ANALISIS INTEGRITAS BEJANA TEKAN REAKTOR PWR DAN VVER

ANALISIS INTEGRITAS BEJANA TEKAN REAKTOR

PWR DAN VVER

Roziq Himawan

Badan Tenaga Nuklir Nasional, Kawasan Puspiptek Serpong Gd. 80, PTRKN-BATAN, Cisauk, Tangerang Selatan, 15310

Abstrak

ANALISIS INTEGRITAS BEJANA TEKAN REAKTOR PWR DAN VVER. Bejana tekan reaktor merupakan komponen yang paling vital diantara komponen PLTN, sehingga disebut sebagai jantung PLTN. Oleh karena itu, selama dioperasikan dalam rentang umur desainnya, bejana tekan reaktor harus 100% terjamin integritasnya selama beroperasi dan umur bejana tekan reaktor menjadi penentu umur PLTN itu sendiri. Makalah ini membahas analisis perbandingan integritas bejana tekan reaktor untuk reaktor jenis air bertekanan (PWR dan VVER dengan daya pembangkitan listrik kelas 1000 MW). Perbandingan dilakukan berdasarkan standar desain yang digunakan, material yang digunakan, spektrum energi neutron yang digunakan untuk analisis dampak iradiasi terhadap material dan pendekatan dalam melakukan analisis integritas. Dari hasil kajian diketahui, untuk jenis reaktor dengan daya pembangkitan listrik yang setara, meskipun terdapat beberapa perbedaan dalam hal jenis material, ukuran dan pendekatan analisis integritas, namun dalam kondisi operasi normal sampai dengan batas umur desainnya, kedua jenis reaktor menunjukkan integritas yang memenuhi margin keselamatan, dimana nilai stress intensity factor pada retak yang dipostulasikan masih di bawah nilai fracture toughness material serta pergeseran temperatur acuan masih lebih kecil dari nilai yang ditetapkan. Selain itu, untuk analisis kecelakaan parahpun, dalam analisis Pressurized Thermak Shocks yang dilakukan berdasarkan standar ASME, kedua jenis reaktor tetap mampu mempertahankan integritasnya.

Kata kunci : Bejana tekan reaktor, Integritas, Pressurized Water Reactor (PWR), VVER

Abstract

REACTOR PRESSURE VESSEL INTEGRITY ANALYSIS FOR PWR AND VVER. Reactor Pressure Vessel is the most important component of NPP, so called as a heart of NPP. Therefore, the operation throughout the plant life design, reactor pressure vessel has to be 100% assured its integrity and the life of reactor pressure vessel determined the life of NPP itself. In this paper, comparation analysis result of reactor pressure vessel integrity of pressurized water reactor type (PWR and VVER which has 1000 MWe power generation) is described. A comparation study was performed according to the standard design, material used in construction, neutron energy spectrum which is used to analyze irradiation effect to material and the integrity assessment approach. In this study, it is known that, for a reactor with same power generation, both NPP has integrity within safety margin along the life design under normal operation, since the stress intensity factor of crack to be postulated is below the value of material fracture toughness and the shift of reference temperature is below the limit. In the severe accident analysis, such as Pressurized Thermal Shocks event, an assessment which is conducted according to ASME, both reactor still maintain their integrity.

Keywords: Reactor pressure vessel, Integrity, Pressurized Water Reactor (PWR), VVER.

PENDAHULUAN

Bejana tekan reaktor merupakan komponen sangat

penting yang dikategorikan ke dalam standar keselamatan Kelas 1 dalam reaktor air ringan tipe reaktor air bertekanan (Pressurized Water Reactor,

PWR). Selain di dalamnya terdapat teras tempat berlangsungnya reaksi fisi, bejana tekan reaktor sekaligus berfungsi untuk mencegah keluarnya bahan radioaktif hasil reaksi fisi. Oleh karena itu, integritas suatu bejana tekan harus dijaga selama umur pakainya dan juga harus mempertimbangkan terkait dengan kemungkinan perpanjangan umur instalasi (Plant Life Extension). Karena fungsinya ini, maka bejana tekan reaktor didesain dan diproduksi berdasarkan peraturan yang ketat, yang mana peraturan tersebut berbeda-beda berdasarkan regulasi dari negara pemilik.

