Peran Perguruan Tinggi Swedia dalam Mend
Seminar Keselamatan Nuklir
ISSN: 1412-3258
PERAN PERGURUAN TINGGI SWEDIA DALAM
MENDUKUNG KEGIATAN SSM DI BIDANG
ANALISIS KESELAMATAN DETERMINISTIK
Alexander Agung1), József Bánáti1), Christophe Demazière1),
Mathias Stålek1), Ninos Garis2), Oddbjörn Sandervåg2)
1) Nuclear Engineering Division, Department of Applied Physics, Chalmers University of
Technology, SE-412 96 Gothenburg, Sweden, emails: alex@nephy.chalmers.se,
joska@nephy.chalmers.se, demaz@nephy.chalmers.se, stalek@nephy.chalmers.se
2) Swedish Radiation Safety Authority, Solna Strandväg 96, SE-171 16 Stockholm, Sweden,
emails: ninos.garis@ssm.se, oddbjorn.sandervag@ssm.se
ABSTRAK
PERAN PERGURUAN TINGGI SWEDIA DALAM MENDUKUNG KEGIATAN SSM DI
BIDANG ANALISIS KESELAMATAN DETERMINISTIK. Penelitian terkait keselamatan
nuklir dan proteksi radiasi sangat penting untuk menjaga kompetensi lembaga otoritas. Tujuan
SSM (badan pengawas keselamatan nuklir Swedia) di bidang penelitian keselamatan reaktor nuklir
adalah untuk mendukung regulasi dan memberikan sumbangan kepada kompetensi nasional di
bidang keselamatan nuklir. Oleh karena itu dibentuklah organisasi pendukung teknis di bidang
analisis keselamatan deterministik (TSO-DSA) untuk mendukung SSM dalam memenuhi tujuan
tersebut. Fungsi TSO-DSA tersebut kemudian diserahkan kepada dua perguruan tinggi teknik yang
mempunyai program nuklir, yaitu Royal Institute of Technology (KTH) di Stockholm dan
Chalmers University of Technology di Gothenburg. Telah dilakukan kegiatan-kegiatan yang terkait
dengan fungsi ini dengan menitikberatkan kepada penggunaan koda tergandeng (yaitu
PARCS/RELAP5 dan PARCS/TRACE). Kegiatan-kegiatan yang dilakukan oleh Chalmers akan
dibahas di kertas kerja ini sebagai contoh. Di samping itu kegiatan-kegiatan yang sedang berjalan
ini merupakan salah satu contoh yang bagus tentang bagaimana kerjasama yang baik dilakukan
oleh lembaga otoritas dengan pihak perguruan tinggi. Penggunaan kode tergandeng memberikan
hasil yang memuaskan dan sesuai dengan data terukur. Di samping itu penggunaan koda
tergandeng dapat menunjukkan fenomena yang sulit ditangkap apabila koda tersebut dijalankan
secara terpisah.
Kata kunci: analisis keselamatan deterministik, koda tergandeng, PARCS, RELAP, TRACE,
kerjasama.
ABSTRACT
THE ROLE OF SWEDISH UNIVERSITIES IN SUPPORTING SSM ACTIVITIES IN THE
FIELD OF DETERMINISTIC SAFETY ANALYSIS. Research within nuclear safety and
radiation protection is necessary in order to maintain the high level of competence required by
an expert authority. In the field of reactor safety research, SSM’s goals are to support
regulation and contribute to national competence in the area of nuclear safety. A technical
support organization on deterministic safety analysis (TSO-DSA) has been set up to help SSM in
fulfilling these goals. The TSO-DSA function was then established by SSM at two nuclear
universities, i.e. Royal Institute of Technology (KTH) in Stockholm and Chalmers University of
Technology in Gothenburg. Activities related to this function have been performed, emphasizing the
use of best-estimate coupled codes (i.e. PARCS/RELAP5 and PARCS/TRACE) for the analyses. The
activities performed by Chalmers are reported in this paper as examples. The on-going activities give
a good example on how the safety authority co-operates with universities. The use of coupled codes
gives satisfactory results and in good agreements with measured data. Moreover, it may reveal some
phenomena that are difficult to capture with stand-alone codes.
Keywords: deterministic safety analysis, coupled codes, PARCS, RELAP, TRACE, co-operation.
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
17
Seminar Keselamatan Nuklir
Makalah ini memaparkan keterlibatan
1. PENDAHULUAN
Energi nuklir telah digunakan di
banyak negara dan kebutuhan akan
listrik mengalami peningkatan. Untuk
memenuhi kebutuhan tersebut, pihak
utilitas
banyak
yang
menerapkan
power uprate, yaitu menaikkan daya
keluaran reaktor. Upaya uprate ini
merupakan cara yang ekonomis untuk
menghasilkan lebih banyak listrik
pada
PLTN
dan
menarik
untuk
dilakukan karena naiknya harga listrik
[1].
Situasi yang serupa juga terjadi di
Swedia.
Swedish
Authority/SSM
Nuclear
(kala
itu
Safety
bernama
Swedish Nuclear Power Inspectorate/
SKI) menerima permohonan power
uprate di Swedia. Oleh karena itu
identifikasi
konsekuensi-konsekuensi
yang dihasilkan dari kenaikan tingkat
daya
reaktor
terhadap
ISSN: 1412-3258
beserta
dampaknya
keselamatan
pembangkit
menjadi sangat penting. SSM harus
memutuskan apakah tindakan power
uprate masih memenuhi persyaratan
keselamatan operasi reaktor. Untuk
membantu SSM dalam melaksanakan
tugas ini, dibentuklah suatu organisasi
khusus yang disebut dengan Technical
perguruan
tinggi
Swedia
dalam
kegiatan TSO-DSA. Susunan makalah
ini adalah sebagai berikut. Bagian 2
menjelaskan secara ringkas situasi
terkini
energi
Aktivitas
nuklir
di
Swedia.
terkait TSO-DSA akan
dijabarkan di Bagian 3, sementara
Bagian 4 akan menjelaskan secara
ringkas kegiatan yang dilakukan oleh
Chalmers University of Technology.
