktu penutupan katup isolasi pipa air catu: 5 - 10

dt

PENJELASAN TENTANG LOFfRANLOFT RAN adalah digital computer yang

dikembangkan untuk mensimulasikan watak transienpada multi lop PWR. LOFTRAN mensimulasikan kinetikareaktor, kondisi thermohidrolik, tabung tekan,steam ge­nerator, pompa, operasi sistem proteksi dan kendali, danperihal tersebutdimodelkan di dalam perhitungan dimanasecara lebih rinci adalah sebagai berikut :

a. Model teras reaktoryang meliputi: model perpin­

dahan panasdalam bahan bakar, model pointneutron kinetic, model panas peluruhan danDNBR

b. Model lop pendingin reaktor yang meliputi : loppendingin reaktor,aliran pendingin reaktor danpercampuran fluks dalam bejana reaktor.

c. Model tabungtekand. Model steam generatore. Engineered Safeguard Model, untuk mensimula­

sikan sistem injeksi keselamatan antara lain :injeksi boron,akumulator, core make up tank danpassive residual heat removal system.

f. Model simulasi sistem kendali dan proteksi, meli­puti a.1 :pengendalian batang kendali secaraotomatik, pengendalian steam dump, pengen­dalian tekanan tabung tekan,semburan dan reliefpada tabung tekan,turbin trip, aktuasi injeksikeselamatan,pengisolasian pipa uap dan pipa aircatu, aktuasi CMT dan PRHR.

Blok diagram solusi LOFTRAN adalah sepertiditunjukkan pada gambar-3 dan analisis yang dapatdilakukan dengan LOFTRAN adalah sebagai berikut :

- Feedwater system malfunction- Excessive increase steam flow

- Inadvertent opening a steam generator relief orsafety valve

- Steam line break- Loss of external load

- Loss of offsite power- Loss of norn1al feedwater

- Feedwater line rupture- Loss of force RCS flow

- Locked rotor pump- Rod withdrawal at power- Rod drop

Prosiding Seminar Tekn%gi dan Kese/ama/an PLTNserta Fasi/itas Nuklir

WESTINGHOUSE PROPRIETARY CLASS 2

CALCULATE NUCLEAR POWERAND CORE HEAT FLUX

CALCULATE SG HEAT FLUXAND SECONDARY SIDE

FLUID CONDITIONS

COMPUTE R.C. FLOW

CALCULATE RCSFLUID CONDITIONS

CALCULATE PRESSURIZERSCONDITIONS

Serpong, 9-10 Februari 1993PRS G, PPTKR -SATAN

NO CONVERGED ?

YES

CONTROL AND PROTECTIONSYSTEM PARAMETERS

FINISHED ?

YES

STOP

Gambar - 3 : Blok Diagram Urutan Penyelesaian LOFrRAN

63

Prosiding Seminar Tekn%gi dan Kese/amatan PLTNserta Fasililas Nuklir

- Start up of an inactive pump- Inadvertent ECCS actuation

- Inadvertent opening of pressurizer relief or safetyvalve.

- Steam generator tube rupture.- ATWS

BASIL ANALISIS1. Hasil-hasil keluaran LOFTRAN

Dengan adanya variasi daya reaktor, variasi tipedan luas peeahan, variasi asumsi gaga Itunggal dari sistemkeselamatan dan variasi waktu langkah penutupan katupisolasi, maka dihasilkan 35 data laju alir massa danenergi keluar pipa uap pecah. Data-data tesebut sebagaidatamasukan pada program WGOTHIC untuk melakukananalisis desain (respon) kontainmen.Analisis massa danenergi menyediakan data-data laju alir massa dan energi,dimana dengan masukan timbal balik antara hasilb analisismassa dan energi dan hasil analisis desain kontainmen,akan dapat ditentukan suatu kondisi peeahan yangmenghasilkan tekanan maksimum di dalam kontainmendengan marginal keselamatan yang eukup, sehingga da­lam hal terjadi pipa pecah di dalam kontainmen tekanandesain kontainmen tidak terlampaui.

Sebagai contoh untuk kejadian pip a uap pecah didalam kontainmen : Full DER,pada 102 % dayareaktor,MSIV gagal,langkah penutupan katup isolasiselama 10detik,urutan kejadiannya adalah sebagai berikut

- pipe break : 0.000 see- SIS signal (Low steamline

pressure-540 psia ) : 1.106 see- Start up feedwater initiated: 1.106 see- Reactor Trip ( rod motion) : 3.106 see- Steam line isolation : 13.106 sec.- Feedwater line isolation : 13.106 see- CMT actuation : 23.110 see

- Start up feedwater terminated: 25.994 see- PRHR actuation : 222.70 see

- SG tube bundle uneovery : 322.20 see- RCP No.1 speed fall below 5%: 356.27 see- Dry out (end of blow down ): 358.20 see- RCP No.1 stop : 494.57 see

Laju alir massa dan energi keluar pipa uap peeahditunjukkan pada gambar-5.