Dalam rangka menyongsong pembangunan PLTN pertama di Indonesia, Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional (PTRKN-BATAN) mempersiap- kan Sumber Daya Manusia untuk siap menjadi pendukung teknis (Technical Support Organization, TSO). Pada penelitian sebelumnya, sebagai kegiatan awal, telah dilakukan analisis integritas bejana tekan reaktor untuk reaktor PWR dengan menghitung Stress Intensity Factor (SIF) pada retak yang dipostulasikan dalam kondisi transien operasi normal berdasarkan Metoda Elemen Hingga[1].

Dalam makalah ini akan dibahas terkait dengan kajian teknis analisis perbandingan integritas bejana tekan reaktor untuk VVER dan PWR kelas 1000 MW. VVER merupakan reaktor buatan Rusia yang merupakan tipe reaktor yang mirip dengan reaktor PWR. Berbeda dengan tipe raktor RBMK yang menggunakan grafit sebagai moderatornya, maka reaktor tipe ini menggunakan air sebagai moderator sekaligus pendingin sebagaimana halnya dengan reaktor PWR.

Sejalan dengan jatuhnya komunis di Uni Soviet, era keterbukaan di Rusia telah dimulai, sehingga teknologi reaktor yang dahulunya tertutup, saat ini dapat diketahui melalui aktivitas-aktivitas yang diprakarsai oleh IAEA. Dalam kajian ini, PWR diambil karena pada dasarnya PWR yang dioperasikan saat ini memiliki dasar atau konsep yang mirip yang terwakili oleh desain produk dari Amerika Serikat, dimana desainnya berdasarkan standar ASME Section III dan Section XI[2,3]. Sedangkan VVER yang merupakan produk Rusia diproduksi berdasarkan standar Rusia yang banyak dioperasikan di wilayah Eropa Timur. Kajian difokuskan pada analisis integritas bejana tekan, yang dilakukan melalui kajian standar tentang desain bejana tekan reaktor dan evaluasi integritas bejana tekan rekan, beberapa dokumen terbitan IAEA serta makalah-makalah terkait dengan evaluasi integritas bejana tekan reaktor.

DESKRIPSI BEJANA TEKAN REAKTOR VVER DAN PWR

Antara reaktor PWR dan VVER kelas 1000 MW, memiliki data spesifikasi yang tidak jauh berbeda. Tabel 1 memperlihatkan data spesifikasi reaktor PWR dan VVER kelas 1000 MW, yang keduanya merupakan reaktor generasi kedua dalam urutan evolusi.

Bejana tekan reaktor tipe air bertekanan yang ada saat ini, pada prinsipnya didesain berdasarkan 2 kelompok besar Codes dan Standards, yaitu pertama adalah ASME yang merupakan standar Amerika Serikat. Standar ini diadopsi oleh banyak negara seperti Jepang dan negara-negara Eropa sehingga standar KTA, RCC-M, dan JSME memiliki banyak kesamaan dengan standar ASME. Kelompok kedua adalah PNAEG yang merupakan standar Rusia, yang banyak diadopsi oleh negara-negara bekas Uni Soviet. Namun saat ini ada keinginan untuk melakukan harmonisasi antar standar, yang tujuannya adalah untuk menyatukan standar yang telah ada.

Tabel 1 Spesifikasi PLTN PWR dan VVER kelas 1000 MW generasi kedua [4,5]. VVER 1000 PWR Daya termal (MW) Jumlah untai Pembangkit uap

Tekanan sistem primer (MPa) Temp. Inlet teras (C) T teras (C)

Diameter dalam bejana (m) Tinggi bejana (m)

Tebal dinding bejana (m)

3.000 4 Horizontal 15,7 288,11 29,9 4,136 13,531 0,1925 3.400 4 Vertikal 15,5 292,3 34,8 4,19 13,36 0,216 Di dalam mendesain suatu bejana tekan, salah satu faktor yang digunakan adalah faktor perhitungan. Faktor perhitungan yang digunakan dalam mendesain bejana tekan ini ada 5 jenis yaitu: a. Analisis tegangan statis,

b. Ketahanan terhadap non-ductile/brittle fracture,

c. Kekuatan fatik

d. Ketahanan terhadap kejadian gempa e. Kajian umur.

