UJI 'BENCHMARK' TERMOHIDRAULIKA TERAS KERJA RSG GAS DALAM KEADAAN TUNAK
Gatot Praptoriadi, Hudi Hastowo, Kumia Putranta, Dewanto Saptoadi •
ABSTRAK
UJI BENCHMARK TERMOHlDRAULIKA TERAS KERJA RSG-GAS DALAM KEADAAN TUNAK. Sejalan dengan data yang diperoleh dari kegiatan komisioning dan operasi reaktor, peningkatan kemampuan personil dalam menggunakan paket program, dan kemampuan paket program komputer yang ada di PRSG-BATAN, analisis termohidraulika teras RSG-GAS terus menerus dilakukan. Untuk mendapatkan keyakinan yang lebih tinggi terhadap kelayakan penggunaan paket program COOLOD-N, PLTEMP, PARET-ANL dan HEATHYD sebagai alat penganalisis keselamatan termohidraulika teras kerja RSG-GAS, dilakukan uji 'benchmark' seperti yang dilakukan oleh pendisain RSG-GAS yang menggunakan paket program GOBRA-IIIC/IA. Untuk maksud ini dibuat suatu model perhitungan dan besaran masukan yang sarna dengan yang digunakan oleh pendisain agar hasilnya dapat saling diperbandingkan. Pada pemodelan ini teras reaktor dibagi menjadi dua bagian, yaitu bagian kanal terpanas, dan kanal rerata. Kanal terpanas diwakili oleh satu plat dan satu kanal pendingin dengan lebar celah minimum sebesar 2,40 mm, sedangkan kanal rerata diwakili oleh bagian sisa teras dan kanal pendingin dengan lebar celah 2,55 mm. Pada bagian kanal terpanas dibangkitkan daya dengan faktor daya radial total 2,846, faktor daya aksial dengan harga maksimum 1,6 dan laju alir minimum sekitar 0,543 kg/del. Hasilnya menunjukkan bahwa keluaran parameter termohidraulika kc em pat paket program di atas, pada kasus kanal terpanas dan kanal rerata, sangat bersesuaian dengan keluaran dari COBRA-IIIC/IA. Perbedaannya lebih kecil dari 3.7%. Dengan hasil ini didapat keyakinan yang lebih tinggi terhadap kelayakan penggunaan keempat paket program tersebut sebagai alat pcnganalisis keselamatan termohidraulika teras ker:ia RSG-GAS.
PENDAHULUAN
Analisis termohidraulika teras reaktor merupakan bagian penting dalam evaluasi keselamatan RSG-GAS. Sebagai bagian dari jaminan keselamatan reaktor yang akan dibangun, kegiatan ini telah dilakukan oleh pihak pendisain sejak reaktor terse but masih dalam tahap disain. Sedangkan untuk memenuhi persyaratan perizinan pembangunan, komisioning dan pengoperasian reaktor, kegiatan analisis termohidraulika teras RSG GAS didokumentasikan sebagai bagian dari Laporan Analisis Keselamatan Reaktor (Safety Analysis Report)[l].
Sejalan dengan data yang diperoleh dari kegiatan komisioning dan operasi reaktor, peningkatan kemampuan personil dalam menggunakan paket program, dan kemampuan paket program komputer yang ada di PRSG-BA TAN, analisis termohidraulika teras RSG-GAS terus menerus dilakukan. Pihak pendisain
menggunakan paket program COBRA-IIIC/IA [1] untuk mClakukim analisis terse but, terutama untuk mengevaluasi keselamatan teras selama komisioning dan mengkaji ulang analisis termohidraulika teras kerja. Nabbi et all [2] melakukan analisis termohidraulika teras I dan II serta teras kerja RSG-GAS dengan menggunakan paket program HEA THYD. Kaminaga [3] melakukan hal yang sarna untuk teras I, II, III dan teras kerja dengan menggunakan paket program COOLOD-N. Paket program yang sarna telah digunakan oleh Putranta [4] untuk melakukan analisis termohidraulika teras X dan teras kerja. Praptoriadi [5] telah memverifikasi paket program PLTEMP untuk analisis keselamatan termohidraulika teras RSG-GAS dengan mengacu kepada pengukuran parameter termohidraulika teras V, sedangkan Hastowo [6,7] melakukan analisis termohidraulika keadaan tunak dan transien teras I sampai VI dengan menggunakan paket program PARET-ANL.
