ANALISIS TRANSIEN ALIRAN PENDINGIN SMALL
J. Tek. Reaktor. Nukl.
Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal. 126-135
ISSN 1411–240X
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
ANALISIS TRANSIEN ALIRAN PENDINGIN SMALL SIMPLE AND SAFE
REACTOR TANPA POSTULASI KECELAKAAN
Enjang Ruhiat, Andang Widi Harto, Alexander Agung
Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada
Jl. Grafika 2, Yogyakarta 55281
ABSTRAK
Telah dilakukan analisis transient aliran pendingin pada sistem primer Small Simple And Safe
Reactor (SSSSR) tanpa postulasi kecelakaan. Dalam penelitian ini digunakan program simulasi
Simulink. Reaktor ini menggunakan konsep integral di mana teras dan alat penukar kalor berada
dalam satu bejana. Analisis dilakukan dengan pendekatan kuasistatik yang mengkopling persamaan
kinetika reaktor titik dan termal hidrolik untuk mengevaluasi masih dapat terjadinya aliran pendingin
secara alami ketika perubahan daya terjadi yang dilakukan melalui penyisipan dan penarikan batang
kendali. Hasil analisis menunjukkan bahwa sirkualsi pendingin secara alami pada SSSR masih dapat
terjadi ketika daya mengalami perubahan pada rentang antara 74% sampai dengan 125% daya
nominal, di mana laju alir mengalami perubahan pada rentang antara 840 kg/s sampai dengan 908
kg/s. Ketika transient aliran pendingin terjadi, proses pengambilan panas dari teras masih dapat
berlangsung secara efektif serta batasan termal tidak terlampaui.
Kata kunci: analisis transient aliran, SSSR, aliran sirkulasi alam, loop primer, kondisi normal.
ABSTRACT
A coolant flow transient analysis of Small Simple and Safe Reactor (SSSR) primary coolant loop
without any postulated accidents has been performed. The simulation was performed by using
Simulink. The reactor uses the integral concept where core and heat exchanger are located in a
vessel. Analysis was conducted by quasi-static approximation of coupled point kinetics and thermal
hydraulics to evaluate the natural circulation ability when the power change occurs due to control
rod insertion and withdrawal. The result indicates that natural circulation cooling on SSSR still can
be achieved when the reactor power change in the range between 74% and 125% of nominal power,
where coolant flowrate change in the range between 840 kg/s and 908 kg/s. When the coolant flow
transient occur heat removal proces still can be achieved efectively and thermal design margin is
not exceeded.
Keywords: flow transient analysis, SSSR, natural circulation flow, primary loop, normal condition.
PENDAHULUAN
Masalah pemenuhan kebutuhan energi di negara kita salah satunya ditandai dengan
masih rendahnya rasio elektrifikasi yaitu sekitar 60% [1]. Hampir 40% penduduk yang belum
dapat memanfaatkan energi listrik tersebut berada di wilayah-wilayah terpencil. Pada wilayah
tersebut, umumnya belum terdapat jaringan listrik terpusat sehingga reaktor nuklir berdaya
kecil merupakan solusi tepat untuk wilayah terpencil Indonesia [2].
Small Simple and Safe Reactor (SSSR) merupakan reaktor nuklir tipe LWR berdaya
rendah (50 MWth). Simplifikasi desain SSSR meliputi penggunaan sirkulasi alam (natural
circulation) untuk fluida primer pendingin reaktor. Peningkatan keselamatan dilakukan
dengan meningkatkan margin keselamatan, yaitu menurunkan densitas daya menjadi kurang
dari separuh dari densitas daya PWR sekarang yaitu sekitar 21 kW/l serta menurunkan
tekanan operasi menjadi sekitar 4,6163 MPa.
126
ISSN 1411–240X
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Analisis Transien Aliran Pendingin.......
(Enjang Ruhiat)
Peningkatan keselamatan dilakukan dengan penggunaan desain integral, yaitu teras
reaktor dan alat penukar kalor diletakkan dalam satu bejana. Hal ini dimaksudkan untuk
mengurangi peluang terjadinya Loss of Coolant Accident (LOCA)[3] berskala besar.
Penggunaan sirkulasi pendingin secara alami di samping sebagai penyederhanaan juga
dimaksudkan untuk meningkatkan keselamatan, yaitu dengan mereduksi peluang Loss of
Flow Accident (LOFA) yang disebabkan oleh kegagalan pompa sirkulasi.