Dari kelima faktor perhitungan di atas, ketahanan terhadap non-ductile/brittle fracture memegang peranan yang sangat penting karena, iradiasi neutron yang dihasilkan akibat reaksi fisi dapat menimbulkan penggetasan material bejana tekan, dan hal ini akan menurunkan ketahanan terhadap non-ductile/brittle fracture. Jika suatu

material bersifat brittle fracture, maka apabila terjadi retak pada material tersebut akan mengakibatkan unstable crack growth seperti yang terjadi pada pecahnya kaca.

PERBEDAAN UTAMA ANTARA BEJANA TEKAN REAKTOR VVER DAN PWR KELAS 1000 MW

Material Bejana Tekan

Baik bejana tekan reaktor PWR dan VVER kelas 1000 MW terbuat dari baja feritik, meskipun dalam implementasinya terdapat perbedaan dari sisi komposisi penyusunnya, standar, dan metode fabrikasi. Logam induk material bejana tekan reaktor PWR yang akan diperbandingkan dalam kajian ini adalah baja feritik dengan kode SA533B[5,6]. Bejana tekan reaktor PWR terbuat dari pelat yang kemudian ditekuk dan di-las untuk membentuk bentuk silinder. Untuk bejana tekan reaktor PWR generasi kedua ini, pengelasan dengan arah axial dan melingkar dilakukan pada daerah beltline. Sedangkan logam induk material bejana tekan reaktor VVER yang akan diperbandingkan dalam kajian ini adalah baja feritik dengan kode 15Kh2NMFA.

Bejana tekan dibuat dengan metode tempa (forging) untuk membuat bentuk ring, yang kemudian dilas secara melingkar. Tabel 2 dan 3 masing-masing memperlihatkan kandungan unsur pengotor utama serta sifat termal dan mekanik

material bejana tekan PWR dan VVER kelas 1000 MW.

Tabel 2 Unsur pengotor utama dalam material bejana tekan reaktor PWR dan VVER [5,6]

Pengotor (w/o) PWR Base PWR Weld VVER Base VVER Weld Cu Ni P 0,14 0,58 0,013 0,055 0,97 0,022 0,07 1,11 0,012 0,04 1,71 0,012

Spektrum Energi Neutron

Spektrum energi neutron antara reaktor PWR dan VVER tidak memiliki perbedaan secara signifikan. Meskipun demikian, terdapat perbedaan dalam hal tingkat energi yang digunakan untuk perhitungan fluensi. Misalnya, untuk reaktor VVER, neutron dengan energi lebih besar daripada 0,5 MeV dipertimbangkan sebagai pembentuk fluensi yang diperkirakan akan memperngaruhi karakteristik material bejana. Sedangkan untuk reaktor PWR, batas energi neutron yang dipergunakan adalah 1MeV[7,8].

Sehingga, dalam perhitungan fluensi-nya saat di akhir umur desain, jika definisi fluensi dalam reaktor VVER dikonversi dengan energi neutron E > 1 MeV, maka antara reaktor PWR dan VVER akan memiliki nilai yang mendekati sama.

Tabel 3 Karakteristik Termal dan Mekanik bejana tekan reaktor PWR dan VVER 1000[6,7]

PWR VVER 1000

Base Clad Base Clad Konduktivitas panas,  (Wm-1K)

Specific heat capacity, cp (Jg-1K)

Thermal expansion coefficient,  (1/K  106

) Young’s Modulus, E (GPa)

Yield strength (MPa) Poisson ratio,  40,9 0,44 10,3 191 345 0,3 14,2 0,52 15,0 195 207 0,3 35,0 0,446 10,7 208 431 0,3 13,2 0,448 15,3 165 392 0,3

Pendekatan Dalam Melakukan Kajian Umur Kajian umur harus dilakukan pada saat pelaksanaan desain yang berfungsi untuk memprediksikan umur desain, selama masa operasi dan di akhir masa operasi yang digunakan dalam rangka memperpanjang umur reaktor. Kajian umur saat desain dilakukan berdasarkan data eksperimen terhadap material yang diiradiasi dengan kondisi sama dengan kondisi reaktor daya sesungguhnya. Sedangkan pada saat operasi, data material diperoleh dari hasil surveillance material yang

diletakkan dalam teras reaktor. Sehingga, kondisi degradasi akibat iradiasi merupakan kondisi aktual yang terjadi pada material bejana tekan. Pelaksanaan surveillance dalam reaktor PWR dilaksanakan beradasarkan ASTM E 185 sedangkan untuk reaktor VVER dilaksanakan berdasarkan PNAEG -7-008-89. Hasil surveillance ini akan dipergunakan untuk menentukan dampak iradiasi neutron terhadap sifat mekanik material bejana tekan reaktor.

