ANALISIS KECELAKAAN PARAH PADA REAKTOR DAYA TIPE BWR AKIBAT KEHILANGAN AIR UMPAN MENGGUNAKAN PROGRAM THALES-2

Prosiding Presentasi Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir Vlll ISSN No. 1410-0533

ANALISIS KECELAKAAN PARAH PADA REAKTOR DAYA TIPE BWR AKIBAT KEHILANGAN AIR UMPAN MENGGUNAKAN PROGRAM THALES-2

Sugiyanto, Anhar R. Antariksawan, D.T. Sony Tjahyani, Surip Widodo

ABSTRAK

ANALISIS KECELAKAAN PARAH PADA REAKTOR DAYA TIPE BWR AKIBAT

KEHILANGAN AIR UMPAN MENGGUNAKAN PROGRAM THALES-2. Telah dilakukan analisis kecelakaan parah pada reaktor daya tipe BWR menggunakan program THALES-2. Kecelakaan awal yang dipostulasikan adalah kehilangan air umpan yang diikuti dengan gagalnya ECCS baik pactahigh pressure injection system maupun low pressure injection system, sedangkan Automatic Depressurization System (ADS) dan spray system dapat berfungsi. Program dijalankan dengan lama sekuensi 100 menit setelah terjadi kecelakaan. Hasil analisis menunjukkan bahwa pacta sekitar 14 menit setelah kecelakaan teras mulai tak tergenangi air clanpactawaktu sekitar 42 menit setelah kecelakaan mulai terjadi pelelehan teras.

Namun demikian, tekanan dalam bejana reaktor dapat dipertahankan rendah yaitu pactatekanan atmosfir karena berfungsinya ADS.

ABSTRACT

ANALYSIS OF SEVERE ACCIDENT INITIATED BY LOSS OF FEED WATER IN THE BOILING WATER RECTOR USING THALES-2 CODE Analysis of severe accident in the boiling water reactor using THALES-2 code has been conducted The initiating event was loss offeed waterfollowed by both high pressure injection system and low pressure injection systemfailure, but automatic depressurization system (ADS) and spray system could be functioned Severe accident was analysed by executing the software until 100 minutes after the accident occurred This analysis showed that core uncovery occured at about 22 minutes after accident so that core melt will be occured However, the pressure in reactor vessel could be kept low at atmospheric pressure with help of ADS.

PENDAHULUAN

Dalam design basis accident (DBA) telah diperhitungkan bahwa berbagai kemungkinan kecelakaan diyakini tidak akan menyebabkan terjadinya pelelehan teras karena adanya sistem keselamatan terekayasa. Namun kecelakaan nuklir yang terjadi di Three Mile Island, 1979 clan Chernobyl, 1986 menunjukkan bahwa pelelehan teras dapat terjadi. Dalam terminologi keselamatan reaktor kecelakaan yang menyebabkan sampai terjadinya pelelehan teras

.~. .

dikenal dengan kecelakaah diluar dasar desain (beyond DBA) atau kecelakaan p!U"ah.

Penelitian mengenai kecelakaan parah banyak dilakukan baik melalui studi eksperimental maupun analisis pemodelan.

Salah satu riset yang dilakukan JAERI (Jepang) ditujukan untuk pengembangan metode analisis

melalui suatu program komputer yang diberi nama THALES-2. Program komputer ini digunakan untuk analisis termohidraulika clan perilaku produk fisi pacta reaktor air ringan (light water reactor, LWR) selama kecelakaan parah.(l)

Pacta penelitian sebelumnya telah dilakukan analisis kecelakaan parah reaktor BWR dengan kejadian awal menggunakan program THALES-2.(2) Dalam penelitian ini dilakukan analisis kecelakaan pacta LOCA

parah pacta reaktor daya tipe BWR dengan kejadian awal kehilangan. air umpan (loss of feed water transient)

.