Dalam penelitian ini dianalisis unjuk kerja sistem primer reaktor pada kondisi normal,
yaitu mengamati pengaruh perubahan daya terhadap kestabilan aliran sirkulasi alam dan
pengaruhnya terhadap suhu pendingin, kelongsong, dan bahan bakar. Metode yang
digunakan adalah aplikasi Matlab-Simulink untuk memodelkan sistem yang dianlisis.
Persamaan kinetika reaktor titik dan termal hidrolik dengan pendekatan kuasistatik dikopel
dan dipecahkan secara serempak.
METODE PERHITUNGAN
Skematik SSSR ditunjukkan dalam Gambar 1 dan data teras ditunjukkan dalam Tabel
1.
21
16
17
14
22
15
13
20
26
9
23
27
10
11
12
18
8
19
6
25
3
2
5
1
4
7
24
Gambar 1. Diagram skematik SSSR
127
J. Tek. Reaktor. Nukl.
Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal. 126-135
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
Teras reaktor
Reflektor
Penyangga atas
Penyangga bawah
Perisai radiasi
Downcomer
Pengarah aliran bawah
Pengarah batang
kendali
9. Chimney
10. Alat penukar kalor
utama
ISSN 1411–240X
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Keterangan :
11. Alat penukar kalor reaktor
padam
12. Selubung teras dan pemisah
aliran
13. Pemanas listrik
14. Ruang uap
15. Bejana reaktor
16. Tangki air bertekanan
17. Penyangga reaktor atas
18. Isolator gas
19. Perisai beton
20. MPWPS (Multi Purpose
Water Pool System)
21. Kondenser pasif
22. Katup isolasi gas
23. Pengungkung
(Containtment)
24. Saluran air bawah
25. Katup masukan pendingin
darurat
26. Katup keluaran pendingin
darurat
27. Penyangga reaktor bagian
tengah dan penyekat ruang
isolator gas
Tabel 1. Data teras SSSR
Parameter
Dimensi
Daya termal
50 MWth
Mass flowrate
900 kg/s
1,2
Faktor pemuncakkan aliran pendingin
Tekanan operasi
Faktor pemuncakkan daya radial
46,16 bar
1,2
Faktor pemuncakkan daya aksial
1,57
Jumlah assembly
121
Jumlah batang bahan bakar per assembly
54
Tebal reflektor aksial
20 cm
Tebal reflektor radial
20 cm
Tebal reflektor ekstrpolasi
22,0608910 cm
Tinggi teras aktif (LC)
Tinggi teras ekstrapolasi (L'C)
140 cm
144,121782 cm
Jari-jari teras (RC)
Jari-jari teras ekstrapolasi (R'C)
128
72,5
74,5608910 cm
Diameter pin
12 mm
Jarak pitch (S)
13 mm
Wetted Perimeter (P)
20,42 mm
Tampang lintang saluran (Ac)
16,63 mm2
Diameter ekuivalen (De)
3,25 mm
Panjang ekstrpolasi
2,06089108 cm
ISSN 1411–240X
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Analisis Transien Aliran Pendingin.......
(Enjang Ruhiat)
Luas total bahan bakar
7389,77990 cm2
Luas aliran teras
9123,21648 cm2
Jari-jari pelet (RF)
5,5 mm
Tebal gap (δG)
0,1 mm
Tebal kelongsong (δC)
0,4 mm
Suhu masukan
254 0C
Suhu keluaran (Tkeluaran/Tsaturasi)
259 0C
Entalpi cair saturasi (hl)
1129,86468 kJ/kg
Entalpi uap saturasi (hg)
2797,19204 kJ/kg
Entalpi penguapan (hfg)
1667,32735 kJ/kg
Densitas UO2 (ρF)
10970 kg/m3
Konduktivitas termal pelet (kF)
6,0585 W/mK
Massa total pelet (MF)
9,54.103 kg
Koefisien perpindahan panas gap (UG)
5678 W/m2K
Konduktivitas termal kelongsong
17,31 W/mK
Dalam penelitian ini digunakan aplikasi Matlab-Simulink untuk memodelkan sistem
yang dianlisis. Persamaan kinetika reaktor titik dan termal hidrolik dengan pendekatan
kuasistatik dikopel dan dipecahkan secara serempak. Dalam hal ini nilai parameter termal
hidrolik yang diperhitungkan adalah nilai reratanya, sesuai dengan pendekatan kinetika
reaktor titik. Tabel 2 menunjukkan dimensi komponen sistem primer dan Gambar 2
menunjukkan diagram model perhitungan teras SSSR.