Pada saat mendesain bejana tekan reaktor PWR dan VVER telah ditetapkan kurva fracture toughness material bejana tekan reaktor yang

merupakan fungsi dari temperatur. Berdasarkan masing-masing standar yang digunakan untuk desain, kedua kurva ini memiliki perbedaan. Selama reaktor beroperasi, dampak iradiasi neutron terhadap material bejana tekan reaktor mengakibatkan pergeseran kurva fracture toughness ke arah temperatur tinggi. Hal ini menunjukkan terjadinya penggetasan material. Dalam penentuan integritas bejana tekan reaktor, pergeseran kurva fracture toughness ini dibatasi oleh standar.

Untuk reaktor VVER, dampak iradiasi neutron dikarakterisasi dengan penyimpangan temperatur kekritisan untuk kegetasan (critical temperature of brittleness), Tk. Dimana nilai Tk ini ditentukan secara langsung berdasarkan hasil uji Charpy V-notch suatu material yang telah mengalami iradiasi saja, dengan persamaan seperti berikut ini[5,7,8].

N T T T F T k T k T  ₀   (1) dengan Tk adalah critical temperature of brittleness, Tk0 adalah initial critical temperature of brittleness, TF adalah penyimpangan akibat iradiasi, TT adalah penyimpangan akibat thermal aging dan TN adalah penyimpangan akibat kerusakan berulang untuk daerah dengan tegangan tinggi yang nilainya kurang dari 20C, di daerah teras.



₂₂



1/3

10











T

_F

A

_F



(2) dengan AF adalah koefisien sensitivitas iradiasi dalam hal ini adalah kandungan tembaga dan fosfor sedangkan  adalah fluensi neutron cepat dalam satuan neutron/cm2 (E>0,5 MeV).

Di Amerika Serikat dampak iradiasi neutron dikarakterisasi dengan ”temperatur ekivalen” yang dinyatakan dengan T-RTNDT, dengan RTNDT adalah singkatan dari Reference Temperature for Nil Ductile Temperature yang didefinisikan di dalam standar ASME, Section III, Article NB 2331. Kenaikan RTNDT akibat paparan radiasi neutron dievaluasi berdasarkan CFR 10-50, Appendix G, yang menggunakan persamaan di bawah ini.

margin    initialRT_NDT RT_NDT NDT RT (3)

dengan RTNDT adalah temperatur referensi untuk material non-iradiasi, RTNDT adalah kenaikan temperatur referensi akibat iradiasi dan margin ditentukan berdasarkan standar deviasi suatu parameter yang digunakan untuk mengantisipasi ketidakpastian agar prediksi dilakukan lebih konservatif.



CF

 

f f

    

CF FF NDT

RT    

 0,28 0,1log (4)

dengan f adalah fluensi neutron dalam satuan 1019 neutron/cm2 (E>1MeV), FF adalah faktor fluence dan CF adalah faktor kimia berdasarkan kandungan tembaga dan nikel. RTNDT ditentukan berdasarkan uji drop weight dan uji Charpy V-notch.

Setelah dilakukan evaluasi penurunan sifat mekanik seperti disebutkan di atas, selanjutnya dilakukan analisis tegangan dan analisis fracture mechanics untuk mengetahui, integritas aktual bejana tekan reaktor. Analisis tegangan dilakukan berdasarkan kondisi pada saat terjadi severe accident berupa kondis Pressurized Thermal Shock, sedangkan fracture mechanics dilakukan berdasarkan retak yang dipostulasikan, dengan geometri, posisi dan oriantasi yang bervariasi. PEMBAHASAN

Dari Tabel 1 dapat diketahui bahwa antara reaktor PWR dan VVER memiliki kesamaan spesifikasi daya pembangkitan dan juga kemiripan dalam hal kondisi operasi yang dinyatakan dengan tekanan, temperatur inlet serta perbedaan temperatur antara inlet dan outlet ketika reaktor beroperasi. Dari tekanan operasi yang nilainya hampir sama menunjukkan bahwa tegangan yang bekerja pada dinding bejana tekan reaktor juga tidak terlalu berbeda sehingga dampak penuaan terhadap dinding bejana tekan reaktorpun tidak begitu berbeda.

