PEMANASAN SUNGKUP REAKTOR-UDA SAA T TERJADINY A /- ~ Budi Rohman. Star Pusat Pengkajian Keselamatan Reaktor Bad,an Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN)

Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serra Fasilitas Nuklir

Jakarta, 20 Agustus 2003 ISSN : 0854

-

²⁹¹⁰

PEMANASAN SUNGKUP REAKTOR-UDA SAA T TERJADINY A

/-

~

rELELEHAN TERAJ

~ ~ -

- ^{~ J-~}

Budi Rohman

Star Pusat Pengkajian Keselamatan Reaktor Bad,an Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) ABSTRAK

PEMANASAN SUNGKUP REAKTOR PADA SAAT TERJADINYA

PELELEHAN TERAS. Telah dilakukan simuiasi terhadap fenomena pemanasan sungkup reaktor BWR 5 Mark-II untuk kasus kecelakaan yang mengakibatkan terjadinya pelelehan teras guna keperluan studi PSA level 2. Peristiwa ini terjadi berdasarkan muffin kecelakaan yang mempakan kombinasi antara gagalnya High Pressure Core Spray System dan gagalnya depresurisasi manual pada sistem pendingin reaktor sehingga terjadi pelelehan teras. Bottom head bejana reaktor diasumsikan gagal menahan lelehan teras (core'debris) tersebut, sehingga lelehan teras diejeksikan ke kavitas reaktor yang selanjutnya akan ditransportasikan ke drywell dan suppression pool dengan melibatkan berbagai mode perpindahan masa dan panas.

Terbentuknya energi panas yang sangat besar pada peristiwa ini mengakibatkan terjadinya peningkatan tel11peraturdan tekanan di dalam sungkup reaktor yang sangat besar. Kondisi ini dapat diperbumk oleh terjadinya reaksi logal11-air apabila temperatur atl11osfer sungkup l11encapaititik penyalaan reaksi ini.

Dalam simulasi ini, fraksi pelepasan debris teras dari bejana reaktor ke kavitas reaktor dial11bilsebesar 0 %,10 %, 50 %, clan 100 %. Tel11peraturl11aksimumatmosfer sungkup yang dicapai adalah 3380 K sedang tekananl11aksil11unmyal11encapai0.726 MPa pada asul11sifraksi pelepasan lelehan 50 %. Tekanan ini l11asihberada di bawah harga tekanan design untuk sungkup jenis ini, yakni 0.78 MPa.

Kata kunci: pelelehan teras, BWR 5 Mark-II, pemanasan sungkup, temperatur, tekanan.

ABSTRA CT

DIRECT CONTAINMENT HEATING PHENOMENON IN LWRS. Simulation of direct containment heating (DCH) phenomenon for B WR 5 Mark II reactor containment vessel had been performed for the purpose of P SA level 2 study. The accident was assumed to follow a sequence with combination of failure on High Pressure Core Spray System and the failure of manual depressurization of the reactor coolant system leading to core melt-down. The melting core then collapses into the bottom head of the pressure vessel. If the bottom head could not withstand the increasing thermal and pressure loads released by the melts, it would result in the break of the bottom head and subsequent ejection of the core debris to the surface of reactor cavity. During this process, steam containing core debris is then transported to the drywell and containment atmosphere as well as to suppression pool where condensation takes place.

Various modes of heat transfer, including radiation, conduction, and convection, and mass transfer take place during this process. The release of such a large amount of heat source could result in increasing pressure of containment atmosphere. The increase in temperature and pressure loads to the containment could be enhanced by metal-water reaction iftf1.e temperature

reaches the ignition point of this reaction.

The simulation assumed release fractions of core debris from reactor vessel to the cavity of 0 %,10 %, 50 %, and 100 %. The temperature and pressure of the containment atmosphere reach maximum values of 3380 K and 0.726 MPa respectively for the assumed release fraction of core debris of 50 %. This pressure is still below the design pressure of this type of containment, i,e. 0,78 MFa,

Kevwords: core melt, BWR 5 Mark-II, containment heating, temperature, pressure.

"I

Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatall PLTN Serta Fasilitas Nuklir

Jakarta, 20 Agustus 2003- ISSN.. 0854 - 2910

PENDAHULUAN

Pelepasan basil fisi clan material radioaktif yang lain dari reaktor clara mempakan akibat yang paling serius dari suatu kecelakaan nuklir. Kecelakaan semacam ini dapat memberikan dampak yang paling bumk kepada masyarakat clanlingkungan di sekitarnya. Industri reaktor daya clan pemerintah, dalam hal ini Badan Pengawas Tenaga Nuklir serra instansi-instansi terkait lainnya, hams memberikan perhatian yang sungguh-sungguh terhadap hal semacam ini. Perhatian Glenpihak-pihak yang terkait ini hams mencakup se#ap aspek dalam pembangkitan tenaga nuklir.