Bagian 5 akan merangkum makalah ini.
2. TINJAUAN RINGKAS ENERGI
NUKLIR DI SWEDIA
Program nuklir Swedia dimulai tak
lama setelah Konferensi Jenewa tahun
1955.
Pada
program
awal
pengembangan,
dititikberatkan
kepada
reaktor air berat dengan uranium alami
sebagai bahan bakarnya. Hal ini
selanjutnya
mengarah
kepada
pengembangan proyek Ågesta dan
Marviken. Reaktor Ågesta merupakan
pembangkit
kogenerasi
yang
menghasilkan 10 MW listrik dan 55
MW termal untuk pemanasan distrik.
Proyek Marviken adalah reaktor air
didih dengan daya 200 MWe dan
mampu untuk menghasilkan uap panas
lanjut.
Support Organization on Deterministic
Safety Analysis (TSO-DSA).
Sampai dengan akhir tahun 1960,
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
18
Seminar Keselamatan Nuklir
ISSN: 1412-3258
listrik dari sumber daya air masih
parlemen Swedia memutuskan untuk
menjadi
menutup PLTN Barsebäck unit 1 dan
fokus
menumbuhkembangkan
untuk
di
2 yang pelaksanaannya baru berjalan
1965
untuk
pada tanggal 30 November 1999 dan 1
menghindari
ketidakpastian
harga
Juni 2005.
minyak
untuk
Swedia.
Pada
dan
tahun
industri
meningkatkan
Meskipun demikian, pada tanggal 5
jaminan pasokan listrik, diputuskan
Februari
untuk
listrik
Swedia mengumumkan persetujuan
dengan energi nuklir. Selama tahun
untuk membatalkan undang-undang
1960-an industri utilitas sangat tertarik
yang melarang pembangunan reaktor
dengan reaktor air ringan, dikarenakan
nuklir baru. Hal ini menandakan
adanya terobosan secara komersial di
berhentinya
Amerika Serikat dan juga karena
Selanjutnya pada bulan Juni 2010,
adanya kemungkinan untuk menjamin
parlemen menyetujui keputusan yang
pasokan uranium diperkaya melalui
mengizinkan penggantian reaktor yang
kontrak jangka panjang. Pada tahun
sekarang beroperasi dengan reaktor
1970-an enam reaktor telah beroperasi
nuklir baru, yang berlaku efektif mulai
secara komersial dan enam reaktor
1 Januari 2011.
yang lain beroperasi pada tahun 1980-
Produksi
an. Kedua belas reaktor tersebut
memberikan sumbangan sekitar 37 –
berada di empat tapak dekat pantai di
45% dari produksi nasional dengan
bagian selatan Swedia.
total produksi sebesar 50 – 70 TWh
Sebagai konsekuensi dari kecelakaan
per tahun di tahun 2005 – 2010 [2].
Three Miles Island 2 tahun 1979,
Dari
referendum tentang masa depan energi
beroperasi tersebut, PLTN Ringhals
nuklir dilaksanakan pada tanggal 23
yang terletak 60 kilometer di selatan
Maret
hasil
kota Gothenburg adalah penghasil
referendum tersebut, parlemen Swedia
listrik terbesar. Ringhals memiliki 3
memutuskan
untuk
tidak
lagi
buah PWR dan 1 buah BWR serta
membangun
PLTN
dan
akan
membangkitkan 28 TWh listrik per
melakukan phase-out semua PLTN
tahun, atau memasok sekitar 20%
pada tahun 2010. Pada tahun 1997,
terhadap konsumsi listrik di Swedia
menambah
1980.
kapasitas
Berdasarkan
2009
pemerintah
kebijakan
listrik
kesepuluh
dari
koalisi
phase-out.
10
reaktor
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
PLTN
yang
19
Seminar Keselamatan Nuklir
ISSN: 1412-3258
[3]. Daftar dari PLTN Swedia dapat
dilihat di Tabel 1.
Pembangkit
Tabel 1. PLTN Swedia [4].
Daya Listrik (MWe)
Daya Termal
Neto
Bruto
(MWt)
600
615
1.800
600
615
1.800
978
1.016
2.928
990
1.028
2.928
1.170
1.212
3.300
473
492
1.375
638
661
1.800
1.400
1.450
3.900
859
908
2.540
866
910
2.652
1.051
1.066
3.144
935
970
2.775
** Dekomisioning 2005
Jenis Reaktor
Barsebäck 1*
Barsebäck 2**
Forsmark 1
Forsmark 2
Forsmark 3
Oskarshamn 1
Oskarshamn 2
Oskarshamn 3
Ringhals 1
Ringhals 2
Ringhals 3
Ringhals 4
* Dekomisioning 1999
BWR
BWR
BWR
BWR
BWR
BWR
BWR
BWR
BWR
PWR
PWR
PWR
Penelitian terkait keselamatan nuklir
dan proteksi radiasi sangat penting
untuk menjaga kompetensi lembaga
Lagipula
teknologi
yang
perkembangan
cepat
di
bidang
tersebut memberikan tuntutan untuk
memperoleh hasil-hasil terkini.
keselamatan reaktor nuklir adalah
untuk mendukung proses regulasi dan
sumbangan
kompetensi
nasional
keselamatan
nuklir.
mencerminkan
di
kepada
bidang
Penelitian
kebutuhan
berdasarkan pada perhitungan best-
ini
regulasi
yang berasal dari tantangan yang
dihadapi oleh SSM. Penelitian harus
untuk
estimate
proses
perizinan.
Dengan melakukan hal semacam ini
beberapa
tantangan
regulasi
diharapkan dapat diatasi, misalnya
meningkatnya
pemahaman
atas
kejadian-kejadian di PLTN, power
uprate
Tujuan SSM di bidang penelitian
memberikan
1975
1977
1980
1981
1985
1972
1975
1985
1976
1975
1981
1983
menggunakan metode-metode modern
3. KEGIATAN TSO-DSA
otoritas.
