EFEK KEGAGALAN POMPA PENDINGIN PRIMER TERHADAP KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIK REAKTOR TRIGA 2000

(1)

EFEK KEGAGALAN POMPA PENDINGIN PRIMER TERHADAP KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIK REAKTOR TRIGA 2000

Reinaldy Nazar

PTNBR-BATAN, Jl. Tamansari No. 71, Bandung 40123.

ABSTRAK

EFEK KEGAGALAN POMPA PENDINGIN PRIMER TERHADAP KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIK REAKTOR TRIGA 2000. Telah dilakukan analisis kondisi transien ketika reaktor TRIGA 2000 kehilangan aliran pendingin primer, karena pompa primer kehilangan catu daya listriknya sehingga gagal berfungsi.

Perhitungan ini menggunakan program komputer RELAP5/MOD3.2 dengan memodelkan teras reaktor yang berisi 116 bahan bakar sebagai 7 kanal yang merepresentasikan 7 daerah berbeda di dalam teras. Pada model reaktor ini diakomodasi juga bentuk teras bagian bawah dan posisi ujung masukan pipa primer di bawah teras yang mempengaruhi arah dan laju aliran pendingin ke dalam teras, serta keberadaan sistem difuser di atas chimney yang membelokkan sebagian arah aliran air pendingin yang keluar dari chimney. Berdasarkan hasil kajian ini diperoleh awal kondisi tunak tercapai setelah 2500 detik sejak reaktor mulai operasi pada daya 2000 kW. Pada kondisi tunak suhu kelongsong kanal-3 (terpanas) adalah 149,63ÔC, suhu pendingin keluar teras melalui kanal-3 (terpanas) adalah 105,66 ÔC, suhu pedingin masuk teras reaktor 32,2 ÔC, dan suhu pendingin keluar reaktor 46,79 ÔC. Pendingin primer yang masuk tangki reaktor dengan laju alir 59,64 kg/s, terdistribusi ke teras 31,44 kg/s dan ke by-pass teras atau by-pass chimney 28,20 kg/s. Hasil perhitungan pada kondisi transien diperoleh bahwa, sebelum scram suhu kelongsong kanal-3 (terpanas) 161,03 ÔC dan suhu pendingin keluar teras melalui kanal-3 (terpanas) 117,66 ÔC. Di dalam teras juga terdapat aliran sirkulasi alamiah (dari teras, ke chimney, ke by-pass chimney, ke by-pass teras dan kembali ke teras) yang mendinginkan teras reaktor.

Scram dicapai setelah 250 detik dari awal terjadinya kegagalan pompa primer. Berdasarkan hasil kajian ini diketahui bahwa, ketika terjadi kondisi transien karena kegagalan pompa primer, reaktor terprediksi berada dalam batas keselamatan.

Kata kunci : reaktor TRIGA 2000, kehilangan aliran pendingin primer, teras tujuh kanal.

ABSTRACT

THE FAILURE EFFECT OF PRYMARY COOLANT PUMP TO THERMO-HYDRAULIC CHARACTERISTIC OF TRIGA 2000 REACTOR. Has been done analysis of transient, when TRIGA 2000 reactor loss of primary coolant flow because primary pump loss of electric power, so fail in function.The calculation using RELAP5/MOD32 computer code with reactor core is modeled in the form of different seven channels as representation of different seven areas in core with 116 fuels. This reactor model also considers position of tip of primary pipe of input tank which is below of core, form of lower part core geometry influencing direction and coolant flow rate into core, and existence of diffuser system. The result of calculation in condition of steady state is obtained initiation condition of steady state is reached after 2500 seconds from reactor starts operation on 2000 kW power. On steady state, the channel-3 cladding temperature (hottest) is 149,63ÔC, the coolant temperature outlet from the channel-3 (hottest) is 105,66 ÔC, reactor inlet temperature is 32,2 ÔC, and reactor outlet temperature is 46,79 ÔC. The primary coolant entering reactor with flow rate 59,64 kg/s, distributed to core 31,44 kg/s and to by-pass of core or by-pass of chimney 28,20 kg/s.The result of calculation transient is obtained, before scram occur the channel-3 cladding temperature (hottest) is 161,03 ÔC and the coolant temperature outlet from the channel-3 (hottest) is 117,66 ÔC. In the reactor core is a natural circulation as well (from reactor core, to chimney, to by-pass of chimney, to by-pass of core and back to platform) which is cooling reactor core. Scram occur on 250 seconds after failure of the primary pump. Based on result of this study is known that, when transient condition is happened because primary pump failure, reactor is predicted to stays in safety margin.

Keywords : TRIGA 2000 reactor, loss of primary coolant flow, core of seven channels.