Dalam sekuensi ini dipostulasikan bahwa high pressure injection system maupun low pressure injection system gagal, sedangkan automatic depressurization system daD spray system diasumsikan dapat

Serpong. 26 dan 27 Pebruari 2003 112

Prosiding Presentasi IImiah Tekn%gi Kese/amatan Nuklir VIII /SSN No. /410-0533

antar volume. Sedangkan path merupakan model elemen untuk menghitung transpor massa daD energi antar sistem. Dalam program THALES-2 elemen radiomiklida dibagi menjadi 10 kelompok sedangkan gas-gas pembawa dibagi menjadi 5 kelompok

.

,.

PEMODELAN

Model daD input yang digunakan dalam analisis ini disusun oleh JAERL Reaktor direpresentasikan menjadi lima sistem yaitu sistem pendingin reaktor, drywell, wetwell, gedung reaktor, daD lingkungan. Sistem pendingin reaktor dibagi menjadi volume loop resirkulasi, lower plenum, teras, upper plenum, steam dome, down comer danjunction-junction yang menghubungkan antara volume.

Kontainmen direpresentasikan oleh sistem drywell daD wetwell. Sistem drywell terdiri .,darivolume drywell, cavity daD vent pipe,

,

sedangk.an sistem wetwell merupakan volume tunggaL Gedung reaktor daD lingkungan masing-masing direpresentasikan sebagai volume tunggal. Skema pemodelan ini ditunjukkan dalam Gambar 1.

Skemiriokecelakaan dipostulasikan diawali oleh kehilangan air umpan (loss offeed water).

Dalam sekuensi ini high pressure injection system daD low pressure injection system diasumsikan gagal, sedangkan automatic depressurization system (ADS) daDspray system dapat berfungsi. Running program dilakukan dengan lama sekuensi 100 menit setelah terjadi kecelakaan.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Perhitungan dijalankan dengan lama sekuensi 100 menit setelah terjadi kecelakaan.

rioting terhadap basil perhitungan diantaranya memberikan gambaran profil level permukaan campuran pending in daDtekanan sistem primer seperti ditunjukkan raJa Gambar 2 daD3. Dari gambar 2 terlihat bahwa sekitar 10 menit setelah kecelakaan ketinggian permukaan pendingin di teras mulai menurun. Kondisi ini terns berlanjut, hingga raJa sekitar 22 menit setelah kecelakaan seluruh teras sudah tidak tergenangi pendingin lagi. Akibatnya terjadi pemanasan berlebihan raJa bahan bakar sampai akhirnya kelongsong gagal daDterjadi pelepasan produk fisi gas yang terkungkung raJa celah antara kelongsong daD bahan bakar. Pemanasan lebih lanjut akan menyebabkan pelelehan bahan bakar yang diikuti pelepasan produk fisi dari bahan bakar ke sistem primer. Selanjutnya lelehan teras akan jatuh ke bawah sehingga berinteraksi dengan pendingin yang masih tersisa raJa lower plenum. Interaksi antara lelehan dengan pendingin menyebabkan terbentuknya uap sehingga tekanan raJa sistem primer meningkat. Kondisi ini sesuai dengan profil tekanan dalam sistem primer seperti ditunjukkan raJa Gambar 3. raJa sekitar 10 menit setelah kecelakaan tekanan sistem primer menurun secara drastis, bahkan raJa sekitar 25 menit setelah kecelakaan tekanan sistem primer hanya sebesar 1,48 104Bar. Namun demikian, sekitar 56 menit setelah kecelakaan tekanan sistem primer tiba-tiba meningkat cepat sampai 4,45 105bar daD kemudian kembali tumn lagi.

Hal ini disebabkan oleh terjadinya interaksi antara lelehan teras dengan pendingin yang menimbulkan pembentukan oar. Dalam sekuensi ini tekanan sistem primer dapat dipelihara rendah sebesar tekanan atmosfir

Serpong, 26 dan 27 Pebruari 2003 114

Prosiding Presentasi Ifmiah Teknologi Keselamatan Nuklir VIII /SSN No. /4/0-0533

karena berfungsinya automatic depressurization system.