Awal operasi
komersial
dan
meninjau
optimasi
teras
laporan
serta
analisis
keselamatan. Di sisi lain, muncul
kekuatiran
akan
menurunnya
kompetensi nasional seandainya tidak
dilakukan
langkah-langkah
yang
terarah, terutama ke perguruan tinggi.
Untuk
menjawab
tersebut,
dibentuklah
permasalahan
organisasi
pendukung teknis di bidang analisis
keselamatan
deterministik
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
(TSO20
Seminar Keselamatan Nuklir
ISSN: 1412-3258
DSA). Tujuan utama dari TSO-DSA
3.1. Analisis Pembangkit
adalah [5]: (i) untuk meningkatkan
Kegiatan yang terkait dengan analisis
kompetensi nasional di bidang analisis
pembangkit
keselamatan deterministik, (ii) untuk
melakukan
membentuk
terhadap transien batasan (limiting
kelompok
yang
dapat
diarahkan
analisis
independen
mendukung SSM dalam melakukan
transient)
tinjauan
dasar untuk melakukan pertimbangan
maupun
penyelidikan,
dan
berpartisipasi
dalam
melakukan
(iii)
untuk
proyek-proyek
dan
untuk
kecelakaan
keselamatan.
sebagai
Pengaruh
dari
peningkatan daya reaktor diharapkan
internasional.
dapat
Fungsi TSO-DSA kemudian dibentuk
perhitungan-perhitungan transien yang
oleh SSM di dua perguruan tinggi yang
dilakukan terhadap tingkat daya dan
memiliki program nuklir, yaitu Royal
pemuatan teras yang berbeda-beda.
di
Setelah selesai mendukung proses
Stockholm dan Chalmers University of
peninjauan PSAR, perguruan tinggi
Technology di Gothenburg.
dapat melanjutkan melakukan analisis
Institute
Untuk
of
Technology
memenuhi
tujuan
(KTH)
tersebut,
semakin
jelas
terhadap operasi uji coba pada tingkat
dilakukan dua pendekatan yang saling
daya yang lebih tinggi.
melengkapi. Pendekatan pertama terkait
Untuk
dengan
menitikberatkan
analisis
pembangkit,
yang
kegiatannya meliputi analisis terhadap
power
dan
uprate
pembangkit
serta
analisis
modifikasi
terhadap
melalui
keperluan
ini,
KTH
analisisnya
pada
Oskarshamn 2 dan 3 serta Forsmark 3
(semuanya
BWR),
sementara
itu
Chalmers melakukan analisis terhadap
kejadian lampau. Pendekatan kedua
Ringhals
meliputi validasi koda. Kegiatan yang
Forsmark 1 dan 2 (BWR). Untuk
termasuk
meliputi
melakukan
terhadap
terhadap pembangkit-pembangkit ini,
persetujuan CAMP (Code Application
digunakan koda tergandeng kinetika
serta
neutronika dan termohidrolika tiga
memberikan
and
di
dalamnya
kontribusi
Maintenance
Program)
3
dan
4
(PWR)
analisis
melakukan evaluasi terhadap proyek-
dimensi
proyek internasional.
PARCS/RELAP5
dari
U.S.
serta
independen
NRC,
dan
yaitu
PARCS/
TRACE.
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
21
Seminar Keselamatan Nuklir
ISSN: 1412-3258
Penggunaan analisis best estimate juga
menggunakan
dilengkapi
analisis
Kegiatan-kegiatan ini meliputi: (i)
sensitivitas
pengkajian terhadap Marviken critical
Sensitivity
flow test dan level swell yang teramati
analisis
pada jet impingement test. (ii) validasi
meningkatkan
PARCS terhadap pengukuran TIP
SSM
(Traversing
dengan
ketidakpastian
dan
(USM/Uncertainty
Penggunaan
Methods).
ketidakpastian
dasar
and
akan
pengetahuan
untuk
hasil
eksperimen.
In-core
Probe)
di
terhadap
Forsmark dan Ringhals, (iii) validasi
dengan
terhadap eksperimen FIX-II (scale-
beberapa jenis transien. Di samping itu
down dari Oskarshamn 2), (iv) validasi
arti
terhadap
melakukan
pertimbangan
resiko-resiko
yang
pentingnya
fenomena
terkait
pada
berbeda
dapat
eksperimen CCFL di GÖTA, (v)
analisis
validasi terhadap pengukuran profil
yang
ditentukan
dan
keselamatan
melalui
spray
cooling
sensitivitas.
void di BFBT, (vi) keterlibatan dalam
Dikarenakan sebagian besar PLTN di
benchmark DNB pada PSBT, (vii)
Swedia
BWR,
terdapat
pengkajian
besar
terhadap
TRACE terhadap tes ISP-50 ATLAS,
pengaruh osilasi dikarenakan umpan
dan (viii) validasi RELAP5 terhadap
balik neutronik. Kejadian instabilitas
benchmark SB-LOCA (SBL-50) pada
yang terjadi pada tahun 1999 di
fasilitas tes PWR PACTEL.
Oskarshamn 2 membuktikan bahwa
4. KONTRIBUSI DARI
kejadian instabilitas sangat menantang
CHALMERS
untuk
4.1. Power Uprate Ringhals-3
berjenis
perhatian
yang
dilakukan
kajian.
Untuk
penggunaan
PARCS/
mengatasi tantangan ini, penyusunan
PLTN Ringhals terletak di pantai barat
metodologi
menganalisis
Swedia, sekitar 60 km di sebelah
masalah stabilitas juga menjadi bagian
selatan kota Gothenburg. Pada bulan
dari kegiatan TSO.