Evaluasi keselamatan untuk teras transisi dengan berbagai paket program tersebut[2- 7] memberikan hasil angka keselamatan DNBR (Departure from Nucleate Boiling Ratio) atau OFIR (Onset of Flow Instability Ratio) minimum lebih besar dari angka keselamatan yang dipersyaratkan (1,48) [1], namun pada perhitungan keselamatan untuk kondisi teras kerja didapat angka keselamatan yang lebih kecil dari
1,48. Bertolak belakang dengan hasil perhitungan ini, pendisain mendapatkan angka keselamatan S sebesar 2,73 [8,9] untuk kasus teras kerja RSG-GAS. Jadi hasil perhitungan pendisain terlihat lebih optimistik dibandingkan dengan hasil perhitungan paket program yang digunakan di PRSG.
Untuk mendapatkan keyakinan yang lebih tinggi terhadap kelayakan penggunaan paket program COOLOD-N, PLTEMP, PARET-ANL dan HEATHYD sebagai alat penganalisis keselamatan termohidraulika teras kerja RSG-GAS, dilakukan uji 'benchmark' sesuai dengan yang dilakukan oleh pendisain [8,9]. Agar hasilnya dapat saling diperbandingkan dengan benar, maka model perhitungan dan besaran masukan yang digunakan disamakan dengan yang digunakan oleh pendisain. Sebagai konsekuensi logis dari kondisi ini, model perhitllngan, data masukan, dan tahapan perhitungan yang dilakukan dengan paket program yang ada di PRSG-BATAN harus disesuaikan. Misalnya, angka keselamatan yang akan diperbandingkan adalah angka keselamatan S, bukan DNBR atau OFIR yang sebelumnya digunakan di keempat paket program tersebut. Jadi, tahapan perhitungan angka keselamatan di paket program COOLOD-N, PLTEMP, PARET-ANL dan HEATHYD harus dimodifikasi agar memberikan keluaran seperti yang diinginkan.
Perhitungan dilakukan lIntllk kondisi daya lebih (over power), yaitu 34,20 MW, serta sllhll masukan pendingin tertinggi (45,5°C) yang masih ditolerir sebelum sistem proteksi reaktor memancung (menscram) reaktor. Selanjutnya dilakukan analisis terhadap beberapa parameter termohidraulika teras yang meliputi suhu keluaran pendingin, penurunan tekanan di kanal pendingin, suhu saturasi, dan fiuks panas maksimum. Apabila hasil analisis parameter termohidraulika teras dari paket program COOLOD-N, PLTEMP, PARET-ANL dan HEATHYD sama dengan hasil dari COBRA-IIIC/IA, maka akan didapat keyakinan yang lebih tinggi terhadap kelayakan
penggunaan keempat paket program tersebut sebagai alat penganalisis keselamatan termohidraulika teras kerja RSG-GAS.
TATAKERJA
Pemodelan Teras Kerja RSG-GAS
Pada umumnya, pembuatan model untuk perhitungan atau simulasi selalu dikompromikan antara keterbatasan dari paket program yang digunakan dengan gejala fisika yang ingin disimulasikan. Demikian halnya dengan pemodelan kondisi termohidraulika teras RSG-GAS pada perhitungan paket program COBRA-IIIC/IA, yang akan digunakan sebagai acuan pada pekerjaan ini. Pada model yang dibuat oleh pendisain [8,9] teras reaktor dibagi menjadi dua bagian, yaitu bagian kanal terpanas, dan kanal rerata. Kanal terpanas diwakili oleh satu plat dan satu kanal pendingin dengan lebar celah minimum sebesar 2,40 mm, sedangkan kanal rerata diwakili oleh bagian sisa teras dan kanal pendingin dengan lebar celah 2,55 mm (lihat Gambar I). Pad a bagian kanal terpanas dibangkitkan daya dengan faktor daya radial total 2,846, dan faktor daya aksial (fa) sesuai dengan bentuk fungsi kosinus dengan harga maksimum 1,6. Model ini kemudian diacu untuk digunakan dalam perhitungan uji Benchmark oleh keempat paket program yang akan diyakini kelayakannya.