PENDAHULUAN

eselamatan mutlak diperhatikan dalam pengoperasian reaktor nuklir. Salah satu aspek kajian yang sangat berkaitan dengan masalah keselamatan reaktor TRIGA 2000 adalah analisis termohidrolik. Kajian ini harus mampu memprediksi secara tepat karakteristik reaktor pada berbagai kondisi operasinya, termasuk pada saat kecelakaan

operasi, misalnya ketika pompa sistem primer reaktor kehilangan catu daya listriknya. Ketidaktelitian analisis termohidrolik reaktor dalam memprediksi kondisi kecelakaan ini, diantaranya akan menyebabkan tidak terprediksinya peristiwa pendidihan film (film boiling) dalam teras reaktor ketika reaktor dioperasikan. Hal ini dapat mengakibatkan kerusakan atau kebocoran pada

K

(2)

Reinaldy Nazar ISSN 0216 - 3128 151

Buku I Prosiding PPI - PDIPTN

Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 14 Juli 2009

kelongsong elemen bahan bakar, sehingga produk hasil fisi yang radioaktif lepas ke lingkungan ^[1]. Dengan demikian, disamping hasil kajian keselamatan reaktor harus akurat dalam memperediksi kondisi keselamatan, perlu dilakukan kajian pembanding untuk memverifikasi dan melengkapi hasil kajian yang sudah ada, sehingga diharapkan diperoleh tingkat keselamatan operasi reaktor yang handal.

Berkaitan dengan hal tersebut, maka pada penelitian ini dilakukan analisis transien kehilangan aliran pendingin primer LOFA (loss of flow accident) ketika pompa sistem pendingin primer kehilangan catu daya listrik yang menggerakkan motor pompa, sedangkan sistem pendingin sekunder tetap beroperasi. Kajian ini ditekankan untuk mengamati kenaikan suhu sebagai fungsi waktu di beberapa titik penting di dalam sistem reaktor setelah terjadinya transien pompa primer, seperti: suhu keluaran pendingin dari tangki reaktor, suhu masukan pendingin ke dalam teras reaktor, dan titik terpanas di dalam teras reaktor. Hasil analisis ini diharapkan dapat memberikan informasi penting tentang pola transien temperatur yang terjadi pada sistem pendingin primer, pola perubahan daya reaktor, temperatur curah pendingin teras, suhu maksimum kelongsong elemen bahan bakar dan laju aliran pendingin di dalam reaktor.

Penelitian ini menggunakan program komputer RELAP5/MOD3.2 ^{[2, 3]} dan merupakan pengembangan dari penelitian yang telah dilakukan sebelumnya ^[4], dimana dalam kajian ini teras reaktor yang berisi 116 bahan bakar dimodelkan sebagai 7 kanal yang merepresentasikan 7 daerah berbeda di dalam teras. Disamping itu, pada model reaktor yang dibuat diakomodasi juga bentuk teras bagian bawah dan posisi ujung masukan pipa primer di bawah teras yang mempengaruhi arah dan laju aliran pendingin ke dalam teras, serta keberadaan sistem difuser yang membelokkan sebagian arah aliran air pendingin yang keluar dari teras reaktor.

Pada dasarnya kegiatan ini merupakan rangkaian penelitian peningkatan keselamatan dan pendayagunaan reaktor TRIGA 2000, untuk memperoleh kondisi operasi reaktor yang aman, selamat dan berdayaguna.

Deskripsi Reaktor TRIGA 2000

Reaktor TRIGA (Training Reseach Isotopes production by General Atomic) 2000 merupakan reaktor penelitian bertipe tangki (tank type) (gambar 1). Reaktor berdaya maksimum 2000 kW ini mempunyai 121 buah lubang kisi (grid) dengan jarak antar kisi sama (gambar 2) untuk menyusun elemen bahan bakar di dalam teras reaktor dengan pola susunan heksagonal.

Gambar 1. Tangki reaktor TRIGA 2000 beserta komponen-komponennya.

Gambar 2. Grid plate.

Teras reaktor (gambar 3) yang berisi elemen bahan bakar direndam dalam tangki reaktor menggunakan air ringan. Air ini selain berfungsi sebagai moderator juga berfungsi sebagai air pendingin primer untuk mengambil kalor hasil reaksi fisi yang terjadi di dalam teras reaktor. Elemen bahan bakar sebagai sumber terjadinya reaksi fisi pada reaktor TRIGA 2000 berbentuk batang silinder (gambar 4), terbuat dari paduan uranium dan zirconium hibrida yang dibungkus kelongsong baja tahan karat SS-304 (gambar 4).

Gambar 3. Teras reaktor. Gambar 4. Elemen bahan bakar

(3)

Gambar 5. Diagram sistem pendingin reaktor TRIGA 2000.