Maret 2004, SSM (saat itu bernama
3.2. Validasi Koda
Swedish Nuclear Safety Inspectorate/
Tingkat kedua dari kegiatan TSO-
SKI) menerima permohonan power
DSA diarahkan untuk mengkualifikasi
uprate untuk unit 3. Daya termal
input dari koda yang digunakan dan
Ringhals-3 ditingkatkan dari 2784 MWt
hasil
menjadi 3144 MWt dalam beberapa
yang
untuk
diperoleh
divalidasi
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
22
Seminar Keselamatan Nuklir
ISSN: 1412-3258
tahap.
karena itu kejadian ini dipilih sebagai
Analisis keselamatan independen untuk
dasar
untuk
melakukan
validasi
oleh
terhadap model termohidrolika dan
Chalmers. Untuk keperluan tersebut
simulasi dilakukan secara terpisah,
disusun model tergandeng kinetika
tidak
neutron
neutronika.
power
ini
uprate
dilakukan
dan
termohidrolika
tergandeng
dengan
koda
menggunakan PARCS dan RELAP5.
Transien diawali dengan hilangnya air
Beberapa
yang
umpan seketika, yang dalam RELAP5
sesungguhnya dipilih sebagai dasar
dimodelkan dengan penutupan katup
untuk validasi model yang disusun.
seketika.
4.1.1.
penurunan ketinggian air di pembangkit
transien
Transien
operasi
Loss
of
Normal
Gambar
1
menampilkan
uap nomor 2 dan mencapai kondisi trip
Feedwater
Penggantian dan pengujian terhadap
reaktor Low-Low Level sekitar 34 detik
katup kendali air umpan (feedwater
kemudian.
control valve) telah dilakukan selama
Terkait dengan suhu hotleg (Gambar 2),
masa henti operasi di tahun 2005. Pada
pada dasarnya transien dapat dicirikan
tanggal 16 Agustus 2005 terjadi gagal
dengan tiga interval: periode yang
fungsi pada transduser posisi dan
relatif ajeg sampai terjadi scram,
menyebabkan kegagalan sinyal kendali
penurunan
kepada katup. Katup menutup seketika
penurunan suhu secara perlahan pada
dan sebagai akibatnya aliran air umpan
fase final. Koda mampu memprediksi
ke pembangkit uap menjadi terhalang.
besaran-besaran dengan sangat baik
Kejadian ini menyebabkan kenaikan
selama tahapan-tahapan tersebut.
tekanan sistem primer. Ketinggian air
Pembahasan yang lebih rinci tentang
pada pembangkit uap yang mengalami
pemodelan
gagal fungsi turun dengan cepat dan
analisisnya
suhu
yang
RELAP
dapat
besar,
dan
dibaca
dan
hasil
di
[6].
memicu scram reaktor.
Kejadian
ini
berlangsung
sebelum
dilakukan power uprate. Di samping itu
saling ketergantungan dengan umpan
balik neutronika tidaklah kuat. Oleh
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
23
Seminar Keselamatan Nuklir
ISSN: 1412-3258
Figure 19 Narrow range level in the malf unctioning SG-2
Gambar 1. Narrow range level pada SG-2 yang gagal fungsi.
Figure 33 Hotleg temperatur e in the malf unctioning loop 2
Gambar 2. Suhu hotleg pada kalang 2 yang gagal fungsi.
4.1.2. Load Rejection Transient
Hubungan pembangkit dengan jaringan
Transien in terjadi pada tanggal 28
listrik diputuskan, namun reaktor tidak
November 2010 sebagai tes yang
sepenuhnya scram. Sistem kendali
terjadwal dan terinstrumentasi secara
dump diaktifkan dan uap dialirkan
utuh. Tujuan dari tes ini adalah untuk
menuju ke kondenser melalui saluran
memverifikasi perilaku reaktor selama
by-pass.
transien dan mengamati kemampuan
Transien load rejection dipilih untuk
sistem kendali untuk mencegah trip
memvalidasi
generator setelah dilakukan uprate ke
PARCS/RELAP5. Transien ini sangat
3144 MWt dan setelah modernisasi
menarik, namun juga sangat menantang
sistem kendali dan proteksi turbin.
untuk
model
perhitungan
gandengan
tergandeng
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
24
Seminar Keselamatan Nuklir
ISSN: 1412-3258
dikarenakan daya yang dibangkitkan
injeksi asam borat ke dalam pendingin.
oleh reaktor secara perlahan berkurang
Secara
mencapai sekitar 60 – 70% untuk
mereproduksi daya selama transien
operasi house-load. Hal ini berarti
dengan bagus.
pengaruh proses umpan balik menjadi
Gambar 4 menampilkan tekanan rerata
sangat penting.
saluran uap selama berlangsungnya
Gambar 3 menampilkan daya nuklir
transien. Isolasi sementara pembangkit
yang
reaktor.
uap menghasilkan loncatan tekanan
Dibandingkan dengan data terukur
yang cukup besar. Selama periode full
sampai
dumping,
dibangkitkan
dengan
di
100
detik
setelah
umum,
PARCS
tekanan
mampu
mengalami
dimulainya transien, penurunan daya
penurunan. Ketika katup kendali turbin
mempunyai landaian yang sama. Hal
mulai membuka, katup pembuang uap
ini
kendali
menutup sebagian dan kemudian terjadi
dimodelkan secara akurat di PARCS.
represurisasi. Sinyal masukan untuk
Perilaku pergeseran waktu disebabkan
mengendalikan
terutama karena tidak adanya puncak
penutupan
daya
merupakan fungsi dari suhu rerata
menandakan
kedua
batang
akibat
umpan
balik
pembukaan
katup
primer.
atau
pembuang
RELAP5
uap
reaktivitas tidak cukup tinggi. Setelah
kalang
dapat
transien berlangsung lebih dari 120
mensimulasikan represurisasi kalang
detik, perilaku daya ditentukan oleh
sekunder dengan bagus. Untuk diskusi
interaksi yang kompleks antara suhu
lebih lanjut mengenai transien ini,
bahan bakar dan pendingin, penurunan
pembaca dipersilakan mengacu ke [7].
batang kendali ke dalam teras dan
105
Calculated (PARCS)
Measured
100
95
Power (%)
90
85
80
75
70
65
60
0
100
200
Time (s)
300
400
500
Gambar 3. Daya nuklir sebagai fungsi waktu selama transien
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
25
Seminar Keselamatan Nuklir
ISSN: 1412-3258
70
69
68
Pressure (bar)
67
66
65
Calculated
Measured
64
63
62
61
0
100
200
Time (s)
300
400
500
Gambar 4. Tekanan rerata saluran uap
4.1.3.