Pada model yang digunakan oleh pendisain, panjang elemen bakar yang ada (62,50 CM), dibagi menjadi 51 titik aksial dengan jarak antar titik seragam, sedangkan pada model yang digunakan oleh PRSG panjang elemen bakar dibagi menjadi 21 titik aksial dengan jarak antar titik seragam (lihat Gambar 2). Hal ini dilakukan karena keterbatasan yang dimiliki oleh salah satu paket program yang digunakan PRSG. Namun, secara fisis maupun numerik hal ini tidak akan berpengaruh terhadap hasil uji Benchmark ini.
Untuk laju alir pendingin yang melalui teras aktif kelima paket program menggunakan angka laju alir sebesar 0,543 kg/det untuk kanal terpanas, dan 0,644 kg/det untuk kanal rerata pada suhu masukan sebesar 44,50 °C, dan daya total teras kerja sebesar 34,2 MW. Harga-harga ini dipilih oleh pendisain karena merupakan harga batas sebelum sistem proteksi reaktor (SPR) memancung reaktor.
Dengan memberikan masukan dimensi kanal, laju alir total, dan suhu masuk (in-let) pendingin, paket-paket terse but dapat menghitung laju alir dan kecepatan pendingin yang melewati masing-masing kanal, serta beberapa besaran lainnya. Beberapa besaran yang diperlukan sebagai masukan ditampilkan pad a Tabel I.
Untuk mendapatkan hasil yang sejauh mungkin dapat diperbandingkan secara benar, korelasi perpindahan panas yang digunakan diusahakan sama, sejauh hal tersebut tersedia di dalam paket program yang digunakan. Pada paket program COOLOD-N korelasi perpindahan panas yang dipilih untuk satu fasa dan pendidihan
berturut-turut adalah Dittus-Boelter dan modified Chen, sedangkan PLTEMP, PARET-ANL dan HEATHYD menggunakan Dittus-Boelter dan Bergles-Roshenow. Karena keterbatasan informasi yang ada [8,9], tidak diketahui korelasi perpindahan panas yang telah digunakan pihak pendisain dalam melakukan perhitungan ini. Hal ini akan disinggung pada bab pembahasan.
Dari 3 jenis besaran yang saat ini banyak digunakan sebagai faktor keselamatan termohidraulika teras reaktor, pendisain menggunakan angka keselamatan S [1,7,8,11].
s
=
11: dimana 11=
(T.al -Tn) V11c z q: :
da persamaan ini indeks B menyatakan bulk atau lingkungan air pendingin, e menyatakan kondisi ktitis (dalam hal ini lle
=
22,1 em3K J-I), sat menyatakan saturasi atau kejenuhan, sedangkan z menyatakan posisi aksial dari sisi masukan pendingin.Harga S ini diambil pada suatu titik di daerah sepanjang kanal pendingin yang menghasilkan harga terkecil.PLTEMP dan PARET-ANL merupakan paket program yang setara dengan COBRA-IIIC/RERTR [10]. Program PLTEMP yang digunakan disini telah dimodifikasi oleh Praptoriadi, sehingga keluarannya dapat menampilkan angka keselamatan S seeara aksial, suhu saturasi, ~ p sepanjang kanal pendingin, dan distribusi keeepatan pendingin pada kanal pendingin. Demikian pula untuk PARET-ANL, COOLOD-N, dan HEA THYD, masing-masing telah dimodifikasi oleh
Hastowo, Putranta, dan Saptoadi. '7,
Faktor Kanal Panas (hot channel factor)
Dalam perhitungan termohidraulika, umumnya dikenal sekumpulan faktor pengali yang menggambarkan besarnya peningkatan panas pada suatu kanal tertentu dibandingkan terhadap kanal rerata. Pad a perhitungan kanal terpanas, diasumsikan pembangkitan panas di plat bahan bakar meningkat karena beberapa faktor [8]. 1. Batang Kendali
Apabila batang kendali pada posisi bank 42 em, dan batang kendali pengatur (regulating rod) pada posisi sekitar 60 em, maka faktor kanal panas panas adalah
1,61. 2. Lokasi
Apabila kejadian pada butir 1 terjadi pada bahan bakar didekat Berilium, maka penambahan faktor peningkat panas adalah 1,25.