Sistem pendingin reaktor TRIGA 2000 terdiri dari: tangki reaktor, sistem pendingin primer dan sistem pendingin sekunder (gambar 5). Tangki reaktor berdiameter dalam 1,981 meter, tinggi 7,55 m dan diisi dengan air ringan sampai ketinggian 7,35 m.

Sistem pendingin primer terdiri atas dua buah pompa sentrifugal untuk mengalirkan air pendingin keluar dan masuk tangki reaktor (dalam keadaan normal digunakan satu pompa), alat penukar kalor tipe pelat untuk memindahkan kalor dari sistem primer ke sistem sekunder serta beberapa katup untuk mengatur aliran dalam pemipaan sistem primer. Sistem pendingin sekunder terdiri atas dua buah menara pendingin, dua buah pompa sentrifugal untuk mengalirkan air pendingin keluar dan masuk menara pendingin (dalam keadaan normal digunakan satu pompa), alat penukar kalor tipe pelat untuk memindahkan kalor dari sistem primer ke sistem sekunder serta beberapa katup untuk mengatur aliran dalam pemipaan sistem sekunder.

Reaktor TRIGA 2000 dilengkapi dengan sistem difuser untuk membelokkan sebagian arah aliran air pendingin yang keluar dari teras reaktor, sehingga memperpanjang waktu tempuh air pendingin menuju permukaan tangki dan memperlambat perjalanan N-16 yang mengikuti aliran air pendingin dari permukaan teras ke permukaan air tangki. Hal ini akan mengurangi aktifitas N-16 dipermukaan air tangki, karena sebagian N-16 akan meluruh sebelum mencapai permukaan tangki. Sistem difuser terdiri

dari pompa, sistem pemipaan, katup-katup dan nozzle.

Nozzle ditempatkan di atas chimney.

Secara garis besar proses termohidrolik pada reaktor TRIGA 2000 dimulai dengan perpindahan kalor hasil fisi di dalam elemen bahan bakar ke air pendingin primer yang terjadi di dalam teras reaktor secara konveksi alamiah. Kalor yang pindah ke air pendingin primer, selanjutnya dibawa melalui sistem pendingin primer ke penukar kalor untuk dipindahkan ke air pendingin sekunder. Perpindahan kalor yang terjadi di dalam penukar kalor ini berlangsung secara konveksi paksa. Kalor yang pindah ke air pendingin sekunder, selanjutnya dibawa melalui sistem pendingin sekunder ke menara pendingin untuk dibuang ke lingkungan. Pembuangan kalor ke lingkungan melalui menara pendingin berlangsung secara konveksi paksa.

Deskripsi Program RELAP5/MOD 3.2

Kajian ini dilakukan dengan menggunakan program komputer RELAP5/MOD3.2 yang merupakan hasil pengembangan beberapa generasi dari paket program komputer RELAP (Reactor Excursion and Leak Analysis Program) ^[2]. Prinsip kerja program komputer RELAP5/ MOD3.2 adalah menggunakan model hidrodinamika dua zat cair (two fluid model) yang bekerja dalam 5 persamaan dasar yaitu 2 persamaan kontinuitas massa (untuk uap dan air), 2 persamaan momentum (untuk uap dan air) dan 1 persamaan energi total. Pada model ini hanya dibutuhkan dua persamaan konstitutif pada batas uap

(4)

dan air, yaitu persamaan gesekan (interphase drag) dan persamaan pertukaran massa (interphase mass exchange). Variabel dasar yang digunakan program komputer RELAP5/MOD3.2 adalah kerapatan fasa uap dan cair (ρ), kualitas uap (χ), energi dalam fasa campuran (U) dan kecepatan alir fasa uap dan fasa cair masing-masing adalah ν_ν dan ν_ι. Sedangkan operasi dasar matematika yang digunakan untuk perhitungan numerik adalah penjumlahan dan pengurangan dari masing-masing persamaan fasa cair dan fasa uap. Perhitungan yang dilakukan pada RELAP5/MOD3.2 adalah memodelkan sistem hidrodinamika dengan model satu dimensi, transien, dengan aliran dua fasa air-uap yang dapat mengandung gas lain yang tak terkondensasi. Adapun bentuk persamaan dasar kekekalan massa, momentum dan energi yang digunakan RELAP5/MOD3.2 ditunjukkan oleh persamaan (1), (2), (3), (4) dan (5) : Persamaan Kekekalan Massa

Persamaan (1) :

(

αvρvvv ^α_l^ρ_l^v_l

)

⁰

z A 1 t

ρ + =

∂ + ∂

∂

∂ (1)

Persamaan (2) :

( ) ( ) ( )

Γv z

lA lv lρ α A χ z

vA vv vρ α A

χ 1 δt

ρ χ =

∂

− ∂

∂

∂ + −

∂ ⎟⎟⎠

⎜⎜ ⎞

⎝

⎟ ⎛

⎠

⎜ ⎞

⎝

⎛ (2)