Main
Steam
Line
Break
reaktivitas untuk empat kasus yang
Hipotetis
berbeda. Tidak satu kasus pun yang
Model tergandeng PARCS/RELAP5
menyebabkan rekritikalitas. Gambar 6
diaplikasikan terhadap transien Main
menampilkan
Steam Line Break hipotetis. Transien ini
maksimum di masing-masing perangkat
penting untuk dianalisis pada PWR
bahan bakar untuk kasus satu batang
dikarenakan reaktivitas positif yang
kendali macet. Kenaikan daya terbesar
kuat akibat pendinginan yang berlebih
terjadi di sekitar posisi macetnya batang
pada teras. Karena pengaruh ini lebih
kendali.
kuat ketika koefisien suhu moderator
informasi semacam ini hanya mungkin
(MTC) mempunyai nilai yang besar,
diketahui
hasil yang konservatif akan diperoleh
pemodelan neutronika tiga dimensi.
pada derajat-bakar (burnup) bahan
Informasi
bakar yang tinggi akibat MTC yang
pemodelan dan hasilnya dapat dilihat di
lebih negatif di akhir siklus operasi.
[8].
kenaikan
Perlu
diperhatikan
dengan
lebih
daya
bahwa
menggunakan
lanjut
mengenai
Gambar 5 merangkum kecenderungan
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
26
Seminar Keselamatan Nuklir
ISSN: 1412-3258
Gambar 5. Reaktivitas untuk empat kasus yang berbeda.
Gambar 6. Kenaikan daya maksimum di masing-masing perangkat bahan bakar untuk kasus satu
batang kendali macet.
4.2. Penggantian Pembangkit Uap
Effekthöjning
pada Ringhals-4
Pembangkit uap yang lama diganti
Untuk menyiapkan Ringhals-4 agar
dengan pembangkit uap baru dari
dapat beroperasi pada daya uprate
AREVA
sebesar 3300 MWt, dilakukan beberapa
pertukaran kalor lebih besar, pemanasan
proyek. Salah satu dari proyek-proyek
awal yang lebih bagus dan rasio
tersebut
resirkulasi yang lebih tinggi.
adalah
penggantian
yang
och
ÅG-byte).
mempunyai
luasan
pembangkit uap yang dilaksanakan
Model RELAP5 dibangun berdasarkan
pada proyek FREJ (Ringhals Fyra –
spesifikasi desain yang diperoleh dari
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
27
Seminar Keselamatan Nuklir
AREVA Report. Penyusunan model
bagian
dilakukan sepenuhnya menggunakan
internasional. Benchmark exercise ini
SNAP Model Editor, yang menyatakan
diselenggarakan
sistem
University of Technology di Finlandia
hidrodinamika
dan
sistem
dari
ISSN: 1412-3258
kegiatan
oleh
proyek
Lappeenranta
kendali dalam moda grafis.
untuk memberikan kesempatan kepada
Simulasi kondisi ajeg telah dilakukan
pengguna koda sistem untuk melakukan
dan beberapa parameter kunci yang
exercise
dihitung
oleh
dibandingkan
menggunakan
model
RELAP5
kemudian
konfigurasi fasilitas yang PACTEL
dengan
spesifikasi
yang baru [10]. Dari sudut pandang
AREVA (lihat Tabel 2). Dapat dilihat
SSM,
dengan
perhitungan
menguntungkan karena fasilitas PWR
RELAP5 mempunyai kesesuaian yang
PACTEL menggunakan pembangkit
sangat tinggi dengan data yang ada.
uap yang mirip dengan EPR, seperti
Gambar 7 menampilkan tampilan SNAP
halnya yang dipasang di Ringhals-4.
untuk
dalam
Transien yang dipilih untuk benchmark
pembangkit uap. Dengan menggunakan
exercise ini adalah small break loss-of-
piranti grafis yang ada di SNAP,
coolant
pengguna
memperoleh
dilakukan dalam dua tahapan, yaitu
pemahaman yang lebih baik terhadap
perhitungan buta (blind calculation)
proses
dan diikuti dengan perhitungan pasca
jelas
bahwa
distribusi
suhu
dapat
yang
di
berlangsung
selama
benchmark exercise ini sangat
(SB-LOCA).
Benchmark
simulasi [9].
tes. Gambar 8 dan 9 menunjukkan hasil
4.3. PWR PACTEL Benchmark
RELAP5
Chalmers berpartisipasi dalam PWR
Chalmers.
yang
diperoleh
oleh
PACTEL benchmark exercise sebagai
Tabel 2 . Parameter Kunci Model Pembangkit Uap Baru.
RELAP5
Spesifikasi AREVA
Sisi Primer
Daya (MW)
1104,1
1100,0
Suhu masukan (K)
597,1
597,1
Suhu keluaran (K)
555,4
555,7
Tekanan masukan (bar)
158,90
158,91
Tekanan keluaran (bar)
155,90
155,91
Sisi Sekunder
Daya (MW)
1103,0
1100,0
Tekanan jenuh pada U-turn (bar)
63,67
63,90
Narrow range level (m)
13,54
13,55
Rasio sirkulasi (keseluruhan)
3,08
3,08
Parameter
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
28
Seminar Keselamatan Nuklir
ISSN: 1412-3258
Gambar 7. Tampilan SNAP untuk suhu fluida di dalam pembangkit uap.
Gambar 8. Collapsed level antara LP dan UP.
Gambar 9. Tekanan diferensial pada Cold Leg 1.