Tabel 2. Dimensi komponen sistem primer
Tinggi (m)
Diameter ekuivalen (m)
Reflektor atas
Komponen
0,2
0,00326
Penyangga teras atas
0,2
0,00326
Chimney
5,836
0,12776
Struktur atas HE
0,5440
0,54401
Struktur bawah HE
0,5440
0,54401
Downcomer
1,7481
0,12
Penyangga atas perisai termal
0,2
0,09
Perisai termal
1,8
0,09
Penyangga bawah perisai termal
0,2
0,09
Penyangga teras bawah
0,2
0,0032
0,200
3,000
0,0032
0,0236
Reflektor bawah
Heat exchanger
129
J. Tek. Reaktor. Nukl.
Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal. 126-135
ISSN 1411–240X
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Gambar 2. Model sistem dalam simulasi
HASIL DAN PEMBAHASAN
Simulasi Penyisipan Batang Kendali
Pada simulasi penyisipan batang kendali diasumsikan pada keadaan awal, reaktor
berada pada kondisi kritis dengan parameter seperti ditunjukkan dalam Tabel 3.
Tabel 3. Kondisi awal pada simulasi penyisipan batang kendali
Parameter
Besaran
Daya nominal (full power) yaitu (MWt)
50
Laju alir pendingin (kg/s)
900
Suhu rerata pendingin (K)
530,49
Suhu rerata kelongsong bagian luar (K)
539,38
Suhu rerata kelongsong bagian dalam (K)
542,85
Suhu rerata pelet bahan bahan bakar (K)
606,54
Suhu rerata maksimum (pusat) bahan bakar (K)
642,4
Posisi batang kendali dari bagian atas teras (cm)
0
Pada t = 0 batang kendali disispkan ke dalam teras reaktor sejauh 25 cm dari atas
teras. Penyisipan batang kendali dilakukan dengan kecepatan berbeda yaitu 0,5, 1, 2,5, dan 5
mm/s. Simulasi dilakukan untuk kondisi transien selama 900 s. Hasil yang diperoleh dapat
dilihat pada Gambar 3, 4, dan 5.
130
ISSN 1411–240X
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Analisis Transien Aliran Pendingin.......
(Enjang Ruhiat)
Gambar 3. Perubahan daya dan reaktivitas pada simulasi penyisipan batang kendali
Gambar 4. Perubahan suhu rerata teras pada simulasi penyisipan batang kendali
131
J. Tek. Reaktor. Nukl.
Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal. 126-135
ISSN 1411–240X
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Gambar 5. Perubahan MDNBR, kualitas uap keluaran teras, pressure drop, laju alir
pendingin pada simulasi penyisipan batang kendali.
Penyisipan batang kendali sejauh 25 cm menghasilkan perubahan reaktivitas sebesar 9.72354.10-4 ∆k/k dan penurunan daya menjadi 37,2 MWt dalam waktu 900 s. Umpan balik
reaktivitas positif memberikan pengurangan reaktivitas negatif batang kendali, sehingga
reaktivitas total menjadi nol dan daya reaktor berada pada kondisi kesetimbangan yang baru.
Pada kondisi transien perlu diestimasi juga fluks kalor DNB dan nilai MDNBR. Nilai
fluks kalor DNB diestimasi dengan korelasi Levitan-Lantsman [4]. Pada saat daya mengalami
penurunan, nilai MDNBR mengalami kenaikan. Hal ini dapat dilihat pada Gambar 5.
Kenaikan nilai MDNBR ini menunjukkan fluks kalor semakin jauh dari fluks kalor DNB.
Ketika daya turun hingga 37,2 MWt kualitas uap keluaran teras turun hingga 1,28%.
Penurunan kualitas uap ini berakibat pada penurunan beda densitas pendingin antara
komponen zona dua fase dan satu fase, akibatnya driving force aliran sirkulasi alam
mengalami penurunan dan laju alir pendingin mengalami penurunan sebagaimana dapat
dilihat pada Gambar 5. Laju alir pendingin turun hingga 840 kg/s. Profil penurunan laju alir
sesuai dengan penurunan daya reaktor. Sirkulasi alam masih dapat terjadi ketika daya turun
hingga sekitar 37 MWt atau sekitar 74% dari daya nominal dengan laju alir sekitar 840 kg/s
atau 93% laju alir pada daya nominal.
Simulasi Penarikan Batang Kendali
Pada simulasi penarikan batang kendali diasumsikan pada keadaan awal reaktor
berada pada kondisi kritis dengan parameter seperti pada Tabel 4.
132
ISSN 1411–240X
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Analisis Transien Aliran Pendingin.......