Persamaan Kekekalan Momentum Persamaan (3) :

(

νv ^ν_l

)

Γv lFWL lν lρ α vFWG vν vρ z α z ρg P

z l2 v ρl αl 2 1 z

2v v ρv αv 2 1 t vl ρl αl t vv ρv αv

−

∂ +

∂

∂ = + ∂

∂ + ∂

∂

(3)

Persamaan (4) :

( )

( ) ( )

⎥⎦

⎢ ⎤

⎣

⎡

⎟⎟

⎠

⎞

⎜⎜

⎝

⎛

∂

− ∂

∂ + ∂

∂

−

− ∂

−

+ − Γ −

+ +

∂ −

− ∂

∂ =

− ∂

∂ + ∂

∂ +∂

∂

z vl vv z vv vl t

vl vv v l l C v V V FI

l v l v

vl l v l vv i v V FWL v vl vFWG v

z P v l z vl z vv t vl t vv

ρ ρ ρ ρ

ρ α ρ α

ρ α ρ α ρ

ρ ρ

2

1 2 1

2 2 1 2 1

(4)

Persamaan Kekekalan Energi Persamaan (5)

( ) ( )

( )

vv vFWG z v

lA lv v A vv A P

z

l A lv le A l vv ev v v A t U

∂ + +

− ∂

∂ = + + ∂

∂

⎟⎠

⎜ ⎞

⎝

⎛

⎟⎠

⎜ ⎞

⎝

⎛

2 1

ρ α α

α

ρ α ρ

ρ α

(5)

( )

(

vv ^v_l

)

^Q

l

vl vv lFI l v l v v lFWL l

+

− Γ +

− +

+

2 2

1

2 α α ρ ρ 2 ρ

α

dimana; Γ = faktor pembentukan, χ = kualitas uap, ρ = kerapatan fasa, α = difusivitas termal, P = vektor dari tekanan di seluruh sel, Q = fluks kalor, z = aksis arah aliran, v = kecepatan aliran fasa, ei = U + (vi)², Vi = volume atur sel ke-i, indek ν dan ι = masing-masing menunjukkan vapour (uap) dan liquid (cair), FWG dan FWL = wall friction drag untuk uap, air yang merupakan fungsi linier terhadap kecepatan dan merupakan hasil perkalian dari koefisien friksi, luasan friksi per unit volume dan besar kecepatan fluida. F1

= interphase frictional drag, merupakan fungsi linier terhadap kecepatan dan merupakan hasil perkalian dari koefisien friksi, luasan friksi per unit volume dan kecepatan fluida.

Pada RELAP5/MOD3.2 sistem hidrodinamik yang ditinjau dimodelkan dengan komponen- komponen yang dapat menyimulasikan sistem secara keseluruhan. Model-model tersebut antara lain volum, pompa, katup, pipa, struktur pelepasan maupun penyerapan energi kalor, kinetika reaktor, pemanas elektris, pompa jet, turbin, separator, akumulator dan komponen sistem kontrol. Komponen ini berisi data- data fisis komponen sebenarnya, yaitu geometri dan data fluida. Komponen-komponen terdiri dari satu atau lebih volume yang dihubungkan dengan penghubung (junction) yang berisi data aliran fluida.

Daerah perpindahan panas dimodelkan dengan struktur panas yang berisi data geometri dan sifat-sifat fisik bahan. Selain itu terdapat model proses khusus seperti form loss, aliran pada perubahan luas penampang secara mendadak, percabangan, choked flow, boron tracking dan perpindahan gas tak terkondensasi.

TATA KERJA

Adapun langkah kerja yang dilakukan dalam kegiatan ini adalah :

a. Membuat model sistem TRIGA 2000

b. Menyusun input deck berdasarkan model yang dibuat

c. Eksekusi program untuk kondisi tunak sampai dicapai hasil konvergen

d. Melengkapi input deck untuk kondisi transien e. Eksekusi program untuk kondisi transien sampai

dicapai hasil konvergen.

Pemodelan Reaktor TRIGA 2000 dengan RELAP5/MOD 3.2

Pemodelan ini dimulai dengan pembuatan nodal komponen-komponen reaktor. Pada dasarnya pemodelan komponen dibuat dengan mengacu pada komponen yang sebenarnya dalam arti ukuran diameter untuk pipa, panjang/ketinggian pipa, jenis- jenis katup, posisi percabangan, jenis pompa dan lain-

(5)

lain. Untuk itu diperlukan seluruh data geometri sistem (ukuran dan ketinggian), dan gambar isometri pemipaan (gambar 6 dan 7). Tangki reaktor TRIGA 2000 dan komponennya dimodelkan berdasarkan bentuk pendekatan seperti ditunjukkan pada gambar 8.