Reaktor nuklir, di mana energinya dibangkitkan dari fisi nuklir, diperlengkapi dengan banyak lapisan pertahanan untuk mencegah pelepasan basil fisi clan material radioaktif lainnya ke lingkungan. Sungkup reaktor mempakan pertahanan yang terluar clan terakhir yang digunakan untuk menahan basil fisi apabila pertahanan-pertahanan .di dalamnya gaga!.

Apabila diasumsikan teras..reaktor meleleh kemudian mntuh ke dasar plenum bejana reaktor, clan apabila bejana reaktor tidak mampu menahan beban termal serra tekanan yang diakibatkan oleh lelehan teras, plenum bawah bejana reaktor dapat pecan sehingga terjadi ejeksi lelehan teras ke kavitas reaktor (reactor cavity).

EJcl<silelehan teras dari bejana reaktor menghasilkan fragmentasi lelehan teras.

yang disebut sebagai debris teras (core debris), yang disertai dengan terjadinya pelepasan basil fisi serra berbagai material radioaktif beserta sejumlah besar energi dalam bentuk panas yang dihasilkan dari reaksi logam-air ke dalam sungkup reaktor.

Terbentuknya energi panas yang sedemikian besar akan menyebabkan terjadinya

. .

peningkatan tekanan besar di dalam sungkup reaktor. Peristiwa yang demikian disebut sebagai pemanasan sungkup reaktor (Direct Containment Heating / DCH) yang mempakan salah sarti rangkaian peristiwa setelah terjadinya ejeksi debris terasl, 2.

TUJUAN STUD I

Studi ini mempakan bagian deterministik untuk menunjang kegiatan PSA level 2 untuk reaktor daya. PSA level 2 mempelajari mengenai tanggapan sungkup reaktor clan sistem keselamatannya terhadap beban yang dihasilkan Glen kecelakaan yang mengakibatkan terjadinya pelelehan teras3. Studi ini bertujuan untuk men~hi!ung temperatur clan tekanan atmosfer sungkup reaktoi, dalam hal ini sungkup BWR-5 Mark II, sehingga dapat diketahui ketahanannya terhadap kecelakaan hipotetis yang didasarkan pacta urutan kecelakaan kombinasi antara gagalnya High Pressure Core

III U

Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklif

Jakarta, 20 Agustus 2003 . ISSN: 0854 -2910

Spray System clan gagalnya depresurisasi manual pada sistem pendingin reaktor sehingga terjadi pelelehan teras. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan program

komputer DCH Simulation. _"

MODEL ANALITIS

Pemanasan Sungkup Reaktor

Pemanasan sungkup reaktor merupakan suatu proses perpindahan panas dari debris teras ke segala material yang ada di dalam sungkup reaktor serta atmosfernya.

Perpindahan panas dari debris teras yang demikian mengikuti kaidah-kaidah perpindahan panas seperti pada umumnya. Dengan mempertimbangkan semua rase material yang terlibat di dalam pemanasan sungkup reaktor, perpindahan panas yang terjadi akan meliputi radiasi, konduksi, clankonveksi.

Peristiwa pemanasan sungkup reaktor dimulai dari terjadinya ejeksi debris teras dari bejana reaktor dengan tekanan tinggi ke kavitas reaktor (drywell) yang diikuti dengan terjadinya pemanasan lantai kavitas reaktor beserta gas-gas yang ada di dalamnya. Gas-gas beserta partikel debris teras ini kemudian ditransportasikan dari kavitas reaktor ke atmosfer sungkup, pada gilirannya gas-gas beserta partikel deb:i~

tersebut memarrit5kan setiap material yang ada di dalam sungkup reaktor clan atmosfernya dengan melibatkan beberapa mode perpindahan panas. Pada peristiwa ini juga terjadi berbagai reaksi kimia di antara gas-gas yang di antaranya menghasilkan gas hidrogen. Pembentukan gas hidrogen ini mendapat perhatian karena potensinya untuk menimbulkan kebakaran ketika bereaksi dengan oksigen4. Komponen-komponen gas utama di dalam atmosfer sungkup pada peristiwa ini meliputi campuran antara nitrogen, hidrogen, uap, clan berbagai radionuklida. Sebagian partikel debris kemudian diendapkan di dinding clanlantai sungkup reaktor.