3. Ketidak Pastian
Karena adanya ketidak pastian dalam perhitungan, maka penambahan faktor peningkat panas adalah 1,20.
4. Fleksibilitas
Apabila kejadian pad a butir 2 terjadi di dekat posisi iradiasi, maka penambahan faktor peningkat panas adalah 1,08.
Angka pada faktor nomor 1 sampai 4 didapatkan dari perhitungan neutronik yang dilakukan oleh pendisain.
5. Variasi Kerapatan Daya
Pad a perhitungan ini pendisain mem-postulasikan terjadi variasi kerapatan daya pada arah radial yang menyebabkan penambahan faktor kanal panas sebesar 1,07. 6. Kanal Panas Suhu
Pada perhitungan ini pendisain juga mem-postulasikan terjadinya peningkatan suhu di kanal terpanas yang menyebabkan penambahan faktor kanal panas sebesar 1,023
7. Fluks Panas (engineering heat flux factor for hot spot)
Untuk hal ini pendisain menetapkan, angka 1,20 untuk penambahan faktor kanal panas.
Perkalian faktor kanal panas 1 sampai 4 menghasilkan fr sebesar 2,60. Apabila dikalikan lagi dengan faktor nomor 5 dan 6, akan menghasilkan fr sebesar 2,846, sedangkan fr total (setelah dikalikan dengan faktor ke 7) adalah 3,415. Karena pendisain mengelompokkan seluruh faktor kanal panas diatas menjadi satu yaitu fr (faktor kanal panas panas radial) total, maka untuk perhitungan ini, keempat paket PRSG juga menyatukannya menjadi fr total.
HASIL DAN PEMBAHASAN
Pada kegiatan ini keluaran yang dipentingkan adalah parameter termohidraulika, sehingga walaupun paket PARET-ANL dan HEATHYD belum secara tuntas dimodifikasi, kedua paket ini tetap dapat digunakan pada kegiatan uji ini. Hal ini dapat diterima karena beberapa parameter termohidraulika yang penting dapat ditampilkan. Misalkan untuk menghitung angka keselamatan S, PARET-ANL pasti membutuhkan data suhu saturasi keluaran dan hilang tekanan sepanjang kanal pendingin, sehingga pada kesempatan pemodifikasian selanjutnya, parameter termohidraulika tersebut akan dapat ditampilkan. Demikian pula untuk HEA THYD, fluks panas persatuan luas luasan panas, dan angka keselamatan S pasti juga dapat ditampilkan.
Umumnya, pada perhitungan termohidraulika dikenal 2 faktor kanal panas, yaitu faktor yang dipengaruhi oleh aspek neutronik (neutronic hot channel/spot factor) dan yang dipengaruhi oleh aspek rekayasa (engineering hot channel factor). Yang
pertama biasanya terdiri dari faktor aksial (fa) dan faktor radial (fr), sedangkan yang terakhir biasanya terdiri dari 3 faktor, yaitu fb (yang berpengaruh pada peningkatan suhu pendingin di kanal panas), fq (yang berpengaruh pada peningkatan fluks panas tertinggi), dan fu(yang berpengaruh pada peningkatan suhu lapisan tipis (film) an tara permukaan kelongsong dan air pendingin.
Karena keterbatasan COBRA-IIIC/IA, pendisain menyatukan seluruh faktor kanal panas menjadi fr total, sehingga untuk perhitungan angka keselamatan S hasilnya kemungkinan besar akan lebih kecil dari harga yang semestinya. Tetapi, dari segi keselamatan hal ini menguntungkan, sebab apabila angka S dari perhitungan ini lebih besar dari 1,48, maka kenyataannya akan lebih besar lagi dari angka tersebut.