(Enjang Ruhiat)
Tabel 4. Kondisi awal pada simulasi penarikan batang kendali
Parameter
Besaran
Daya nominal (full power) yaitu (MWth)
50
Laju alir pendingin (kg/s)
900
Suhu rerata pendingin (K)
530,49
Suhu rerata kelongsong bagian luar (K)
539,38
Suhu rerata kelongsong bagian dalam (K)
542,85
Suhu rerata pelet bahan bahan bakar adalah (K)
606,54
Suhu rerata maksimum (pusat) bahan bakar (K)
642,4
Posisi batang kendali dari bagian atas teras (cm)
5
Pada t = 0 batang kendali ditarik dari posisi 25 cm dari atas teras, hingga keluar teras.
Penarikan batang kendali juga dilakukan dengan kecepatan berbeda sebagaimana pada
simulasi penyisipan batang kendali.
Berdasarkan Gambar 6, penarikan batang kendali menghasilkan perubahan reaktivitas
sebesar 4,905.10-4 ∆k/k selama 900 s mengakibatkan daya naik menjadi sekitar 62,6 MWt.
Pengaruh kenaikan daya terhadap kenaikan suhu rerata pendingin, kelongsong, dan bahan
bakar dapat dilihat pada Gambar 7. Ketika daya mengalami kenaikan terbesar hingga 62,6
MWt atau sekitar 125% daya nominal, suhu rerata pendingin hanya mengalami kenaikan 0,18
K. Suhu rerata kelongsong bagian luar dan dalam mengalami kenaikan masing-masing 1,8 K
dan 2,3 K.
Gambar 6. Perubahan daya dan reaktivitas pada simulasi penarikan batang kendali
133
J. Tek. Reaktor. Nukl.
Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal. 126-135
ISSN 1411–240X
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Gambar 7. Perubahan suhu rerata teras pada simulasi penarikan batang kendali
Ketika daya reaktor mengalami kenaikan hingga 125% daya nominal, nilai MDNBR
masih sekitar 16,6 sehingga reaktor masih selamat. Pada Gambar 8 dapat dilihat bahwa laju
alir pendingin mengalami kenaikan sekitar 7,8 kg/s dari nilai nominal pada selang waktu
antara 0 sampai dengan sekitar 200 s. Selanjutnya setelah selang waktu tersebut hingga sekitar
500 s laju alir pendingin mengalami penurunan. Setelah selang waktu tersebut nilai laju alir
pendingin mulai stabil pada nilai sekitar 902 kg/s.
Gambar 8. Perubahan MDNBR, kualitas uap keluaran teras, pressure drop, laju alir
pendingin pada simulasi penarikan batang kendali
134
ISSN 1411–240X
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Analisis Transien Aliran Pendingin.......
(Enjang Ruhiat)
Sedangkan untuk pressure drop terjadi sedikit fluktuasi pada selang waktu antara 0
sampai dengan sekitar 80 s. Setelah selang waktu tersebut nilai pressure drop total stabil pada
nilai sekitar 0 Pa sebagaimana dapat dilihat pada Gambar 8. Dengan demikian berdasarkan
hasil simulasi di atas sirkulasi alam masih dapat terjadi ketika daya mengalami kenaikan
sampai dengan 125% daya nominal dan proses pengambilan panas oleh pendingin masih
dapat berlangsung secara efektif dan batasan termal tidak terlampaui.
KESIMPULAN DAN SARAN
Kesimpulan dari penelitian ini adalah sirkulasi pendingin secara alami pada SSSR
dapat diperoleh ketika daya mengalami perubahan pada rentang antara 74% sampai dengan
125% daya nominal, dan proses pengambilan panas dari teras masih dapat berlangsung secara
efektif serta batasan termal tidak terlampaui.
DAFTAR PUSTAKA
1.
2.
3.
4.
PERDANAHARI, E., Peran dan Prospek PLTN dalam Kebijakan Energi Nasional,
Prosiding Seminar Nasional ke-12 Teknologi dan Keselamatan PLTN serta
Fasilitas Nuklir, Yogyakarta, 2006.
HARTO, A.W., Desain Neutronik Teras Reaktor Tipe Small Simple Safe Reactor
(SSSR), Prosiding Seminar Nasional ke-12 Teknologi dan Keselamatan PLTN serta
Fasilitas Nuklir, Yogyakarta , 2006.
EL-WAKIL, M.M., Nuclear Heat Transport, American Nuclear Society, La
Grange Park, USA, 1978
ANGLART, HENRYK, Thermal-Hydraulic Analysis of Two-Phase Flows in
Heated Channel, Lecture No. 8, Lectures on Applied Reactor Technology and
Nuclear Power Safety, Nuclear Reactor Technology Division Department of
Energy Technology Kungle Tekniska Högskolan, Sweden, Spring 2005.
