Presiding Seminar Hasil Penelitian P2TRR
Tahun 2003 ISSN 0854-5278
ANALISIS TRANSIEN TERAS KERJA SILISIDA RSG-GAS DENGAN TINGKAT MUAT 2,96 g VIce
Endiah Fuji Hastuti
Pusat PengembanganTeknologiReaktor Riset
-
BATANABSTRAK
ANALISIS TRANSIEN TERAS KERJA SILISIDA RSG-GAS DENGAN TINGKAT MUAT 2,96 g VIce. Pada saat ini teras reaktor RSG-GAS telah selesai dikonversi bahan bakarnya dari oksida menjadi silisida dengan tingkat muat yang sarna yaitu 2,96 g VIce. Untuk mendukung perijinan operasi teras silisida RSG-GAS telah dilakukan analisis keselamatan, salah satu diantaranya adalah analisis transien. Berdasarkan Laporan Analisis Keselamatan RSG-GAS, maka analisis transien yang dilakukan adalah kehilangan aliran pendingin (LOFA=Loss of Flow Accident) clan RIA (RlA= Reactivity Insertion Accident)-Laju penurunan aliran pendingin yang diperoleh secara eksperimental, digunakan dalam simulasi analisis transien ini. Analisis pada kondisi transien dikerjakan dengan menggunakan paket program PARET. Hasil analisis menunjukkan bahwa pada simulasi kecelakaan LOFA clan RIA teras silisida RSG-GAS menunjukkan masih terpenuhinya marjin keselamatan.
Kala kunci: lransien, teras silisidaRSG-GAS, LOFA, RIA, PARET
ABSTRACT
TRANSIENT ANALYSIS OF THE RSG-GAS SILICIDE WORKING CORE OF 2.96 g Vlee FUEL LOADING. The fuel conversion from oxide to silicide with the sarna fuel loading 2.96 g U/cc of the RSG-GAS reactor core have done. To achieve the license of reactor operation, transient analysis was done. Concerning to the RSG-GAS safety Analysis Report, LOFA (Loss of Flow Accident) and RIA (Reactivity Insertion Accident) was analyzed. The coast down flow of primary pump from experimental was used in the simulation transient analysis. The analysis was done by using PARET code. The analysis shows that the RSG-GAS have enough safety margin even if the power trip executed at LOFA and RIA.
Key words: transient, RSG-GAS silicide core, LOFA, RIA, PARET
PENDAHULUAN
Pacta saat ini teras reaktor RSG-GAS telah dikonversi bahan bakamya dari jenis oksida menjadi silisida dengan tingkat muat 2,96g Vice, beberapa analisis untuk mendukung pengoperasian RSG-GAS menggunakan elemen bakar silisida dengan tingkat muat tersebut telah dilakukan. Penelitian-penelitian tersebut antara lain adalah analisis aspek neutronik seperti perhitungan distribusi faktor puncak daya aksial clan radial pada konfigurasi teras kerja dan perhitungan
kinetika reaktor, sedangkan dari aspek termohidrolika adalah analisis keselamatan pactakondisi tunak.
Penelitian ini bertujuan untuk melengkapi analisis keselamatan teras silisida RSG-GAS dengan perhitungan transien. Analisis transien yang dipilih dalam penelitian ini adalah LOFA (LOFA=Loss of Flow Accident) clan RIA (RIA= Reactivity Insertion Accident) yang dilakukan berdasarkan desain dasar kecelakaan (DBA=Design Basic Accident). Jenis analisis kecelakaan diIakukan secara terpilih dimanadianggap
ISSN 0854-5278
bahwa keeelakaan tersebut berakibat eukup nyata (signifikan) terhadap perubahanjenis bahan bakar. . Analisis keselamatan termohidro-lika pada kondisi transien dikerjakan dengan menggunakan paket program PARET. Selanjutnya basil analisis keselamatan ini akan digunakan sebagai salah satu bahan dalam pembuatan LAK (Laporan Analisis Keselamatan)[I] teras kerja Silisida dengan tingkat moat 2,96 g Dice, guna perijinan.