Kemudian dari Tabel 3, antara material bejana tekan untuk reaktor PWR dan VVER juga memiliki kesamaan sifat thermal dan sifat mekaniknya. Dari kedua Tabel ini, maka integritas kedua bejana tekan reaktor jika dilihat dari sisi desain berdasarkan analisis tegangan statis, kekuatan fatik dan ketahanan terhadap gempa berada pada tingkat yang setara. Misalnya, untuk tekanan operasi reaktor yang besarnya sekitar 15 MPa maka nilainya masih berada jauh di bawah kekuatan luluh materialnya. Berdasarkan tekanan desain, yang nilainya sekitar dua kali tekanan operasipun, nilainya masih jauh di bawah nilai tegangan luluh material. Sehingga, integritas dari sisi dampak mekanik memiliki tingkat yang sama.

Berdasarkan metode fabrikasinya, bejana tekan reaktor VVER yang diproduksi dengan metode forging memiliki keunggulan bila dibandingkan dengan bejana tekan reaktor PWR. Karena dengan metode forging berarti mereduksi jumlah sambungan las dalam hal ini sambungan vertikal dapat ditiadakan.

Perbedaan yang paling mendasar dalam material bejana tekan reaktor PWR dan VVER adalah kandungan pengotor yang berdampak pada degradasi material yaitu terkait dengan proses penggetasan akibat iradiasi (irradiation embrittlement) neutron. Dari Tabel 2 diketahui

bahwa kedua tipe material bejana tekan reaktor sangat memperhatikan 3 unsur utama yaitu tembaga, fosfor dan nikel. Untuk kandungan fosfor, kedua material bejana memiliki kandungan yang setara sedangkan untuk tembaga dan nikel berlainan. Dalam standar yang diberlakukan sebagai persyaratan material bejana tekan, standar Rusia menetapkan bahwa tembaga dan fosfor digunakan di dalam melakukan evaluasi NDT (Nil Ductile Temperature) dan memprediksi fracture toughness sedangkan dalam USNRC guide memasukkan unsur tembaga dan nikel[5]. Sebagaimana telah diketahui secara umum, unsur tembaga merupakan unsur yang paling dominan dalam mekanisme penggetasan yang disebabkan oleh terjadinya presipitasi tembaga. Material bejana tekan reaktor PWR memiliki kandungan tembaga yang lebih tinggi sedangkan material VVER memiliki kandungan nikel yang lebih tinggi. Kandungan nikel yang tinggi ini bertujuan untuk memperbaiki sifat hardenability. Sedangkan kandungan tembaga yang lebih tinggi pada material PWR disebabkan oleh penambahan tembaga dari lapisan tembaga elektroda las yang bertujuan untuk memperbaiki ketahanan korosi dan meningkatkan konduktivitas listrik yang diperlukan selama proses pengelasan.

Selanjutnya, untuk melihat dampak iradiasi pada material bejana tekan reaktor, pada Tabel 4 diperlihatkan data fluensi kedua jenis reaktor yang telah dikonversikan ke energi neutron 1MeV.

Tabel 4 Fluensi pada material bejana reaktor selama masa operasi reaktor

Tipe reaktor FLUX, n.m-2_.sec-1

(E>1MeV) LIFETIME* FLUENCE, n.m-2 (E>1MeV) VVER PWR 3-4 x 1014 4 x 1014 3,7 x 1023 4 x 1023

* Berdasarkan lifetime desain masing-masing reaktor

Dari tabel di atas diketahui bahwa meskipun dalam standar Rusia memperhitungkan flux neutron berdasarkan energi neutron 0,5 MeV, namun ketika dikonversikan ke energi neutron di atas 1 MeV, maka antara reaktor PWR dan VVER memiliki flux neutron yang setara dan fluensi yang dihasilkan pada materialpun nilainya mendekati.