135
Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal. 126-135
ISSN 1411–240X
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
ANALISIS TRANSIEN ALIRAN PENDINGIN SMALL SIMPLE AND SAFE
REACTOR TANPA POSTULASI KECELAKAAN
Enjang Ruhiat, Andang Widi Harto, Alexander Agung
Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada
Jl. Grafika 2, Yogyakarta 55281
ABSTRAK
Telah dilakukan analisis transient aliran pendingin pada sistem primer Small Simple And Safe
Reactor (SSSSR) tanpa postulasi kecelakaan. Dalam penelitian ini digunakan program simulasi
Simulink. Reaktor ini menggunakan konsep integral di mana teras dan alat penukar kalor berada
dalam satu bejana. Analisis dilakukan dengan pendekatan kuasistatik yang mengkopling persamaan
kinetika reaktor titik dan termal hidrolik untuk mengevaluasi masih dapat terjadinya aliran pendingin
secara alami ketika perubahan daya terjadi yang dilakukan melalui penyisipan dan penarikan batang
kendali. Hasil analisis menunjukkan bahwa sirkualsi pendingin secara alami pada SSSR masih dapat
terjadi ketika daya mengalami perubahan pada rentang antara 74% sampai dengan 125% daya
nominal, di mana laju alir mengalami perubahan pada rentang antara 840 kg/s sampai dengan 908
kg/s. Ketika transient aliran pendingin terjadi, proses pengambilan panas dari teras masih dapat
berlangsung secara efektif serta batasan termal tidak terlampaui.
Kata kunci: analisis transient aliran, SSSR, aliran sirkulasi alam, loop primer, kondisi normal.
ABSTRACT
A coolant flow transient analysis of Small Simple and Safe Reactor (SSSR) primary coolant loop
without any postulated accidents has been performed. The simulation was performed by using
Simulink. The reactor uses the integral concept where core and heat exchanger are located in a
vessel. Analysis was conducted by quasi-static approximation of coupled point kinetics and thermal
hydraulics to evaluate the natural circulation ability when the power change occurs due to control
rod insertion and withdrawal. The result indicates that natural circulation cooling on SSSR still can
be achieved when the reactor power change in the range between 74% and 125% of nominal power,
where coolant flowrate change in the range between 840 kg/s and 908 kg/s. When the coolant flow
transient occur heat removal proces still can be achieved efectively and thermal design margin is
not exceeded.
Keywords: flow transient analysis, SSSR, natural circulation flow, primary loop, normal condition.
PENDAHULUAN
Masalah pemenuhan kebutuhan energi di negara kita salah satunya ditandai dengan
masih rendahnya rasio elektrifikasi yaitu sekitar 60% [1]. Hampir 40% penduduk yang belum
dapat memanfaatkan energi listrik tersebut berada di wilayah-wilayah terpencil. Pada wilayah
tersebut, umumnya belum terdapat jaringan listrik terpusat sehingga reaktor nuklir berdaya
kecil merupakan solusi tepat untuk wilayah terpencil Indonesia [2].
Small Simple and Safe Reactor (SSSR) merupakan reaktor nuklir tipe LWR berdaya
rendah (50 MWth). Simplifikasi desain SSSR meliputi penggunaan sirkulasi alam (natural
circulation) untuk fluida primer pendingin reaktor. Peningkatan keselamatan dilakukan
dengan meningkatkan margin keselamatan, yaitu menurunkan densitas daya menjadi kurang
dari separuh dari densitas daya PWR sekarang yaitu sekitar 21 kW/l serta menurunkan
tekanan operasi menjadi sekitar 4,6163 MPa.
126
ISSN 1411–240X
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Analisis Transien Aliran Pendingin.......
(Enjang Ruhiat)
Peningkatan keselamatan dilakukan dengan penggunaan desain integral, yaitu teras
reaktor dan alat penukar kalor diletakkan dalam satu bejana. Hal ini dimaksudkan untuk
mengurangi peluang terjadinya Loss of Coolant Accident (LOCA)[3] berskala besar.
Penggunaan sirkulasi pendingin secara alami di samping sebagai penyederhanaan juga
dimaksudkan untuk meningkatkan keselamatan, yaitu dengan mereduksi peluang Loss of
Flow Accident (LOFA) yang disebabkan oleh kegagalan pompa sirkulasi.
Dalam penelitian ini dianalisis unjuk kerja sistem primer reaktor pada kondisi normal,
yaitu mengamati pengaruh perubahan daya terhadap kestabilan aliran sirkulasi alam dan
pengaruhnya terhadap suhu pendingin, kelongsong, dan bahan bakar. Metode yang
digunakan adalah aplikasi Matlab-Simulink untuk memodelkan sistem yang dianlisis.