KESIMPULAN

Dari hasilanalisis ini dapat disimpulkan bahwa transien kehilangan air umpan yang diikuti oleh gagalnya pendinginan teras darurat akan menyebabkan ketinggian permukaan pendingin menurun. Bahkan pada sekitar 22 menit setelah kecelakaan seluruh teras sudah tidak tergenangi pendingin lagi atau core uncovery. Keadaan ini menyebabkan terjadinya pemanasan teras dengan cepat sehingga terjadi kegagalan kelongsong yang disertai pelepasan produk fisi yang terdapat pada celah antara kelongsong dengan bahan bakar. Pemanasan lebih lanjut menyebabkan terjadinya pelelehan bahan bakar yang diikuti pelepasan produk fisi volatil dari bahan bakar ke sistem primer.

Dengan berfungsinya automatic depressurization system maka selama kecelakaan tekanan di dalam bejana reaktor dapat dipertahankan rendah yaitu pada tekanan atmosfir.

DAFTAR PUST AKA

I. MITSUHIRO KAJIMOTO etal, THALES- 2 : A Computer Code for Analysis of Thermal-Hydraulics and Radionuclide Behavior for Light Water Reactors under Severe Accident Conditions

- Model.

Description and User's Manual, Risk Analysis Laboratory, Department Reactor Safety Research, Tokai Research Establishment, JAERI, March 1994.

2. SUGIYANTO, dkk, Analisis Kecelakaan Farah pada Reaktor Daya Tipe BWR akibat Kehilangan Air Pendingin menggunakan Program THALES-2, Laporan Teknis P2TKN Tahun 200 I.

3. R. T. LAHEY, JR and F. J. MOODY, The Thermal-Hydraulics of a Boiling Water Nuclear Reactor, American Nuclear Society, 1984

4. SURIP WIDODO, . Analysis of Containment Venting Following a Core Damage at a BWR Mark [ using THALES- 2, Reactor Safety Technology Research Center of BATAN, Indonesia, June 1999.

5. H. 1. TEAGEUE and D. F. TORGERSON, A Generic Overview of Severe Accident Phenomena, Proc. of Fission Product Transport Processes in Reactor Accidents, Hemisphere Publishing Corporation, New York, 1990.

Serpong, 26 don 27 Pebruari 2003 115

Prosiding Presentasi I/miah Teknologi Keselalllalan Nuklir VI/I ISSN No. 1410-0533

berfungsi. Hasil analisis diharapkan dapat diketahui kondisi termohidraulika clan perilaku radionuklida baik di teras maupun dalam kontainmen se!ama kecelakaan parah. Namun demikian, pada makalah ini pembahasan masih akan ditekankan pada kondisi termohidraulikanya.

DESKRIPSI REAKTOR BWR

Reaktor yang diacu dalam analisis ini adalah reaktor air didih (boiling water reactor, BWR) yaitu BWR-4 dengan kontainmen tipe Mark-2 yang memiliki daya thermal 3.293 MWt. Teras reaktor terdiri dari 764 bundel bahan bakar, 185 batang kendali, clan sejumlah monitor fluks neutron yang ditempatkan di dalam bejana bertekanan (pressure vessel).

Komponen lain yang terdapat di dalam bejana adalah pemisah uap (steam separators), pengering uap (steam dryers), clan struktur pendukung. Oi samping itu terdapat core shroud yaitu suatu penghalang berbentuk silindris dari bahan baja nirkarat (stainless-steel) yang digunakan untuk memisahkan aliran ke alas yang melalui teras terhadap aliran ke bawah dalam anulus. Bahan bakar terdiri dari pelet- pelet 002 di dalam kelongsong Zircalloy-2 yang diisi dcngan gas helium pada tekanan atmosfir. Bunde! bahan bakar tersusun dalam square pitch 7x7.