2. Hasil Analisis Keterkaitannya Dengan Analisis DesainKontainmen

Sesuai dengan tujuan analisis massa dan energikeluar pipa uap peeah di dalam· kontainmen, makasetelah semua data massa dan energi diaplikasikan padaprogram WGOTHIC untuk melakukan analisis desainkontainmen, diperoleh bahwa satu kasus peeahanmcnghasilkan tekanan maksimum dengan marginalkeselamatan yang eukup dan dapat diterima sebagai hasilanalisis, dan satu kasus peeahan menghasilkan temperaturmaksimum dengan tetap mempertimbangkan harga

64

Serpollg, 9-10 Februari 1993PRS G, PPTKR - BATAN

tekanan yang dicapai di dalam kontainmen. Kcdua kasuspeeahan tersebut adalah

a. Full DER, pada 30 % daya reaktor, MSIV gagaldan langkah penutupan katup isolasi 5 detik,menghasilkan tekanan maksimum yaitu 56.11psia/305.1 °F,dimana tekanandesain kontainmenadalah 59.7 psia, berarti marginal keselamatanadalah 3.59 psi.Laju massa dan energi keluarpeeahan ditunjukkanpada gambar-4.

b. Full DER, pada 102 % daya reaktor, MSIV gagaldan langkah penutupan katup isolasi 10 detik,menghasilkan temperaturmaksimum yaitu 55.9psia/320 F. Lajumassa danenergi keluarpeeahanditunjukkan pada gambar-5. Terhadap peeahanyang lain bahwa :

e. Untuk tipe peeahan small DER dan split baiktekanan dan temperatur yang dieapai di dalamkontainmen adalah lebih rendah dari kondisi

peeahan pada 5.2.a dan 5.2.b.d. Untuk kondisi peeahan Full DER, MSIV ataupun

MFWIV gagal, pada daya 0 % dan langkahpenutupan katup selama 10 detik menghasilkantekanan dan temperatur lebih rendah dari kondisipeeahan pada 5.2.a dan 5.2.b.

e. Untuk kondisi peeahan Full DER,MFWIV gagal,pada daya 102 % dan langkah penutupan katupselama 10 dctik menghasilkan tekanan dantempertur lebih rendah dari kondisi peeahanpada 5.2.a dan 5.2.b.

f. Untuk konsisi peeahan Full DER, MSIV ataupunMFWIV gagal,padadaya 70 % ataupun30 % danlangkah penutupan katup isolasi selama 10 detik,mengasilkan tekanan di dalam kontainmen lebihbesar dari tekanan desain.

g. Untuk kondisi pecahan Full DER,pada day a 70 %dan 30 %,MSIV ataupun MFWIV gagal dan padalangkah penutupan katup isolasi selama 8 detik,bahwa pada kondisi peeahan Full DER, MSIVgagal,pada daya 30 % menghasilkan tckanankontainmen sebesar 58.1 0 psia, dan berarti hargamarginal keselamatan adalah 1.6 psi dan belummemadai dari segi keselamatan.

Sehingga dengan pcrtimbangan hasil dari kondisipeeahan pada f. dan g. maka usaha memperpendek waktulangkah penutupan menjadi 5 detik dilakukan. Langkahpenutupan katup 5 detik adalah waktu yang terpendekyang masih memenuhi persyaratan EPRI-USA, dan halini menghasilkan kondisi peeahan pada 5.2.a. yangmenghasilkan tekanan maksimum dengan marginalkeselamatan yang cukup dan diterima sebagai hasilanalisis.

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan PLTNserta Fasililas Nuklir

Serpong, 9-10 Februari 1993PRS G. PPTKR - BATAN

AP600 SiEAM LINE RUPTURE W/AC POWER.MSIV FAILUREFULL .DOUBLE ENDED RUPTURE FROM .30 r. POWER, INSIDE CONT

PLOT 4RUN1

~ u6000.

w(.f)"- 5000.L m-1-

4000. '

::k

0 3000 ..J u..(.f)(.f)

2000.a: 1:m

1000.-1 (f)

O.

"\.

O.200.400.600.800.1000.1200.1400.1600.1800.

TIME(SEC) 06/05/92

~u

PLOT 5RUN1w (.f)36I-m(J)

5. w(S) 4- - 3~ .0.Ju..2

>-~~ 1w zw \.

m00

200400600'80010001200140016001800-1 (f) T I ME(SEC) 06/05/92

Gambar 4. : Laju Massa dan Energi Dengan Langkah Penutupan Katup Isolasi .Selama 5 Detik Untuk Kondisi Pecahan Berikut

65

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamalan PLTNserla Fasililas Nuklir

Serpong, 9-10 Februari 1993PRS G, PPTKR - SATAN

-..