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
29
Seminar Keselamatan Nuklir
DAFTAR PUSTAKA
5. KESIMPULAN
Telah
dijabarkan
ISSN: 1412-3258
kegiatan-kegiatan
yang terkait dengan fungsi TSO-DSA.
[1] IAEA, Power Uprate in Nuclear
Secara keseluruhan kegiatan-kegiatan
Power Plants: Guidelines and
tersebut memberikan hasil yang bagus
Experience,
dan memuaskan, yang mana hal ini
Energy
menunjukkan
Vienna, 2011.
bahwa
organisasi
IAEA
Nuclear
No.
NP-T-3.9,
Series
berfungsi dengan baik seperti yang
[2] Swedish Energy Agency, Energy in
diharapkan untuk mendukung tugas-
Sweden 2011, Eskilstuna, 2011.
tugas SSM. Hal ini menunjukkan
[3]
Ringhals
AB.,
Technical
on
Ringhals,
contoh pula tentang bagaimana pihak
Information
otoritas
Väröbacka, 2009.
keselamatan
bekerjasama
dengan perguruan tinggi.
[4] KSU, Erfarenheter från driften av
de
Terkait
dengan
penggunaan
koda
tergandeng best-estimate untuk analisis
svenska
kärnkraftverken,
Nyköping, 2010, (dalam bahasa
Swedia).
keselamatan, telah ditunjukkan pula
[5] O. Sandervåg, ”Swedish CAMP-
bahwa dapat diperoleh hasil yang
related Activities”, Spring CAMP
memuaskan dan sesuai dengan data
Meeting, Garching, June 17 – 19,
terukur. Lebih lanjut lagi, simulasi
2009.
tergandeng dengan diskretisasi tiga
[6] J. Bánáti, C. Demazière, M. Stålek,
dimensi dapat menunjukkan fenomena
Analysis of a Loss of Normal
yang
bila
Feedwater
dibandingkan dengan penggunaan koda
Ringhals-3
secara terpisah.
RELAP5/Mod3.3,
sulit
untuk
ditangkap
Transient
at
NPP
the
Using
NUREG/IA-
0234, U.S. NRC, Washington D.C.,
UCAPAN TERIMA KASIH
Ucapan terima kasih ditujukan kepada
2010.
[7] A. Agung, J. Bánáti, M. Stålek C.
Magnus Holmgren, Urban Sandberg dan
Demazière,
Ulrik Svensson dari Ringhals AB atas
PARCS/RELAP5 Coupled Codes
kerjasamanya.
against
a
“Validation
Load
of
Rejection
Transient at the Ringhals-3 NPP”,
diajukan ke Nuclear Engineering
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
30
Seminar Keselamatan Nuklir
melibatkan penggunaan CFD sebagai
and Design, 2012.
[8] M. Stålek, J. Bánáti, C. Demazière,
“Main
ISSN: 1412-3258
Steam
Line
Break
salah satu tools?
Jawaban:
Coupled
Riset yang meng-couple CFD dengan
RELAP5/PARCS Model for the
neoutronic aspect di Reaktor. Topik ini
Ringhals-3
Pressurized
menjadi salah satu topik kerjasama SSM
Reactor”,
Proc.
Calculations
using a
Water
ICONE-16,
dan Chalmers University.
Orlando, Florida, May 11 – 15,
Riset-riset termohidraulik mendukung
2008.
code RELAP5, misalnya menentukan
[9] J. Bánáti, “Modeling Activities
Related to Power Uprates of
Ringhals-3 and 4”, Spring CAMP
loss friction factor di tubes.
2. Dr. Khairul Huda (BAPETEN)
a. Dalam
mensimulasikan
aliran
Meeting, Stockholm, June 9 – 11,
dalam dan luar 'U-tube bundle'
2010.
dalam steam generator, apakah
[10] V. Kouhia, H. Purhonen, V.
perubahan sudut kemiringan di
Riikonen, M. Puustinen, R. Kyrki-
bagian atas 'tube bundle' secara
Rajamäki,
kontinu itu sudah diperhitungkan?
J.
Vihavainen,
”PACTEL and PWR PACTEL Test
atau
Facilities
adalah
for
Versatile
LWR
Applications”,
Science
and
Technology
of
548513, Hindawi Publishing Corp.
doi: 10.1155/2012/548513, 2012.
bagian
sambungan
dari
itu
'tube
bundle' lurus yang dimiringkan
dengan berbagai sudut?
Nuclear
Installations, Vol. 2012, Article ID
diasumsikan
b.
Apakah
simulasi
tersebut
dilakukan secara 3-D?
c. Apakah hasil simulasi ini (code
ini) telah divalidasi dengan 'real
data' (hasil eksperimen)?
TANYA JAWAB
Jawaban:
1. Diah Hidayanti (BAPETEN)
Perkembangan
riset
di
Chalmers
a. Karena
alasan
nodalisasi,
University yang terkait dengan CFD
perubahan secara kontinyu tidak
dalam kasus-kasus termohidraulik di
dilakukan,
reaktor?
sudut
Apakah dalam tugas-tugas kerjasama
SSM dan Chalmers University ada yang
sehingga
harus
perubahan
dilakukan
secara
diskret (beda dengan CFD yang
bisa menggunakan finite element).
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
31
Seminar Keselamatan Nuklir
Meskipun
demikian
bisa
ISSN: 1412-3258
AREVA yang dipasang di PLTN
digunakan faktor koreksi dengan
Olkiluoto-3
menyesuaikan loss coefficient.
pandang SSM, kegiatan benchmark
b. Code
yang
digunakan
(EPR).
Dari
sudut
adalah
ini menarik karena steam generator
RELAP5/MOD 3.3 patch 4 yang
tipe yang sama juga baru saja
menggunakan model aliran 1-D.
dipasang
c. Simulasi ini merupakan bagian dari
di
Ringhals-4
bagian dari kegiatan power uprate.
kegiatan code benchmark SBL-50
terhadap fasilitas PWR PACTEL di
Finlandia. Tujuan dari kegiatan ini
adalah untuk melakukan validasi
model yang dibuat oleh peserta
menggunakan beberapa code yang
berbeda.