Gambar 6. Diagram isometri pemipaan sistem pendingin primer.

Gambar 7. Diagram isometri pemipaan sistem pendingin sekunder.

Gambar 8. Model pendekatan komponen tangki reaktor.

Gambar 9 memperlihatkan bentuk nodalisasi sistem reaktor TRIGA 2000. Pada pemodelan tangki digunakan komponen volume dan pipe untuk memodelkan bagian tangki, pipa dan saluran yang berisi fluida. Junction untuk memodelkan hubungan antar aliran, batas aliran, batas volume, sistem belokan, perubahan area. Branch untuk memodelkan percabangan aliran. Secara garis besar komponen tangki reaktor digambarkan atas beberapa volume dan branch, yaitu tangki bagian bawah teras, teras bagian bawah, by-pass teras bagian bawah, teras reaktor yang berisi bahan bakar, by-pass teras reaktor, plenum atas teras, chimney, by-pass chimney, tangki pencampuran yang terletak antara chimney dengan ujung isap pipa primer keluar tangki, bagian tangki yang terletak antara ujung isap pipa primer keluar tangki dengan permukaan air tangki. Untuk daerah atmosfer di atas air pemukaan tangki dimodelkan sebagai Time Dependent Volume.

Gambar 9. Nodalisasi sistem reaktor TRIGA 2000.

(6)

Mekanisme aliran pada nodalisasi tangki reaktor ini, dimulai dengan aliran air dari pipa pendingin masuk ke tangki reaktor melalui by-pass teras. Pada by-pass teras aliran terbagi tiga, sebagian menuju by-pass chimney, sebagian menuju by-pass teras bawah dan sebagiannya lagi menuju teras bawah.

Aliran dari by-pass teras bawah akan masuk ke tangki bagian bawah teras dan kemudian bercampur kembali dengan air yang masuk ke teras bawah melalui by- pass teras. Aliran dari teras bawah akan masuk ke teras melalui 7 kanal pemanas. Aliran dari 7 kanal pemanas di dalam teras akan masuk ke chimney.

Aliran dari chimney akan bercampur dengan aliran dari by-pass chimney dan aliran dari difuser di daerah volume pencampuran. Aliran dari daerah volume pencampuran selain dihisap oleh pipa primer untuk masuk ke sistem pemipaan primer, juga dihisap oleh pompa difuser untuk masuk ke sistem difuser.

Nodalisasi sistem pemipaan sisi primer dimodelkan dalam bentuk pipe untuk pipa-pipa, junction untuk sambungan, valve untuk katup dan time dependent volume untuk pompa pendingin primer yang mengalami penurunan laju alir pendingin (loss of flow) karena putusnya catu daya listrik yang menggerakkan motor pompa.

Nodalisasi sistem pemipaan difuser dimodelkan dalam bentuk pipe untuk pipa-pipa, junction untuk sambungan, valve untuk katup dan time dependent junction untuk pompa difuser.

Nodalisasi sistem pemipaan sisi sekunder dimodelkan sebagai suatu untai terbuka dari suatu sumber air dingin dan penampungan air panas dengan suatu laju alir, tekanan serta suhu masukan yang konstan. Model dalam bentuk pipe untuk pipa-pipa, junction untuk sambungan, valve untuk katup dan time dependent volume untuk pompa sekunder.

Mekanisme perpindahan panas pada alat penukar kalor dimodelkan sebagai tabung silinder dengan fluida suhu lebih panas mengalir pada sisi luar, sedangkan pada sisi bagian dalam mengalir fluida dengan suhu lebih dingin. Data kapasitas panas volumetrik dan konduktivitas material pembuat alat penukar kalor diberikan sebagai masukan dalam bentuk tabel sebagai fungsi dari suhu .

Nodalisasi teras reaktor dinyatakan dalam bentuk 7 pipe yang merepresentasikan 7 kanal dalam 7 daerah berbeda di dalam teras, yaitu 1 kanal dingin dan 6 kanal panas. Kanal 1 (kanal dingin) mewakili daerah yang di dalamnya tidak terjadi pembangkitan panas, seperti posisi ring A tanpa bahan bakar, grid yang berisi grafit (dummy), grid yang berisi batang kendali dan daerah teras yang tidak ditempati bahan bakar. Kanal-2 mewakili 6 buah kanal berbahan bakar pada ring B dengan fluks rerata. Kanal-3 mewakili 12 buah kanal berbahan bakar pada ring C dengan fluks rerata. Kanal-4 mewakili 13 buah kanal berbahan bakar pada ring D dengan fluks rerata, Kanal-5 mewakili 24 buah kanal berbahan bakar pada ring E dengan fluks rerata. Kanal-6 mewakili 30 buah kanal

berbahan bakar pada ring F dengan fluks rerata, dan Kanal-7 mewakili 36 buah kanal berbahan bakar pada ring G dengan fluks rerata. Adapun susunan teras yang digunakan adalah susunan teras dengan 116 bahan bakar.