Sistem resirkulasi air pendingin reaktor terdiri dari dua loop eksternal yang dihubungkan ke tangki reaktor masing-masing menggunakan satu pompa. Oisamping itu juga terdapat internal jet pump yang terletak di dalam tangki reaktor digunakan untuk memberikan sirkulasi internal secara kontinyu pada sebagian besar aliran pendingin.(2)

DESKRIPSI THALES-2

THALES-2 (Thermal Hydraulics and radionuc/ide behavior Analysis of Light water reactor to Estimate Source terms under severe accident conditions) adalah program komputer yang dikembangan oleh Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) untuk analisis termohidraulika clanperilaku radionuklida pada reaktor air ringan (light water reactor, LWR) dalam kondisi kecelakaan parah. Program ini memiliki kemampuan memodelkan berbagai fenomena yang terjadi selama kecelakaan parah yaitu meliputi pemanasan teras, interaksi metal- air, relokasi material-material yang meleleh, interaksi teras-beton, pembakaran hidrogen, pelepasan radionuklida dari bahan bakar maupun material lelehan, pengendapan radionuklida, pelarutan radionuklida dalam pendingin, serta pengambilan radionuklida oleh sistem keselamatan terekayasaY) Pada dasarnya perhitungan dilakukan dengan cara mengkaitkan perhitungan kondisi termohidraulika terhadap perhitungan perilaku radionuklida pada setiap tahap kecelakaan.

Model multi volume digunakan untuk perhitungan transpor massa clan energi serta transpor radionuklida. Dalam model ini instalasi direpresentasikan sebagai kombinasi antara sistem, volume, tank, path clan junction. (1) . Volume merupakan sawall daerah seperti loop resirkulasi, upper plenum, teras clan sebagainya.

Sistem merupakan sekelompok volume-volume yang mempunyai tekanan sarna yang dihubungkan olehjunction. Tank adalah sebuah daerah yang mana inventori pendingin dapat berpindah, sebagai contoh condensate storage tank (CST). Junction merupakan model e!emen untuk menghitung transport massa daD energi

Serpong, 26 dan 27 Pebruarl 2003 113

Prosiding Presenlasi J/miah Tekn%gi Kese/amalan Nuk/ir VII!

/SSN No. /4/0-0533

LAMPmAN

Reactor Building (RB) Drywell (DRYW)

Cont1linment

brnk[I'BR1]

eontel_.nt

l.eak:[PUR3J

(): Vo]ume name [J: Path name

R.drrulajjq.

LoopA

(LOPA)

1---1

Path Wetwell

(WETW) Junction

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

Gambar 1. Pemodelan BWR Mark II dalam THALES-2.(I)

20

18

16

14

-

_i ¹²

.§.-;10

;

⁸

Q.

E~ 6

..

>

..! 4

1000 2000 3000 4000 5000

-2 ..

waktu (detik)

Gambar 2. Level campuran

-..-..-...

Environment

(ENVY)

I--

Blowout Panel [PDR2]

Loakllgoir Rx,Bl.

[POllS]

(ENVS)

1-- _-'"Gae^Emergency Treatment System

[PBR4)

'

j

I (ENVY) Contaimnent VelttfPBR61

, "...

-+-CORE

-ll-UPPl

STMD .,...DC -><-lWPl ---lOOPA -t-lOOPB

Serpong, 26 dan 27 Pebruari 2003 116

Prosiding Presentasi /lmiah Teknologi Keselamatan Nuklir VIII ISSN No. 1410-0533

~

~ 4.00E+O5

1...

O.OOE+OO

0 8.00E+O5

7.00E+O5

6.00E+O5

5.00E+O5

3.00E+O5

2.00E+O5

1.00E+O5

1000 2000 3000 4000 6000

w.ktoJ (dellk)

5000

Gambar 3. Tekanan Sistem Primer

Serpong, 26 don 27 Pebruari 2003 117

\