Fenomena selanjutnya yang dapat terjadi adalah transportasi gas-gas clan uap dari atmosfer sungkup reaktor ke suppression pool (wetwell) diikuti terjadinya kondensasi di suppression pool. Peristiwa kondensasi ini menyumbang pada penurunan tekanan di dalam sungkup reaktor.

Bagan peristiwa pemanasan sungkup ini dapat dilihat di Gambar 1.

Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir

Jakarta,20Agustus2003 . . .."... ISSN.. 0854

-

²⁹¹⁰

Model Perpindahan Panas

Selama proses pelepasan partikel debris ke atmosfer sungkup, berbagai macam mode perpindahan panas terjadi antara partikel debris dengan gas-gas di sekitarnya.

Panas yang dikandung partikel debris akan dipindahkan ke permukaan kavitas reaktor melalui mode perpindahan panas radiasi clan konduksi, selanjutnya panas akan dipindahkan ke gas di sekitarnya dengan konveksi. Berhubung partikel debris memiliki temperatur yang sangat tinggi, mode perpindahan panas radiasi memberikan sumbangan yang besar terhadap keseluruhan proses perpindahan Danas. Model perpindahan panas ini dapat dilihat di Gambar 2.

METODE ANALISIS

Analisis pemanasan sungkup ini dilakukan terhadap sungkup reaktor BWR 5 jenis Mark-II. Sungkup (steel containment vessel/ SCV) ini berbentuk kerucut di bagian atas clan silinder di bagian bawah di mana bejana tekan reaktor diletakkan di dalam kerucut sebelah atas. Bagian atas di mana bejana tekan berada adalah kering disebut dryv.:ell clan bagian bawah diisi dengan air yang disebut sebagai wetwell atau suppression pool, kedua bagian ini dibatasi dengan lantai yang dipasang dengan pipa- pipa vertikal (vent pipes). Tekanan desain sungkup BWR-5 Mark II adalah 0.78 MPa, sedangkan tekanan bocornya (breach pressure) rrrenurut pengujian yang dilakukandi Sandia National Laboratories, USA, adalah 4.66 MFa atau hampir enam kali lipat tekanan desainnya5.

Empat kondisi awal yang berbeda diambil dalam simulasi ini, yaitu fraksi pelepasan (releasefraction) debris ke sungkup 0 % (tidak terjadi pemanasan sungkup), 10 %, 50 %, clan 100 % dengan parameter-parameter lainnya seperti dijelaskan dalam kondisi analisis di bawah.

Program Komputer DCB Simulation

Analisis ini menggunakan program komputer DCH Simulation yang dikembangkan oleh Nuclear Power Engineering Corporation, Jepang. Tahap-tahap perhitungan dengan program ini mengikuti alur berikut:

.

Data input yang meliputi kondisi awal di antaranya tekanan sistem primer, koefisien discharge pactasaat pecahnya RPV, fraksi pelepasan debris, clansebagainya.

Tahap perhitungan yang meliputi:

-

Perpindahan panas dari partikel debris ke gas.

.

152

Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir

Jakarta, 20 Agustus 2003 ^. ISSN.. 0854

-

²⁹¹⁰

- Pembangkitan panas clanpembentukan hidrogen.

- Kondensasi liar.

.

^- Transportasi debris dari drywell ke wefHieII.

Pengendapan debris di dalam sungkup.

Kenaikan tekanan clantemperatur di dalam sungkup reaktor.

Diagram alir program DCH Simulation ini dapat dilihat di Gambar 3.

.

KoneJisiAnalisis

Perhitungan teinperatur clan tekanan di dalam sungkup selama peristiwa pemanasan sungkup didasarkan pada suatu rentetan kecelakaan yang merupakan kombinasi antara gagalnya High Pressure Core Spray System clan gagalnya depresurisasi manual pada sistem pendingin reaktor.

Parameter input utama simulasi ini dapat disarikan sebagai berikut2:

Masa awal debris pada saat terjadinya kegagalan bejana reaktor:

Zr : 8,8x 104kg Zr02 : 3,Ox104kg D02 : 1,5xl05kg

Cr >-. : 2,2xl05 kg

Masa awal gas pada saat terjadinya kegagalan bejana reaktor:

H2O: 7,4x 103kg H2 : 3,3x 102kg N2 :4,6xl03kg

Tekanan di dalam bejana tekan pada saat terjadinya kegagalan= 7,Ox 106 Pa

Radius partikel debris Temperatur awal debris

. 2 0 x 10-3 m . ,

:2100 K Fraksi pelepasan debris ke sungkup

Temperatur awal gas

: 0 %, 10%,50 %, clan 100 % : 400K

c

Perhitungan untuk simulasi ini dilakukan selama selang waktu 100 detik dari saat terjadinya kegagalan pada botO111head bejana reaktor.