Persamaan kinetika reaktor titik dan termal hidrolik dengan pendekatan kuasistatik dikopel
dan dipecahkan secara serempak.
METODE PERHITUNGAN
Skematik SSSR ditunjukkan dalam Gambar 1 dan data teras ditunjukkan dalam Tabel
1.
21
16
17
14
22
15
13
20
26
9
23
27
10
11
12
18
8
19
6
25
3
2
5
1
4
7
24
Gambar 1. Diagram skematik SSSR
127
J. Tek. Reaktor. Nukl.
Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal. 126-135
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
Teras reaktor
Reflektor
Penyangga atas
Penyangga bawah
Perisai radiasi
Downcomer
Pengarah aliran bawah
Pengarah batang
kendali
9. Chimney
10. Alat penukar kalor
utama
ISSN 1411–240X
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Keterangan :
11. Alat penukar kalor reaktor
padam
12. Selubung teras dan pemisah
aliran
13. Pemanas listrik
14. Ruang uap
15. Bejana reaktor
16. Tangki air bertekanan
17. Penyangga reaktor atas
18. Isolator gas
19. Perisai beton
20. MPWPS (Multi Purpose
Water Pool System)
21. Kondenser pasif
22. Katup isolasi gas
23. Pengungkung
(Containtment)
24. Saluran air bawah
25. Katup masukan pendingin
darurat
26. Katup keluaran pendingin
darurat
27. Penyangga reaktor bagian
tengah dan penyekat ruang
isolator gas
Tabel 1. Data teras SSSR
Parameter
Dimensi
Daya termal
50 MWth
Mass flowrate
900 kg/s
1,2
Faktor pemuncakkan aliran pendingin
Tekanan operasi
Faktor pemuncakkan daya radial
46,16 bar
1,2
Faktor pemuncakkan daya aksial
1,57
Jumlah assembly
121
Jumlah batang bahan bakar per assembly
54
Tebal reflektor aksial
20 cm
Tebal reflektor radial
20 cm
Tebal reflektor ekstrpolasi
22,0608910 cm
Tinggi teras aktif (LC)
Tinggi teras ekstrapolasi (L'C)
140 cm
144,121782 cm
Jari-jari teras (RC)
Jari-jari teras ekstrapolasi (R'C)
128
72,5
74,5608910 cm
Diameter pin
12 mm
Jarak pitch (S)
13 mm
Wetted Perimeter (P)
20,42 mm
Tampang lintang saluran (Ac)
16,63 mm2
Diameter ekuivalen (De)
3,25 mm
Panjang ekstrpolasi
2,06089108 cm
ISSN 1411–240X
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Analisis Transien Aliran Pendingin.......
(Enjang Ruhiat)
Luas total bahan bakar
7389,77990 cm2
Luas aliran teras
9123,21648 cm2
Jari-jari pelet (RF)
5,5 mm
Tebal gap (δG)
0,1 mm
Tebal kelongsong (δC)
0,4 mm
Suhu masukan
254 0C
Suhu keluaran (Tkeluaran/Tsaturasi)
259 0C
Entalpi cair saturasi (hl)
1129,86468 kJ/kg
Entalpi uap saturasi (hg)
2797,19204 kJ/kg
Entalpi penguapan (hfg)
1667,32735 kJ/kg
Densitas UO2 (ρF)
10970 kg/m3
Konduktivitas termal pelet (kF)
6,0585 W/mK
Massa total pelet (MF)
9,54.103 kg
Koefisien perpindahan panas gap (UG)
5678 W/m2K
Konduktivitas termal kelongsong
17,31 W/mK
Dalam penelitian ini digunakan aplikasi Matlab-Simulink untuk memodelkan sistem
yang dianlisis. Persamaan kinetika reaktor titik dan termal hidrolik dengan pendekatan
kuasistatik dikopel dan dipecahkan secara serempak. Dalam hal ini nilai parameter termal
hidrolik yang diperhitungkan adalah nilai reratanya, sesuai dengan pendekatan kinetika
reaktor titik. Tabel 2 menunjukkan dimensi komponen sistem primer dan Gambar 2
menunjukkan diagram model perhitungan teras SSSR.