Urutan Kejadian

Transien sistem pendingin primer dinyatakan terjadi karena motor penggerak pompa primer kehilangan catu daya listriknya dan gagal berfungsi.

Sehingga aliran air pendingin primer segera terhenti.

Tidak berfungsinya sistem pendingin primer menyebabkan tidak terjadinya proses perpindahan kalor dari air pendingin primer ke air pendingin sekunder, sehingga akan menaikkan suhu air pendingin primer di dalam tangki, termasuk pula suhu air pendingin masuk ke teras reaktor. Kenaikan suhu air pendingin masuk ke teras reaktor akan mempengaruhi pembuangan panas dari teras reaktor.

Suhu air pendingin primer pada bagian tangki pencampuran dipantau dengan sistem proteksi reaktor.

Dalam hal transien terproteksi, jika suhu yang dipantau melebihi suatu batas yang telah ditentukan 49 ^OC, maka sistem proteksi reaktor akan membuat reaktor scram ^[5].

Kondisi Batas dan Asumsi

Pada penelitian ini diberikan beberapa kondisi batas, yaitu: analisis dilakukan pada daya maksimal 2000 kW sesuai dengan daya rancangan, suhu saturasi pada teras reaktor sekitar 112,4 ÔC ^[6], data distribusi daya pada teras reaktor diperoleh dari hasil perhitungan neutronik yang telah dilakukan pada penelitian lain ^[7], suhu pendingin primer masuk tangki reaktor 32,2 ÔC, laju alir pendingin primer masuk tangki reaktor 59,64 kg/s, suhu pendingin masuk pada sisi sekunder 29 ÔC, laju alir pendingin sekunder 74,55 kg/s, laju alir difuser 3,73 kg/s ^[5]. Selain itu diasumsikan bahwa fluks panas terdistribusi merata sepanjang bahan bakar aktif, dan coast down flow pada pompa primer diabaikan dimana aliran segera terhenti ketika pompa primer kehilangan catu daya listriknya.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Berdasarkan hasil kajian yang dilakukan terhadap sistem reaktor TRIGA 2000, diketahui daerah yang berada paling jauh dari teras akan lambat mencapai kondisi tunak, diantaranya sisi primer dan sisi sekunder. Gambar 10 menunjukkan daya yang berpindah dari teras reaktor dan pendingin primer ke pendingin sekunder akan mencapai kondisi tunak setelah 2500 detik dari reaktor mulai beroperasi pada daya 2000 kW.

Pada kondisi tunak diperoleh suhu masuk teras reaktor 32,2 ^OC, dan suhu keluar reaktor 46,79

OC (gambar 11).

Suhu maksimum kelongsong bahan bakar kanal-2, kanal-3, kanal-4, kanal-5, kanal-6 dan kanal-7

(7)

berturut-turut adalah 137,54 ^OC, 149,63 ^OC, 128,19

OC, 120,27 ÔC, 89,69 ÔC dan 83,52 ÔC. Suhu pendingin keluar dari teras melalui kanal-2, kanal-3, kanal-4, kanal-5, kanal-6 dan kanal-7 berturut-turut adalah 97,57 ÔC, 105,66 ÔC, 92,25 ÔC, 88,14 ÔC, 65,62 ÔC dan 53,51 ÔC (Gambar 12). Suhu maksimum kelongsong bahan bakar kanal-3 dan suhu pendingin keluar dari teras melalui kanal-3 mendekati suhu saturasi air pendingin reaktor 112,4 ÔC, sehingga pendidihan sub-dingin (sub-cooled boiling) diprediksi sudah mungkin terjadi. Keadaan ini bersesuaian dengan kondisi yang terjadi dalam pengoperasian reaktor TRIGA 2000 pada daya 2000 kW dimana teramati adanya gelembung yang keluar dari dalam teras reaktor.

Gambar 10. Daya reaktor yang pindah ke sisi primer dan sisi sekunder penukar kalor pada kondisi tunak dan transien.

Gambar 11. Suhu pendingin primer masuk dan keluar reaktor.

Gambar 12. Suhu maksimum kelongsong bahan bakar setiap kanal dan suhu pendingin keluar dari setiap kanal pada kondisi tunak.

Gambar 13. Suhu kelongsong bahan bakar kanal-3 dan suhu pendingin dalam tangki reaktor pada kondisi tunak dan transien.