III

Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir

Jakcma, 20 Agustus 2003 .. ISSN.. 0854 - 2910

BASIL PERHITUNGAN

Ketika fraksi pelepasan debris ke sungkup diasumsikan sebesar 0 % atau tidak terjadi pemanasan sungkup, temperatur gas di dalam sungkup tetap konstan dari awal sampaiakhir waktu perhitungan (lihat grafik temperatur pactaGambar 4).

Pacta fraksi pelepasan debris 10 %, dalam waktu singkat sesudah terjadinya kegagalan bottom head bejana reaktor, debris yang diejeksikan ke drywell pacta temperatur 2100 K mendingin menjadi 447 K, mendekati temperatur gas di Clalam sungkup seperti digambarkan di Gambar 4. Sesudah itu, temperatur gas di dalam sungkup meningkat terns karena panas yang diterima dari debris terns bertambah.

Selanjutnya, temperatur debris clan gas meningkat secara hampir bersamaan, clan pacta waktu akhir perhitungan temperatur gas mencapai 1030 K sedangkan temperatur debris sedikit lebih tinggi, yakni 1050 K.

Sementara itu tekanan total di dalam sungkup juga meningkat seiring dengan naiknya temperatur uap clan gas seperti digambarkan di Gambar 5. Pacta akhir waktu perhitungan tekanan total di dalam sungkup mencapai 0,619 MFa.

Ketika fraksi pelepasan diambil sebesar 50 %, temperatur gas di dalam sungkup mula-mula naik secara hampir linear sampai sekitar 1200 K. Kemudian temperatur tersebut naik dengan tajam karena berlangsungnya reaksi logam-air sampai mencapai harga maksimum sebesar 3380 K pacta detik ke 58. Haryang sarna juga terjadi pacta tekanan total di dalam sungkup. Tekanan total ini mencapai harga maksimum sebesar 0,726 Mpa pacta detik ke 60. Setelah mencapai harga ~aksimumnya, baik temperatur maupun tekanan di dalam sungkup menurun lagi ketika uap di dalam sungkup mulai menipiskarena dipakai untuk reaksi logam-air.

Ketika seluruh debris diasumsikan dilepaskan ke drywell, fenomena yang sarna dengan fenomena di atas terjadi dengan tingkatan yang berbeda. Dalam hal ini, peningkatan temperatur clan tekanan di dalam sungkup lebih tajam lagi clan mencapai puncaknya dengan temperatur gas sebesar 3350 K tercapai pactadetik ke 30 clantekanan total sebesar 0,725 MFa terjadi pacta detik ke 32. Kenaikan yang lebih cepat clan tajam pacta temperatur clan tekanan sungkup terjadi karena volume total debris yang diejeksikan dari bejana reaktor jauh lebih besar. Oleh sebab itu, reaksi logam-air yang menghasilkan energi panas yang sangat besar berlangsung pacta waktu yang jauh lebih

.

awal, sehingga puncak temperatur clan tekananjuga terjadi lebih awal.

Ii

Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serra Fasilitas Nuklir

Jakarta, 20 Agustus 2003 ISSN

..

0854

-

²⁹¹⁰

KESIMPULAN

Berdasarkan pembahasan di atas, beberapa kesimpulan dapat ditarik sebagai berikut:

0 Dalam hal terjadinya fenomena pemanasan sungkup reaktor, temperatur clan beban tekanan terhadap sungkup reaktor sangat dipe~garuhi oleh fraksi pelepasan ~ebris teras dari bejana rea!ctorke ke sungkup.

0 Semakin besar traksi' pelepasan debris teras meriyebabkankenaikan temperatur clan tekanan di dalam sungkup lebih tajam serta mencapai puncak pactawaktu yang lebih awal.

0 Dalam simulasi ini temperatur maksimum terjadi pacta fraksi pelepasan debris 50 %, yakni sebesar3380 K. Tekanan maksimum yang bersesuaian dengan kondisi ini adalah 0,726 Mpa, harga ini masih berada di bawah harga tekanan desain untuk

. ,"" '. ","

sungkup jenis ini, yakni 0,78 MPa.

0 Simulasi ini menunjukkan bahwa integritas sungkup reaktor (BWR-5 Mark II) masih terjaga dalam hal terjadinya ejeksi debris dari bejana reaktor.