Tabel 2. Dimensi komponen sistem primer
Tinggi (m)
Diameter ekuivalen (m)
Reflektor atas
Komponen
0,2
0,00326
Penyangga teras atas
0,2
0,00326
Chimney
5,836
0,12776
Struktur atas HE
0,5440
0,54401
Struktur bawah HE
0,5440
0,54401
Downcomer
1,7481
0,12
Penyangga atas perisai termal
0,2
0,09
Perisai termal
1,8
0,09
Penyangga bawah perisai termal
0,2
0,09
Penyangga teras bawah
0,2
0,0032
0,200
3,000
0,0032
0,0236
Reflektor bawah
Heat exchanger
129
J. Tek. Reaktor. Nukl.
Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal. 126-135
ISSN 1411–240X
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Gambar 2. Model sistem dalam simulasi
HASIL DAN PEMBAHASAN
Simulasi Penyisipan Batang Kendali
Pada simulasi penyisipan batang kendali diasumsikan pada keadaan awal, reaktor
berada pada kondisi kritis dengan parameter seperti ditunjukkan dalam Tabel 3.
Tabel 3. Kondisi awal pada simulasi penyisipan batang kendali
Parameter
Besaran
Daya nominal (full power) yaitu (MWt)
50
Laju alir pendingin (kg/s)
900
Suhu rerata pendingin (K)
530,49
Suhu rerata kelongsong bagian luar (K)
539,38
Suhu rerata kelongsong bagian dalam (K)
542,85
Suhu rerata pelet bahan bahan bakar (K)
606,54
Suhu rerata maksimum (pusat) bahan bakar (K)
642,4
Posisi batang kendali dari bagian atas teras (cm)
0
Pada t = 0 batang kendali disispkan ke dalam teras reaktor sejauh 25 cm dari atas
teras. Penyisipan batang kendali dilakukan dengan kecepatan berbeda yaitu 0,5, 1, 2,5, dan 5
mm/s. Simulasi dilakukan untuk kondisi transien selama 900 s. Hasil yang diperoleh dapat
dilihat pada Gambar 3, 4, dan 5.
130
ISSN 1411–240X
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Analisis Transien Aliran Pendingin.......
(Enjang Ruhiat)
Gambar 3. Perubahan daya dan reaktivitas pada simulasi penyisipan batang kendali
Gambar 4. Perubahan suhu rerata teras pada simulasi penyisipan batang kendali
131
J. Tek. Reaktor. Nukl.
Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal. 126-135
ISSN 1411–240X
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Gambar 5. Perubahan MDNBR, kualitas uap keluaran teras, pressure drop, laju alir
pendingin pada simulasi penyisipan batang kendali.
Penyisipan batang kendali sejauh 25 cm menghasilkan perubahan reaktivitas sebesar 9.72354.10-4 ∆k/k dan penurunan daya menjadi 37,2 MWt dalam waktu 900 s. Umpan balik
reaktivitas positif memberikan pengurangan reaktivitas negatif batang kendali, sehingga
reaktivitas total menjadi nol dan daya reaktor berada pada kondisi kesetimbangan yang baru.
Pada kondisi transien perlu diestimasi juga fluks kalor DNB dan nilai MDNBR. Nilai
fluks kalor DNB diestimasi dengan korelasi Levitan-Lantsman [4]. Pada saat daya mengalami
penurunan, nilai MDNBR mengalami kenaikan. Hal ini dapat dilihat pada Gambar 5.
Kenaikan nilai MDNBR ini menunjukkan fluks kalor semakin jauh dari fluks kalor DNB.
Ketika daya turun hingga 37,2 MWt kualitas uap keluaran teras turun hingga 1,28%.
Penurunan kualitas uap ini berakibat pada penurunan beda densitas pendingin antara
komponen zona dua fase dan satu fase, akibatnya driving force aliran sirkulasi alam
mengalami penurunan dan laju alir pendingin mengalami penurunan sebagaimana dapat
dilihat pada Gambar 5. Laju alir pendingin turun hingga 840 kg/s. Profil penurunan laju alir
sesuai dengan penurunan daya reaktor. Sirkulasi alam masih dapat terjadi ketika daya turun
hingga sekitar 37 MWt atau sekitar 74% dari daya nominal dengan laju alir sekitar 840 kg/s
atau 93% laju alir pada daya nominal.
Simulasi Penarikan Batang Kendali
Pada simulasi penarikan batang kendali diasumsikan pada keadaan awal reaktor
berada pada kondisi kritis dengan parameter seperti pada Tabel 4.
132
ISSN 1411–240X
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Analisis Transien Aliran Pendingin.......