Dengan pemodelan dan data masukan seperti yang telah diuraikan, maka perhitungan untuk kanal rerata (Fr 1,000) ditampilkan pada Tabel 2, untuk kanal terpanas (Fr 2,846 dan Fr 3,415) ditampilkan pada Tabel 3.
Pada kasus kanal rerata (fr 1,0), suhu keluaran pendingin dari COBRA-IIIC/IA, PLTEMP, PARET-ANL dan HEATHYD berkisar sekitar 58 oC, sedangkan untuk COOLOD-N sekitar 59,50 °C. Untuk suhu saturasi COBRA-IIIC/IA, PLTEMP, HEATHYD dan COOLOD-N, bervariasi dari 113,17 sampai 117,44. Namun bed a maksimumnya masih dibawah 3,7%. Sedangkan besar hilang tekanan, semua berkisar sekitar 0,02 MPa. Dari hasil ini terlihat bahwa secara fisis, ke lima paket program mengl1asilkan keluaran yang sarna. Dari hasil ini dapat disimpulkan bahwa hasil perhitungan tidak terlalu bergantung kepada jenis korelasi perpindahan panas yang digunakan, sebab seperti telah diuraikan di muka, COOLOD-N menggunakan korelasi perpindahan panas yang berbeda dengan ke tiga paket PRSG yang lain. Sehingga, dalam hal ini ketidaktahuan korelasi perpindahan panas yang digunakan oleh pendisain bukan merupakan suatll masalah.
Pada kasus kanal terpanas (fr total 2,846), suhu keluaran pendingin dari ct)BRA-IIC/IA, PL TEMP, PARET-ANL, HEA THYD, dan COOLOD-N berkisar seknar 1)9 0c. Untuk SUI1Usaturasi COBRA-IIC/IA, PLTEMP, HEATHYD dan COOLOD-N, bervariasi dari 114,33 sampai 116,90. Namun beda maksimumnya masih dibawah 2.5%. Sedangkan besar hilang tekanan, bervariasi disekitar harga 0,021 MPa untllk COBRA-lIC/IA, PLTEMP, HEATHYD, dan COOLOD-N. Apabila kita lihat besar angka keselamatannya, COBRA-IIC/IA, COOLOD-N, dan PLTEMP memberikan angka yang hampir sarna, yaitu berturut-turut 3,28, 3,23 dan 3,26, sedangkan untuk PARET-ANL sebesar 3,56.
Pendisain mengasllmsikan bahwa pengaruh faktor ke 7, yaitll Faktor Fluks Panas
(engineer.ing heat flux factor for hot spot) sebesar 1,20, hanya berpengaruh kepada
faktor qz, sehingga angka keselamatan S dari 3,28 berubah menjadi 2,73. Secara fisis hal ini mungkin kurang tepat karena perubahan fluks panas di suatu kanal akan berpengaruh kepada suhu lingkungan (TB)' selain kepada qz. Namun apabila paket PRSG mehgacu kepada asumsi tersebut, maka lIntuk fr total sebesar 3,416, COOLOD-N, PLTEMP, dan PARET-ANL bertllrllt-turut akan menghasilkan angka S sebesar 2,69,2,72, dan 2,97.
KESIMPULAN
Hasilnya uji Benchmark ini menunjukkan bahwa keluaran parameter termohidraulika ke empat paket program di atas pada kasus kanal rerata dan terpanas, sangat bersesuaian dengan hasil keluaran dari pendisain. Perbedaannya lebih kecil dari 3.7%. Dengan hasil ini didapat keyakinan yang lebih tinggi terhadap kelayakan penggunaan paket program COOLOD-N, PLTEMP, PARET-ANL dan HEATHYD sebagai alat penganalisis keselamatan termohidraulika teras kerja RSG-GAS.