TEORI
Program PARET-ANL
Program komputer PARET -ANL digunakan untuk menganalisis reaktor riset clan reaktor uji yang menggunakan bahan bakar berbentuk pelat maupun silinder. Paket program PARET -ANL dapat digunakan untuk memodelkan reaktor dalam bentuk geometri silinder ataupun persegi, daerah teras dapat dibagi menjadi tiga bagian/daerah
(region) dengan masing-masing tingkat daya clan juga aliran pendingin yang berbeda. Pada masing,.masing daerah, ke arab radial dapat direpresentasikan sebanyak 44 titik, sedangkan ke arab aksial dapat dibagi menjadi beberapa bagian sampai dengan 21 titik aksial yang merepresentasikan perbedaan rapat daya yang berbeda[1,3]
Skenario LOFA
dan Model perhitungan
Analisis LOFA dilakukan dengan eara simulasi perhitungan. Skenario keeelakaan akibat hi1angnya aliran pendingin primer dimodelkan sebagai berikut. Pada saat teras reaktor yang berbahan bakar silisida sedang beroperasi pada kondisi tunak dengan
Analisis Transien Teras Kerja.... Endiah Puji Has/uti
putusnya suplai daya listrik atau sebab
yang lain (t = 0 detik). Kejadian ini
mengakibatkan penurunan laju aliI, dimana aliran pendingin hanya berasal dari gaya inersia pompa. Laju aliran pendingin sisa ini akan meneapai harga 0 sebagai fungsi waktu. Trip terjadi dengan waktu tunda 0,5 detik setelah adanya sinyal "laju aliI massa di dalam sistem pending in primer <90% :t 5%". Adanya trip menyebabkan daya reaktor padam, tetapi masih ada panas peluruhan, dimana panas ini kemudian didinginkan dengan aliran pendingin yang berasal dari gaya inersia pompa[4]. Skenario dan Model
Transien reaktivitas Perh itungan
Reaktor diasumsikan sedang dioperasikan pada rentang daya rendah dengan daya awal 100 W menggunakan detektor kanal daya rendah JKTO I. Kemudian disimulasikan terjadi akibat
penarikan semua batang kendali secara simultan dengan kecepatah maksiinum,
sehingga sistem proteksi reaktor memadamkan reaktor (scram) dengan eara menjatuhkan batang kendali ke teras reaktor. Laju kenaikan daya reaktor bergantung pada sistem proteksi reaktor RSG-GAS. Pada simulasi ini diasumsikan keeepatan batang kendali memberikan reaktivitas positip kepada teras reaktor sebesar 0,237$/detik. Waktu tunda batang kendali jatuh sebesar 0,50 detik stria umpan balik reaktivitas sebesar 0,21875E-OI$/detik
[3,4]
HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasi/ Perhitungan dan Analisis LOFA Simulasi LOFA dilakukan seeara perhitungan pada daya awal 30MW. Paran1eter termohidrolika clan
Prosiding Seminar Hasil Penelitian P2TRR Tahun 2003
temperatur pendingin keluar kanal masing-masing adalah 144,O9°C,
137,35°C, 78,11oC clan Sminimumsebesar 5,32. Trip terjadi 3,99 detik setelahawal kecelakaan, sedangkan scram terjadi pacta detik ke 4,49. Temperatur bahan bakar clan kelongsong, masing-masing adalah 144,48°C clan 138,13°C clan
Sminimumsebesar 4,51.
Kondisi terparah tercapai pacta detik ke 4,9. Parameter termohidrolika clan keselamatan kondisi terparah terjadi ketika daya reaktor mencapai 28,644 MW, dengan temperatur bahan bakar, kelongsong clan temperatur pendingin
- --c- .c_.---35.00 ~ 30,00 6 25.00>---5 20,00 :::< -~ b.OO :;, 10,00 :0 0 5.00 0.00 ISSN 0854-5278
keluar kanal masing-masing adalah 145,26°C, 139,O3°C, 80,60°C clan
Sminimumsebesar 4,52.
Hasil analisis menunjukkan bahwa aJiran pendingin sisa dari impeller pompa pendingin primer pacta kecelakaan akibat hilangnya aliran pendingin, mampu menghilangkanpanas sisa. Konduktivitas panas bahan bakar
oksida tidak menyebabkan
terIampauinya suhu bahan bakar maupun marjin keselamatan teras silisida RSG-GAS. Hasil perhitungan simulasi LOFA tersebut dapat dilihat pactaGambar 1 dan 2.