(Enjang Ruhiat)
Tabel 4. Kondisi awal pada simulasi penarikan batang kendali
Parameter
Besaran
Daya nominal (full power) yaitu (MWth)
50
Laju alir pendingin (kg/s)
900
Suhu rerata pendingin (K)
530,49
Suhu rerata kelongsong bagian luar (K)
539,38
Suhu rerata kelongsong bagian dalam (K)
542,85
Suhu rerata pelet bahan bahan bakar adalah (K)
606,54
Suhu rerata maksimum (pusat) bahan bakar (K)
642,4
Posisi batang kendali dari bagian atas teras (cm)
5
Pada t = 0 batang kendali ditarik dari posisi 25 cm dari atas teras, hingga keluar teras.
Penarikan batang kendali juga dilakukan dengan kecepatan berbeda sebagaimana pada
simulasi penyisipan batang kendali.
Berdasarkan Gambar 6, penarikan batang kendali menghasilkan perubahan reaktivitas
sebesar 4,905.10-4 ∆k/k selama 900 s mengakibatkan daya naik menjadi sekitar 62,6 MWt.
Pengaruh kenaikan daya terhadap kenaikan suhu rerata pendingin, kelongsong, dan bahan
bakar dapat dilihat pada Gambar 7. Ketika daya mengalami kenaikan terbesar hingga 62,6
MWt atau sekitar 125% daya nominal, suhu rerata pendingin hanya mengalami kenaikan 0,18
K. Suhu rerata kelongsong bagian luar dan dalam mengalami kenaikan masing-masing 1,8 K
dan 2,3 K.
Gambar 6. Perubahan daya dan reaktivitas pada simulasi penarikan batang kendali
133
J. Tek. Reaktor. Nukl.
Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal. 126-135
ISSN 1411–240X
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Gambar 7. Perubahan suhu rerata teras pada simulasi penarikan batang kendali
Ketika daya reaktor mengalami kenaikan hingga 125% daya nominal, nilai MDNBR
masih sekitar 16,6 sehingga reaktor masih selamat. Pada Gambar 8 dapat dilihat bahwa laju
alir pendingin mengalami kenaikan sekitar 7,8 kg/s dari nilai nominal pada selang waktu
antara 0 sampai dengan sekitar 200 s. Selanjutnya setelah selang waktu tersebut hingga sekitar
500 s laju alir pendingin mengalami penurunan. Setelah selang waktu tersebut nilai laju alir
pendingin mulai stabil pada nilai sekitar 902 kg/s.
Gambar 8. Perubahan MDNBR, kualitas uap keluaran teras, pressure drop, laju alir
pendingin pada simulasi penarikan batang kendali
134
ISSN 1411–240X
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Analisis Transien Aliran Pendingin.......
(Enjang Ruhiat)
Sedangkan untuk pressure drop terjadi sedikit fluktuasi pada selang waktu antara 0
sampai dengan sekitar 80 s. Setelah selang waktu tersebut nilai pressure drop total stabil pada
nilai sekitar 0 Pa sebagaimana dapat dilihat pada Gambar 8. Dengan demikian berdasarkan
hasil simulasi di atas sirkulasi alam masih dapat terjadi ketika daya mengalami kenaikan
sampai dengan 125% daya nominal dan proses pengambilan panas oleh pendingin masih
dapat berlangsung secara efektif dan batasan termal tidak terlampaui.
KESIMPULAN DAN SARAN
Kesimpulan dari penelitian ini adalah sirkulasi pendingin secara alami pada SSSR
dapat diperoleh ketika daya mengalami perubahan pada rentang antara 74% sampai dengan
125% daya nominal, dan proses pengambilan panas dari teras masih dapat berlangsung secara
efektif serta batasan termal tidak terlampaui.
DAFTAR PUSTAKA
1.
2.
3.
4.
PERDANAHARI, E., Peran dan Prospek PLTN dalam Kebijakan Energi Nasional,
Prosiding Seminar Nasional ke-12 Teknologi dan Keselamatan PLTN serta
Fasilitas Nuklir, Yogyakarta, 2006.
HARTO, A.W., Desain Neutronik Teras Reaktor Tipe Small Simple Safe Reactor
(SSSR), Prosiding Seminar Nasional ke-12 Teknologi dan Keselamatan PLTN serta
Fasilitas Nuklir, Yogyakarta , 2006.
EL-WAKIL, M.M., Nuclear Heat Transport, American Nuclear Society, La
Grange Park, USA, 1978
ANGLART, HENRYK, Thermal-Hydraulic Analysis of Two-Phase Flows in
Heated Channel, Lecture No. 8, Lectures on Applied Reactor Technology and
Nuclear Power Safety, Nuclear Reactor Technology Division Department of
Energy Technology Kungle Tekniska Högskolan, Sweden, Spring 2005.
135