Steam
dipasang
pada
generator
fasilitas
yang
tersebut
merupakan scaled-down dari steam
generator
jenis
baru
sebagai
produksi
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
32
ISSN: 1412-3258
PERAN PERGURUAN TINGGI SWEDIA DALAM
MENDUKUNG KEGIATAN SSM DI BIDANG
ANALISIS KESELAMATAN DETERMINISTIK
Alexander Agung1), József Bánáti1), Christophe Demazière1),
Mathias Stålek1), Ninos Garis2), Oddbjörn Sandervåg2)
1) Nuclear Engineering Division, Department of Applied Physics, Chalmers University of
Technology, SE-412 96 Gothenburg, Sweden, emails: alex@nephy.chalmers.se,
joska@nephy.chalmers.se, demaz@nephy.chalmers.se, stalek@nephy.chalmers.se
2) Swedish Radiation Safety Authority, Solna Strandväg 96, SE-171 16 Stockholm, Sweden,
emails: ninos.garis@ssm.se, oddbjorn.sandervag@ssm.se
ABSTRAK
PERAN PERGURUAN TINGGI SWEDIA DALAM MENDUKUNG KEGIATAN SSM DI
BIDANG ANALISIS KESELAMATAN DETERMINISTIK. Penelitian terkait keselamatan
nuklir dan proteksi radiasi sangat penting untuk menjaga kompetensi lembaga otoritas. Tujuan
SSM (badan pengawas keselamatan nuklir Swedia) di bidang penelitian keselamatan reaktor nuklir
adalah untuk mendukung regulasi dan memberikan sumbangan kepada kompetensi nasional di
bidang keselamatan nuklir. Oleh karena itu dibentuklah organisasi pendukung teknis di bidang
analisis keselamatan deterministik (TSO-DSA) untuk mendukung SSM dalam memenuhi tujuan
tersebut. Fungsi TSO-DSA tersebut kemudian diserahkan kepada dua perguruan tinggi teknik yang
mempunyai program nuklir, yaitu Royal Institute of Technology (KTH) di Stockholm dan
Chalmers University of Technology di Gothenburg. Telah dilakukan kegiatan-kegiatan yang terkait
dengan fungsi ini dengan menitikberatkan kepada penggunaan koda tergandeng (yaitu
PARCS/RELAP5 dan PARCS/TRACE). Kegiatan-kegiatan yang dilakukan oleh Chalmers akan
dibahas di kertas kerja ini sebagai contoh. Di samping itu kegiatan-kegiatan yang sedang berjalan
ini merupakan salah satu contoh yang bagus tentang bagaimana kerjasama yang baik dilakukan
oleh lembaga otoritas dengan pihak perguruan tinggi. Penggunaan kode tergandeng memberikan
hasil yang memuaskan dan sesuai dengan data terukur. Di samping itu penggunaan koda
tergandeng dapat menunjukkan fenomena yang sulit ditangkap apabila koda tersebut dijalankan
secara terpisah.
Kata kunci: analisis keselamatan deterministik, koda tergandeng, PARCS, RELAP, TRACE,
kerjasama.
ABSTRACT
THE ROLE OF SWEDISH UNIVERSITIES IN SUPPORTING SSM ACTIVITIES IN THE
FIELD OF DETERMINISTIC SAFETY ANALYSIS. Research within nuclear safety and
radiation protection is necessary in order to maintain the high level of competence required by
an expert authority. In the field of reactor safety research, SSM’s goals are to support
regulation and contribute to national competence in the area of nuclear safety. A technical
support organization on deterministic safety analysis (TSO-DSA) has been set up to help SSM in
fulfilling these goals. The TSO-DSA function was then established by SSM at two nuclear
universities, i.e. Royal Institute of Technology (KTH) in Stockholm and Chalmers University of
Technology in Gothenburg. Activities related to this function have been performed, emphasizing the
use of best-estimate coupled codes (i.e. PARCS/RELAP5 and PARCS/TRACE) for the analyses. The
activities performed by Chalmers are reported in this paper as examples. The on-going activities give
a good example on how the safety authority co-operates with universities. The use of coupled codes
gives satisfactory results and in good agreements with measured data. Moreover, it may reveal some
phenomena that are difficult to capture with stand-alone codes.
Keywords: deterministic safety analysis, coupled codes, PARCS, RELAP, TRACE, co-operation.
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
17
Seminar Keselamatan Nuklir
Makalah ini memaparkan keterlibatan
1. PENDAHULUAN
Energi nuklir telah digunakan di
banyak negara dan kebutuhan akan
listrik mengalami peningkatan. Untuk
memenuhi kebutuhan tersebut, pihak
utilitas
banyak
yang
menerapkan
power uprate, yaitu menaikkan daya
keluaran reaktor. Upaya uprate ini
merupakan cara yang ekonomis untuk
menghasilkan lebih banyak listrik
pada
PLTN
dan
menarik
untuk
dilakukan karena naiknya harga listrik
[1].
Situasi yang serupa juga terjadi di
Swedia.
Swedish
Authority/SSM
Nuclear
(kala
itu
Safety
bernama
Swedish Nuclear Power Inspectorate/
SKI) menerima permohonan power
uprate di Swedia. Oleh karena itu
identifikasi
konsekuensi-konsekuensi
yang dihasilkan dari kenaikan tingkat
daya
reaktor
terhadap
ISSN: 1412-3258
beserta
dampaknya
keselamatan
pembangkit
menjadi sangat penting. SSM harus
memutuskan apakah tindakan power
uprate masih memenuhi persyaratan
keselamatan operasi reaktor. Untuk
membantu SSM dalam melaksanakan
tugas ini, dibentuklah suatu organisasi
khusus yang disebut dengan Technical
perguruan
tinggi
Swedia
dalam
kegiatan TSO-DSA. Susunan makalah
ini adalah sebagai berikut. Bagian 2
menjelaskan secara ringkas situasi
terkini
energi
Aktivitas
nuklir
di
Swedia.
terkait TSO-DSA akan
dijabarkan di Bagian 3, sementara
Bagian 4 akan menjelaskan secara
ringkas kegiatan yang dilakukan oleh
Chalmers University of Technology.