Dari hasil analisis pengujian material surveillance diketahui bahwa sampai dengan umur desain, pergeseran nilai temperatur referensi untuk bejana VVER yang dihitung berdasarkan Persamaan (1), sebesar 97C dan sedangkan untuk bejana PWR yang dihitung berdasarkan Persamaan (3), sebesar 82C [5]. Apakah pergeseran ini masih diperbolehkan atau tidak (melampaui ketentuan atau tidak), maka jika dilihat dari standar yang berlaku di

Rusia, ternyata Rusia tidak menetapkan batas maksimum pergeseran temperatur referensi. Sedangkan di Amerika Serikat, berdasarkan standar ASME, pergeseran temperatur referensi hanya diperbolehkan maksimum sampai 149C untuk sambungan lasan melingkar dan 132C untuk pelat dan hasil produk forging. Jika persyaratan (standar ASME) ini diterapkan untuk bejana tekan reaktor PWR dan VVER, maka pergeseran nilai temperatur referensi kedua bejana tersebut masih jauh di bawah batas yang diijinkan.

Gambar 1 dan 2 menunjukkan hasil analisis fracture mechanics (analisis deterministik) untuk kedua jenis bejana reaktor dengan mempostulasikan retak yang memiliki kedalaman bervariasi. Analisis dilakukan berdasarkan Linier Elastic Fracture Mechanic dan dalam kondisi terjadi kecelakaan parah, dimana dalam analisis ini dipostulasikan terjadi LOCA yang mengakibatkan ECCS beroperasi. Analisis tegangan dilakukan dengan mempertimbangkan tegangan panas akibat terjadinya pendinginan secara tiba-tiba dari air yang diinjeksikan oleh ECCS. Sumbu tegak pada gambar menunjukkan nilai stress intensity factor retak yang dianalisis sedangkan sumbu datar menunjukkan waktu dalam persen sampai dengan pendinginan selesai. Ukuran retak dinyatakan dengan perbandingan antara panjang retak dengan tebal dinding bejana tekan. Misalnya, untuk a/w=0,1 berarti panjang retak sepersepuluh dari tebal dinding.

(b) Orientasi retak melingkar Gambar 1. Stress Intensity Factor retak pada

VVER dengan kedalaman berbeda[5].

Dari kedua gambar ini dapat diketahui bahwa kedua bejana tekan reaktor memiliki karakteristik yang mirip pada perubahan nilai stress intensity factor pada saat terjadi kecelakaan parah untuk ukuran retak yang sama. Untuk ukuran retak yang paling ekstrim yaitu a/w=0,99 pun keduanya memiliki nilai stress intensity factor yang mendekati. Dan jika ditinjau dari integritas bejana tekan reaktor pada saat terjadi kecelakaan parah ini, nilai stress intensity factor untuk a/w=0,99 adalah sekitar 900 MPa√m untuk reaktor VVER dan sekitar 750 MPa√m untuk reaktor PWR. Jika nilai stress intensity factor ini dibandingkan dengan nilai fracture toughness, ternyata kedua nilai tersebut masih di bawah nilai fracture toughness, untuk temperatur ruangan nilai fracture toughness adalah 1.000 MPa√m, dan nilai ini akan meningkat seiring dengan kenaikan temperatur

(a) Orientasi retak longitudinal

(b) Orientasi retak melingkar Gambar 2. SIF retak dengan orientasi longitudinal pada PWR dengan kedalaman berbeda[5].

Berdasarkan orientasi retak melingkar, maka nilai SIF untuk retak yang longitudinal lebih besar dibandingkan dengan nilai SIF untuk retak yang melingkar. Berdasarkan hal ini, maka metode fabrikasi secara forging memiliki keunggulan komparatif dalam hal integritas struktur bejana tekan. Karena dengan tidak adanya sambungan las secara vertikal, berarti kebolehjadian terjadinya retak dengan orientasi vertikal akan semakin kecil.