Pada kondisi tunak, suhu pendingin di dalam kolam pencampuran (bagian tangki yang berada di atas chimney) adalah 46,79 ^OC (gambar 13). Setelah reaktor beroperasi pada daya 2000 kW selama 3600 detik, kondisi transien mulai terjadi karena pompa pendingin primer kehilangan catu daya listriknya, dan panas dari pendingin primer tidak dapat dipindahkan ke sistem sekunder, sehingga suhu air pendingin primer di dalam kolam pencampuran naik. Setelah 250 detik dari mulai terjadinya kondisi transien, suhu pendingin kolam pencampuran mencapai 49 ^OC dan reaktor scram. Setelah reaktor scram, daya reaktor turun tajam dan meninggalkan panas sisa peluruhan (gambar 10).

Gambar 14. Suhu kelongsong bahan bakar setiap kanal pada kondisi tunak dan transien.

Gambar 14 dan gambar 15 menyatakan bahwa setelah terjadinya kegagalan pompa primer dan menjelang reaktor scram, suhu kelongsong bahan bakar kanal-2, kanal-3, kanal-4, kanal-5, kanal-6 dan kanal-7 berturut-turut naik menjadi 148,04 ÔC, 161,03ÔC, 138,69ÔC., 131,77ÔC, 100,69ÔC, dan 93,02

OC. Suhu pendingin keluar dari kanal-2, kanal-3, kanal-4, kanal-5, kanal-6 dan kanal-7 berturut-turut naik menjadi 109,57 ÔC, 117,66 ÔC, 104,25ÔC, 100,14 ÔC, 77,62 ÔC, dan 65,51 ÔC. Dalam laporan analisis keselamatan reaktor TRIGA 2000 dinyatakan suhu maksimum dinding luar kelongsong bahan bakar 147,5 ÔC, dan suhu maksimum dinding dalam kelongsong bahan bakar 158,9 ÔC dan suhu saturasi air pendingin 112,4 ÔC ^[6]. Berdasarkan data-data yang

(8)

ditampilkan pada gambar 14 dan gambar 15, diperoleh informasi bahwa sebelum reaktor scram ketika terjadinya kegagalan pompa primer, reaktor masih berada dalam batas keselamatan.

Gambar 15. Suhu pendingin keluar dari setiap kanal pada kondisi tunak dan transien.

Gambar 16. Laju alir pendingin di dalam tangki reaktor.

Gambar 16 menunjukkan bahwa, pada kondisi tunak air pendingin primer masuk tangki reaktor melalui pipa primer dengan laju alir 59,64 kg/s, terdistribusi ke teras 31,44 kg/s dan ke by-pass teras dan by-pass chimney 28,20 kg/s. Ketika terjadi kondisi transien yang diawali dengan kegagalan pompa primer, aliran keluar tangki dan aliran masuk teras berhenti mendadak, dan arah aliran pendingin pada by-pass chimney dan by-pass teras berubah menjadi arah ke bawah, terhisap oleh aliran menuju teras. Perubahan arah aliran ini terjadi karena adanya perbedaan suhu antara pendingin di dalam teras dengan pendingin diluar teras, sehingga terjadi sirkulasi alamiah dari teras, chimney, by-pass chimney, by-pass teras dan kembali ke teras. Sirkulasi alamiah yang ada akan membuang panas dari teras reaktor. Setelah reaktor scram tidak ada lagi pembangkitan daya dalam teras, sehingga suhu teras turun dan laju alir sirkulasi alamiah juga turun. Panas sisa peluruhan dalam teras reaktor didinginkan dengan sirkulasi alamiah yang tersisa.

KESIMPULAN

Analisis efek kehilangan aliran pendingin primer terhadap karakteristik termohidrolik reaktor TRIGA 2000 telah dilakukan menggunakan program RELAP5/MOD 3.2. Kasus yang dikaji dalam

penelitian ini adalah peristiwa kehilangan aliran air pendingin primer karena pompa primer kehilangan catu daya listriknya.

Berdasarkan hasil perhitungan pada kondisi tunak diperoleh sebagai berikut:

a. Kondisi tunak tercapai setelah 2500 detik reaktor mulai beroperasi pada daya 2000 kW.

b. Air pendingin primer masuk tangki reaktor melalui pipa primer dengan laju alir 59,64 kg/s, terdistribusi ke teras 31,44 kg/s dan ke by-pass teras dan by-pass chimney 28,20 kg/s. Suhu masuk teras reaktor 32,2 ^OC, dan suhu keluar reaktor 46,79 ^OC.

c. Suhu maksimum kelongsong bahan bakar kanal-2, kanal-3, kanal-4, kanal-5, kanal-6 dan kanal-7 berturut-turut adalah 137,54 ^OC, 149,63 ^OC, 128,19

OC, 120,27 ÔC, 89,69 ÔC dan 83,52 ÔC.

d. Suhu pendingin keluar dari teras melalui kanal-2, kanal-3, kanal-4, kanal-5, kanal-6 dan kanal-7 berturut-turut adalah 97,57 ^OC, 105,66 ^OC, 92,25

OC, 88,14 ÔC, 65,62 ÔC dan 53,51 ÔC

e. Pada kondisi tunak ini diprediksi sudah terjadi pendidihan sub-dingin (sub-cooled boiling) karena suhu kelongsong bahan bakar dan suhu pendingin keluar kanal sudah ada yang berada di atas suhu saturasi 112,4 ^OC. Reaktor pada kondisi ini masih berada dalam batas-batas keselamatan.