UCAPAN TERIMA KASIB

Penulis ingin menyampaikan ucapan terima kasih yang sedaiam-dalamnya kepada pihak Nuclear Power Engineering Corporation (NUPEC), Jepang, yang telah memberikan kesempatan seluas-Iuasnya kepada penulis untuk melakukan analisis ini, te!"rnasukpenyediaan data clanprogram komputer.

Ucapan terima kasih juga penulis tujukan kepada Sdr. Marsono Djoko Soebagijo, staf Biro Perencanaan

-

BAPETEN yang telah memberikan ekspertisnya dalam penyelesaian makalah ini.

DAFTARPUSTAKA

1. Kajimoto, Mitsuhiro, et. aI., Analysis of Direct Containment Heating in a BWR Mark-II Containment, ANS 28th National Heat Transfer Conference, San Diego,

1992.

2. Calculation of Direct Containment Heating (DCH) Phenomena in LWRs, Nuclear Power Engineering Corporation, Japan, 2002. "

3. Level 2 PSA Methodology, Nuclear Power Engineering Corporation, Japan, 2002., 4. Outline of Safety Design (Case of BWR), Nuclear Power Engineering Corporation,

Japan, 2002.

5. Luk, Y.K., et. aI., Steel Containment Vessel Model Test: Results and Evaluation, Transactions of the 15th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-15), Soul, S. Korea, 1999.

III

Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serra Fasilitas Nuklir

Jakarta, 20 Agustus 2003 ISSN.. 0854 -2910

"'"

Gambar 1. Model simulasi pemanasan sungkup reaktor.

Gambar 2. Perpindahan panas daD masa an tara gas daD partikel debris.

Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir

Jakarta, 20 Agustus 2003 ISSN: 0854

-

²⁹¹⁰

Rapid heat

transfer ITom

debris particles to gas

Thennal expansion of atmospheric gas

0:),

Heat generation by metal-water reaction

Hydrogen generation by chemical reaction

Pressure and temperature rise in PCV

Stearn condelwation in Suppression

Pool

Transportation of debris ITom Dl)'Well

to Wetwell

Deposition of debris in O,e contailUlient

"

Gambar

3.

Diagram alir program DCH Simulation!.

"""""":::';:--"""",' " """':':.':',""'" " "", , ""..'..:,:::.;:.::.::.:~:.;:.;,~::::~= """""""""""""'1

;;

;; j

.~.~~. ~.A~~~~~~~::::~::::~wA' ~I'AAA^HA'~' \",~6.~

i;

!

jj

~

_!

i j

0

0 20 40 60 80 100

Time(s)

, ^{Debris, rei tract}0 % ...~... Debris, reitract50 %

-+- Gas, rei tract 0 %

-- Gas, rei tract 50 %

&... Debris, rei tract 10 % - Gas, rei tract 10 % [3 Debris, rei tract 100 % - Gas, rei tract 100 %

Gambar 4. Kurva temperatur gas di dalam sungkup.

3500

3000

2500

ell :; 2000 'i...

!l 1500 1

E ^.

ell .

f- 1000 \

500^'i

Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serra Fasilitas Nuklir

Jakarta, 20 Agustus 2003 ^{.. ' .. - -, , " , ..'} ISSN: 0854-2910

c.iO

~

~ 0.6 ::JIn InGI C....

0 h ~==~~~.= m mmm m ml

,,1'

/

' '

I' -', I

~ I

/ " ^~

!

~

,"".

^{./ r~'}

."" ^I''

05 ,'.t'.. .'---'- ;;.~..:::::-""'..

-.-:;

..J ^I

~-^-

'

^--- ":""'~-EF;^{- -- ~I}i

=-'<-~"*" !"

" " "&>:;a~ ~j. i~!

" 1

I

0.7

0.4

0 20 40 60 80 100

Time (5)

I:_:g lfif!Ullli_:gj:mJ:¥f¥¥M:!til!

~i§::W::ffJI^::::m:tt Bm:I@@M@:*=:~:I

Gambar 5. Kurva tekanan total'di dalam sungkup.

DISKUSI:

PERTANYAAN

_{; (Suwoto}

-

^{P2SRM BATAN)}

.

mohon penjelasan berapa %~tekanan/ temperatur yang dapat.-menahanintegritas teras BWR yang diteliti?

JA WABAN .;-(Budi Rohman

-

BAPETEN)

.

dalam stlldi ini kekuatan / integritas sungkup BWR adalah dinding terhadap tekanannya , yang secara termohidrolis akan berkaitan dengan suhu pada model ini tekanan yang dapat ditahan sungkup maksimum (briach pressure) adalah 4.66 MPA (harga absolut bukan prosentasi).