DAFTAR PUSTAKA
I. Multipurpose Research Reactor GA Siwabessy, Safety Analysis Report Rev. 7", BA TAN, September 1989
2. R. NABBI et ai, 'Thermohydraulics of the Indonesian Research Reactor RSG-GAS (Background, Measurement, Model Verification and Analysis), PRSG-BATAN-KFA-IAEA, Serpong, September 1989
3. M. KAMINAGA, "Core Thermohydraulic Analysis of the Multipurpose Research Reactor RSG-GAS Using COOLOD-N Code", JAERI-memo 02-064, komunikasi pribadi
4. K. PUTRANTAdkk., "Analisis Termohidraulika Teras RSG-GAS Pada Kondisi Setimbang dengan Menggunakan Program Komputer COOLOD-N", disajikan pada seminar di PPTN-BA TAN, Bandung, 7-9 Februari 1994
5. G. PRAPTORIADI, "Verifikasi Paket Program PLTEMP untuk Analisis Keselamatan Termohidraulika Teras RSG-GAS", Hasil-hasil Penelitian
1992-1993, PRSG-BATAN, rSSN 0854-5278
6. H. HASTOWO, "Evaluasi Kese1amatan Termohidraulika Teras Transisi RSG-GAS", Presentasi I1miah Peneliti di PRSG-BA TAN, 5 Februari 1993
7. H. HASTOWO, "Verifikasi Model Perhitungan Transien Pada RSG-GAS dengan Eksperimen Transisi Sirkulasi Alam", Majalah BATAN, (menunggu terbit) 8. G. GYSLER, komunikasi pribadi, September 1992
10. W.L. WOODRUF, komunikasi pribadi, 7 Desember 1989
11. IAEA-TECDOC-643, "Research Reactor Core Conversion Guidebook, Vol. 2", April 1992, pp 11-17
-
.. .. ..-I :
]
:
r :
l :
.. .. .. ...
n
2,40mm 2,55mm1_~
t,U
(
"/
Kana! Panas Kanal Rerata
D
Gambar 1. Permodelan Teras
'-- -1
---;--
- -~ '-./ ..--...- ~ e. o •• e..
•.
....
.
..
0..
...
--
B.ahan &..karTabel 1 Ringkasan Data Masukan ParameterKanalTerpanasTerpanasRerataKanal Kanal (fr=I,O)
(fr=2,846)(fr=3,415) Daya Reaktor (MW)
34,2 34,234,2
Faktor Radial Total
1,0 2,8463,415 Faktor Aksial 1,60 1,601,60 Lebar Kanal (mm) 2,55 2,402,40 Panjang Kanal (mm) 625 625625 Lebar Kanal (mm) 67,1 67,167,1
Laju Alir/kanal (kgldet)
0,644 0,5430,543
Panjang Kanal Aktif (mm)
600 600600
Tabel2 Kanal Rerata (Average Channel, fr=I,O) PARAMETERCOOLOD-NPARET-HEATHYDPL TEMP
COBRA-IIIC/IA ANL T (0e)44,5044,5044,5044,5044,50 T (0e)57,7158,1359,5358,1458,02 T":1t • (OC) 113,17117,44-113,74115,96 V (m/det) 3,70 3,693,71 3,693,73 ~p (MPa) 0,02 0,0230,020 0,0200,023
Tabel3 Kanal Terpanas PARAMETERHEATHYDCOOLOD-NPARETPL TEMP COBRA-IIIC/IA
-ANL Untuk Kanal Terpanas (fr total 2,846) T
(0e)44,5044,5044,5044,5044,50 T (0e)89,6789,8788,1189,0788,96 T":1t ' (0e) 116,90 116,24116,37 114,33 V (m/det) 3,44 3,453,443,44 3,47 ~p (MPa) 0,022 0,021- 0,018 0,021 q" maks. (kW/mL) 2147,44 2154,00215,542154,30 -Angka Keselamatan S 3,28 3,233,263,56 -Untuk Kanal Terpanas (fr total 3,415) q" maks. (kW/mL)
2585,00 2584,702585,432585,00 1-Angka Keselamatan S 2,73 2,692,722,97 I -680