Berdasarkan hasil perhitungan pada kondisi transien diperoleh sebagai berikut :

a. Scram dicapai setelah 250 detik dari awal terjadinya kegagalan pompa primer

b. Sebelum terjadi scram, suhu maksimum kelongsong bahan bakar kanal-2, kanal-3, kanal-4, kanal-5, kanal-6 dan kanal-7 berturut-turut adalah 148,04 ÔC, 161,03ÔC, 138,69ÔC, 131,77ÔC, 100,69ÔC, dan 93,02 ÔC. Suhu pendingin keluar teras melalui kanal-2, kanal-3, kanal-4, kanal-5, kanal-6 dan kanal-7 berturut-turut adalah 109,57

OC, 117,66 ÔC, 104,25ÔC, 100,14 ÔC, 77,62 ÔC, dan 65,51 ÔC. Dalam LAK reaktor TRIGA 2000 dinyatakan suhu maksimum dinding luar kelongsong bahan bakar 147,5 ÔC, suhu maksimum dinding dalam kelongsong bahan bakar 158,9 ÔC dan suhu saturasi air pendingin 112,4 ÔC.

Dengan demikian kondisi menjelang scram reaktor masih berada dalam batas keselamatan.

c. Setelah terjadinya kegagalan pompa primer, terbentuk aliran sirkulasi alamiah (dari teras, ke chimney, ke-by-pass chimney, ke by-pass teras dan kembali ke teras) yang mendinginkan teras reaktor.

DAFTAR PUSTAKA

1. EFRIZON U, KETUT K, ARYADI S, NATHANAEL T, TOTO H. Steady State Thermal Hydraulics Analysis of TRIGA 2000 Research Reaktor. Proceedings of International Conference on Fluid and Thermal Energy Conversion; 2003

(9)

2. RELAP5 CODE DEVELOPMENT TEAM.

RELAP5/MOD3.2 Code Manual. User Guide and Input Requirements. NUREG/CR-5335-V1.

Washington DC. Indaho National Engineering Laboratory; 2000

3. ANHAR RA. Preparasi Input RELAP5. Diklat Komputer RELAP5 Code BAPETEN 20 – 31 Oktober 2003. Jakarta; 2003

4. ANHAR RA. DKK. Analisis Keselamatan Reaktor TRIGA 2000 Untuk Kejadian LOCA Menggunakan RELAP5/MOD3.2. Prosiding Presentasi Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir IX. Serpong. P2TKN; 2005

5. PUSAT TEKNOLOGI BUKLIR BAHAN DAN RADIOMETRI. Laporan Analisis Keselamatan Reaktor TRIGA 2000 Bandung LP-06 RE-001.

Rev. 3. Bandung. PTNBR; 2006.

6. GENERAL ATOMIC. Safety analysis report for upgrade of TRIGA Mark II reactor. General Atomic Document; 1996

7. ALFA T. Perhitungan distribusi neutron dan daya pada reaktor TRIGA 2 MW menggunakan program WIMS-D/4 dan citation. Prosiding Seminar Sains dan Teknologi Nuklir. Bandung.

Pusat Penelitian dan Pengembangan Teknik Nuklir; 2000.

TANYA JAWAB

Budi Rohman

− Bagaimana cara memberi nilai pressure drop sepanjang bahan bakar?

− Pada kanal manakah terjadi pendidihan pada pendingin?

Reinaldy Nazar

• Pressure drop bukan harga yang diberikan, tetapi hasil keluaran perhitungan program RELAP5.

• Saat kondisi tunak, pada kanal 3 sudah terjadi pendidihan, namun masih pada temperatur yang aman. Saat kondisi transien dan saat reaktor scram, pada kanal 2, kanal 3 dan kanal 4 sudah terjadi pendidihan, tetapi temperatur yang ditunjukkan masih dalam keadaan aman.

Widdi Usada

− Apakah waktu scram selama 250 detik-4 menit merupakan waktu yang ideal atau dirasa terlalu lama dengan operasi reaktor 2000 kW?

Reinaldy Nazar

• Secara ideal memang cukup lama.

Berdasarkan perhitungan RELAP5 diperoleh informasi bahwa waktu maksimum yang dibutuhkan sesaat setelah pompa primer mati sampai terjadinya scram pada reaktor adalah 4 menit. Dalam kenyataan di lapangan, waktu yang dibutuhkan kurang dari 4 menit.