AP600 STEAM LINE RUPTURE W/AC POWER,MSIV FAILUREFULL DOUBLE ENDED RUPTURE FROM 101 7. POWER, INSIDE CONT

PLOT 4RUN1- u

6000.

w en"- 5000.I: CD...J- 4000.

~a 3000 .....JL...enen

2000.cr I:

CD

1000....J en

0'0.

'\200.

400.600.BOO.1000.1200.1400.1600.1800.T IME

(SEC) 06/0~/92

u PLOT 5RUN1w en"-6:::> I-CD

CD

5. wCS) 4- -

:-3~ a...JL...2

>-<.!J~ 1w z.w \

Q)00

200400 .60080010001200140016001800

...J en TIME(SEC) 06/0~/92

.Gambar 5. : Laju Massa dan Energi Dengan Langkah Penutupan Katup IsolasiSelama 10 detik Untuk Kondisi Pecahan Berikut:

66

Prosiding Seminar Tekn%gi dan Kese/ama/an PLTNser/a Fasililas Nuklir

KESIMPULANa. Pada analisis massa dan energi keluar pipa uap pecah

untuk digunakan dalam analisis desain kontainmen,memaksimwnkan hasil pelepasan massa dan energiadalah aswnsi utama yang diperhitungkan, sehinggabanyak harga parameter-parameter diperhitungkanpada kondisi konservatip. Dengan memaksimumkampelepasan massa dan energi berarti memaksimwnkantekanan dan temperatur di dalam kontainmen.

b. Ditinjau dari hasil yang berupa data-data massa danenergi keluar pipa uap pecah, belwn dapat ditariksuatu kesimpulan selain tersedianya data massa danenergi.

Serpong, 9-10 Februari 1993PRS G, PPTKR -BATAN

c. Keterkaitanya dengan analisis desain kontainmendiperoleh kondisi pecahan sebagaimana disebutkanpada 2.a adalah yang menghasilkan tekanan maksimwndi dalam kontainmen dengan marginal keselamatanyang cukup, dan kondisi pecahan sebagaimanadisebutkan pada 2.b adalah yang menghasilkantemperatur maksimwn di dalam kontainmen.

d. Tekanan maksimwn di dalam kontainmen adalah

56.11 psia dengan marginal keselamatan adalah 3.59psi, dan temperatur maksimum adalah 320 of.

DAFfAR PUSTAKA1. Woodcook, J., et aI., "Westinghouse-GOTHIC: A Computer Code for Analyses of Thermal hydraulics Transient

for Nuclear Plant Containments and Auxiliary Building." WCAP-13246 (Proprietary), June 1992.

2. Shepard, R.M., et aI., "Westinghouse Mass and Energy Release Data for Containment Design. "WCAP-8264-P A(Proprietary) and WCAP-8312-A (Nonproprietary), June 1975

3. Land, R.E., "Mass and Energy Release Following A Steam Line Rupture, "WCAP-882 (proprietary) and WCAP­8860 (Nonproprietary), September 1976

4. Burnet, T.W.T., "LOFTRAN Code Description," WCAP-7907-P-A (Proprietary) and WCAP-7907-A (Nonpro­prietary), September 1984

DISKUSI

TRIHARYANTO:

Mengikuti penjelasan Bapak, bahwa energi yang keluar akibat pipa pecah merupakan fungsi waktu penutupan valve.Pada penutupan valve atara 5 - 8 detik setelah pecah, tekanan dalam kintainment yang diijinkan. Parameterapa yangdiperlukan untuk mempercepat penutupan valve setelah pipa pecah ?

M. ROC HILI :

Struktur mikro yang terjadi pada penampang pipa yang pecah menunjukkan struktur apa ?, bila diuji denganmikroskop.

SETIY ANTO :

Dalam suatu analisis , tentunya akan diambil suatu kejadian yang memberikan efek paling jelek, lantas mengapadalam analisa anda , banyak mengambil model pecahan pipa ?

SRI KUNTJORO

1. Parameter-parameter penting apa sajakah yang diambil sebagai masukan program komputer 1 (Transient code)dan program komputer ke dua (Design containment).

2. Dari analisis dikatakan bahwa daya yang diambil30 % daya nominal->menghasilkan kondisi terparah, mengapademikian.

ARYADI SUWONO :

1. Kenapa hanya ditinjau kemungkinan pendingin sekunder, bagaimana bila terjadi pada pendingin primer.2. Kenapa antisipasi tekanan lebih hanya diantisipasi dari skenario parameter operasi bukannya pada design.

67