,-~--_c_._---_.---
Daya (MW) '--MCHFR i70 -SFmin ,60 C_" c_c ,.~'"
50 ';: ..:: 40 (/) ci 30 == 20 U 10 ~ 0 0 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 Waktu (detik) . ~ -- . . ' '---' ''---Gambar 1. Transien Daya vs Marjin Keselamatan
i---' ~ -u- -- '---~1 ! I
-
T c~oI0cC)---i 160 I-T
c1ad(oC)
I --:;:5(
. ~ L,ju ~H~im3Ij) I'i
100.- ---'; 80 -g 60 (/) 40 20 0 , , " 0L
' 0 ' . 10 15 20 25 30 35 40 45 50 Waktu (denk) 5000 I I 4000 .[ 3000~
.: 2000 :; = 10003'ISSN 0854-5278
Basil Perlzitllngall dan Allalisis RIA
Simulasi RIA dilakukan pada
rentang daya start-up. Simulasi
dilakukan dengan menganggap terjadi kecelakaan akibat penarikan batang kendali pada rentang daya start-up; yang memberikan kontribusi reaktivitas positif sebesar 0,0237$/detik. Daya reaktor
meningkat menujudayaterproteksi 4,5
MW, pada detik ke 38,25. Suhu bahan bakar, suhu kelongsong clan suhu pendingin, pada saat itu masing-masing adalah: 77,72°C, 76,07°C clan nilai Sminimumsebesar 19,12. Adanya waktu tunda sebesar 0,5 detik menyebabkan
dayareaktor mencapai 7 MW clan trip
terjadi pada detik ke 38,91. Reaktivitas pada daya maksimum adalah 0,862$ dengan perioda sebesar 6,2883E-01detik
Reaktivitas total merupakan gabungan dari reaktivitas akibat kenaikan suhu pendingin clan reaktivitas Doppler. Peningkatan insersi reaktivitas ini berpengaruh langsung pada kenaikan
- -- ~-~--_... 8.00 7.00 . 6.00
~
a
...5.00 I ::>: ~
4.00' I"
: ~ 3.00 . '" 'c -- POWER(MW)i-REAc.m
i I 2.00r2
10 20Analisis Transien Teras Kerja"" Endiah Puji Hastuti
daya reaktor. Reaktivitas 'total pada awal kecelakaan sarna besamya dengan insersi reaktivitas, clan reaktivitas ini mengalami penurunan ketika terjadi
,scram. Insersi reaktivitas maksimum
yang terjadi menyebabkan kenaikan daya reaktor yang berakibat tercapainya marjin keselamatan minimum. Reaktivitas teras pada saat daya maksimum adalah 0,461$ dengan perioda sebesar 6,963 detik, pada kecelakaan akibat RIA ini pompa pendingin tetap hidup. Segera setelah terjadi trip maka nilai reaktivitas negatif mencapai -0,268 $ clan perioda negatif sebesar -1 ,2480E-01 detik. Hasil analisis ini menunjukkan bahwa apabila terjadi kecelakaan RIA pada operasi
daya rendah maka reaktor mampu
memproteksi diri, yang ditunjukkan oleh terpenuhinya marjin keselamatan terhadap instabilitas aliran maupun temperatur bahan bakamya (Gambar 3 clan4). --- --- ... -. 30 1.50 1.00 0.50 0.00 I iii' -0.50 -; .:! -1.00 :~ ;;; o. -1.50
~
'0 -2.00 -2.50 -3.00 . -3.50 50 40 Waktu (detik)Presiding Seminar Hasil Penelitian P2TRR
Tahim 2003 ISSN 0854-5278
-. , ,,~ - --- -
,-..-80
.. -+---COOl.(DEGC) -CLAD(DEGC) -SFMIN L ~,~.. ._-,--,---, -"""' "--~ ~-_.J 70 .. 50 i i I i G 60 ; 0 i ';:' ,. 30 i i ::I .5 i i ~ 50.. E I I ~ ~
t
40 ' 20 V) I [ Ir-I 30 to I I 20 0 i I 0 10 20 30 40 50 i I~" '-' '-"-'--.
Waktu (detik), ~ !1 Gambar 4. Transien suhu dan marjin keselamatan pada daerah start-up.40
KESIMPULAN marjin keselamatan teras silisida dengan
tingkat muat 2,96 g Ulcc masih terpenuhi.
Hasil analisis menunjukkan bahwa baik pada simulasi LOFA maupun RIA,
DAFTAR PUSTAKA
1. E.P. HASTUTI, T.M. SEMBIRING, Pengkajian Keselamatan: Laporan Analisis Keselamatan Penggantian Elemen Bakar U3Os ke U3Si2 Densitas 2,96 gram
U/Cm3,No. !dent: RSG.OTH/LAK/Ol/98 Rev.2, Serpong, Juni 2003.
2. BATAN, Safety Analysis Report of the Indonesian Multipurpose Reactor GA-Siwabessy, Rev.8, Maret 1999.
3. HASTOWO,H., Investigation on ATWS and Hypothetical Accidents For The Indonesian Multipurpose Research Reactor RSG-GAS, Disertasion doctor, Gadjah Mada University, Yogyakarta, 1996.
4. WOODRUFF, W.L., 1984, "A User Guidefor the Current ANL Version of the PARET Code ", NESC.