Dalam analisis probabilistic fracture mechanics (PFM) terjadinya unstable crack growth (nilai stress intensity factor melampau nilai fracture toughness) kegagalan bejana secara menyeluruh, diperoleh nilai 3,6 × 10-5 untuk reaktor PWR dan 1 × 10-6 untuk reaktor VVER. Dari hasil ini diketahui bahwa reaktor VVER memiliki probabilistik terjadinya unstable crack growth yang lebih rendah daripada reaktor PWR.

Dari serangkaian hasil analisis ini, diketahui bahwa meskipun terdapat perbedaan pada masing-masing reaktor, namun dalam analisis saat terjadi kecelakaan parah dan analisis integritas material saat di akhir umur desain kedua reaktor dapat mempertahankan integritasnya.

KESIMPULAN

Telah dilakukan analisis integritas bejana tekan reaktor PWR dan VVER kelas 1000 MW. Bejana tekan reaktor PWR dan VVER didesain berdasarkan filosofi yang sama, meskipun terdapat perbedaan dalam standar desain, material, dan proses pembuatannya. Dalam melakukan analisis integritas bejana tekan reaktorpun, terdapat pendekatan yang berbeda antara reaktor PWR dan VVER. Meskipun demikian, hasil analisis menunjukkan bahwa kedua jenis reaktor memiliki integritas yang berada di dalam batas marjin keselamatan. Dalam analisis kecelakaan parahpun, kedua jenis reaktor masih

mampu mempertahankan integritasnya. DAFTAR PUSTAKA

1. Roziq Himawan dan Anni Rahmat, “Analisis Integritas Bejana Tekan Reaktor dalam Lingkungan Pressurized Thermal Shock : Perilaku Perambatan Retak”, Laporan Teknis PTRKN-BATAN, 2008.

2. Annonym ASME Section III, Rules for Construction of Nuclear Facility Components, 2007.

3. Annonym, ASME Section XI, Rules for In-service Inspection of Nuclear Power Plant Components, 2007.

4. Milan Brumovsky, “RPV: Design, Manufacturing and Materials”, Workshop on Irradiation-Induced Embrittlement of Pressure Vessel Steels”, Trieste-Italy, November 2009. 5. Oya Ozdere Gulol, “Comparison of Pressure

Vessel Integrity Analysis and Approaches for VVER 1000 and PWR Vessels for PTS Conditions”, Nuclear Engineering and Design, Vol. 226 (2003), pp. 231-241.

6. J.S. Kim, et.al., “Investigation on Constraint Effect of Reactor Pressure Vessel Under Pressurized Thermal Shock”, Nuclear Engineering and Design, Vol. 219 (2002), pp. 197-206.

7. Annonym, ”Guidelines On Pressurized Thermal Shock Analysis For VVER Nuclear Power Plants”, IAEA-EBP-VVER, 2006. 8. Annonym, “Assessment and Management of

Ageing of Major Nuclear Power Plant Components Important to Safety: PWR Pressure Vessels, IAEA-TECDOC-1556, 2007.

9. Elisabeth Keim, et.al., “Life Management of Reactor Pressure Vessel Under Pressurized Thermal Shock Loading : Deterministic Procedure and Application to Western and Eastern Type Reactors”, Pressure Vessels and Piping, Vol. 78 (2001), pp.85-98.

TANYA JAWAB: Pertanyaan

1. Apakah penelitian ini dapat diuji coba di industri bejana untuk non “nuclear power”? (Gede Ardana)

2. Selain parameter-parameter thermal, temperatur dan kandungan pengotor pada bahan bejana, apakah ada parameter lain seperti tekanan dari sistem? (Tegas Sutondo) 3. Apakah pabrikasi bejana PWR dan VVER

menggunakan standard yang sama? (Hari

Sudirdjo) Jawaban

1. Metode evaluasi, yaitu analisis dan tractore mechanics analysis dapat diaplikasikan pada bejana non “nuclear power”. Hanya saja, ketentuan standard untuk nuclear component dan non-nuclear adalah berbeda

2. Untuk melakukan analisis material akibat iradiasi netron, digunakan parameter temperatur acuan yang dipengaruhi oleh kandungan unsur pengotor, temperatur merupakan faktor yang dicari.

3. Tidak, bejana tekan reaktor PWR dibuat berdasar standard ASME sedangkan VVER dengan standard PWAEG