Upload
lenguyet
View
222
Download
4
Embed Size (px)
Citation preview
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