Bagian 5 akan merangkum makalah ini.
2. TINJAUAN RINGKAS ENERGI
NUKLIR DI SWEDIA
Program nuklir Swedia dimulai tak
lama setelah Konferensi Jenewa tahun
1955.
Pada
program
awal
pengembangan,
dititikberatkan
kepada
reaktor air berat dengan uranium alami
sebagai bahan bakarnya. Hal ini
selanjutnya
mengarah
kepada
pengembangan proyek Ågesta dan
Marviken. Reaktor Ågesta merupakan
pembangkit
kogenerasi
yang
menghasilkan 10 MW listrik dan 55
MW termal untuk pemanasan distrik.
Proyek Marviken adalah reaktor air
didih dengan daya 200 MWe dan
mampu untuk menghasilkan uap panas
lanjut.
Support Organization on Deterministic
Safety Analysis (TSO-DSA).
Sampai dengan akhir tahun 1960,
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
18
Seminar Keselamatan Nuklir
ISSN: 1412-3258
listrik dari sumber daya air masih
parlemen Swedia memutuskan untuk
menjadi
menutup PLTN Barsebäck unit 1 dan
fokus
menumbuhkembangkan
untuk
di
2 yang pelaksanaannya baru berjalan
1965
untuk
pada tanggal 30 November 1999 dan 1
menghindari
ketidakpastian
harga
Juni 2005.
minyak
untuk
Swedia.
Pada
dan
tahun
industri
meningkatkan
Meskipun demikian, pada tanggal 5
jaminan pasokan listrik, diputuskan
Februari
untuk
listrik
Swedia mengumumkan persetujuan
dengan energi nuklir. Selama tahun
untuk membatalkan undang-undang
1960-an industri utilitas sangat tertarik
yang melarang pembangunan reaktor
dengan reaktor air ringan, dikarenakan
nuklir baru. Hal ini menandakan
adanya terobosan secara komersial di
berhentinya
Amerika Serikat dan juga karena
Selanjutnya pada bulan Juni 2010,
adanya kemungkinan untuk menjamin
parlemen menyetujui keputusan yang
pasokan uranium diperkaya melalui
mengizinkan penggantian reaktor yang
kontrak jangka panjang. Pada tahun
sekarang beroperasi dengan reaktor
1970-an enam reaktor telah beroperasi
nuklir baru, yang berlaku efektif mulai
secara komersial dan enam reaktor
1 Januari 2011.
yang lain beroperasi pada tahun 1980-
Produksi
an. Kedua belas reaktor tersebut
memberikan sumbangan sekitar 37 –
berada di empat tapak dekat pantai di
45% dari produksi nasional dengan
bagian selatan Swedia.
total produksi sebesar 50 – 70 TWh
Sebagai konsekuensi dari kecelakaan
per tahun di tahun 2005 – 2010 [2].
Three Miles Island 2 tahun 1979,
Dari
referendum tentang masa depan energi
beroperasi tersebut, PLTN Ringhals
nuklir dilaksanakan pada tanggal 23
yang terletak 60 kilometer di selatan
Maret
hasil
kota Gothenburg adalah penghasil
referendum tersebut, parlemen Swedia
listrik terbesar. Ringhals memiliki 3
memutuskan
untuk
tidak
lagi
buah PWR dan 1 buah BWR serta
membangun
PLTN
dan
akan
membangkitkan 28 TWh listrik per
melakukan phase-out semua PLTN
tahun, atau memasok sekitar 20%
pada tahun 2010. Pada tahun 1997,
terhadap konsumsi listrik di Swedia
menambah
1980.
kapasitas
Berdasarkan
2009
pemerintah
kebijakan
listrik
kesepuluh
dari
koalisi
phase-out.
10
reaktor
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
PLTN
yang
19
Seminar Keselamatan Nuklir
ISSN: 1412-3258
[3]. Daftar dari PLTN Swedia dapat
dilihat di Tabel 1.
Pembangkit
Tabel 1. PLTN Swedia [4].
Daya Listrik (MWe)
Daya Termal
Neto
Bruto
(MWt)
600
615
1.800
600
615
1.800
978
1.016
2.928
990
1.028
2.928
1.170
1.212
3.300
473
492
1.375
638
661
1.800
1.400
1.450
3.900
859
908
2.540
866
910
2.652
1.051
1.066
3.144
935
970
2.775
** Dekomisioning 2005
Jenis Reaktor
Barsebäck 1*
Barsebäck 2**
Forsmark 1
Forsmark 2
Forsmark 3
Oskarshamn 1
Oskarshamn 2
Oskarshamn 3
Ringhals 1
Ringhals 2
Ringhals 3
Ringhals 4
* Dekomisioning 1999
BWR
BWR
BWR
BWR
BWR
BWR
BWR
BWR
BWR
PWR
PWR
PWR
Penelitian terkait keselamatan nuklir
dan proteksi radiasi sangat penting
untuk menjaga kompetensi lembaga
Lagipula
teknologi
yang
perkembangan
cepat
di
bidang
tersebut memberikan tuntutan untuk
memperoleh hasil-hasil terkini.
keselamatan reaktor nuklir adalah
untuk mendukung proses regulasi dan
sumbangan
kompetensi
nasional
keselamatan
nuklir.
mencerminkan
di
kepada
bidang
Penelitian
kebutuhan
berdasarkan pada perhitungan best-
ini
regulasi
yang berasal dari tantangan yang
dihadapi oleh SSM. Penelitian harus
untuk
estimate
proses
perizinan.
Dengan melakukan hal semacam ini
beberapa
tantangan
regulasi
diharapkan dapat diatasi, misalnya
meningkatnya
pemahaman
atas
kejadian-kejadian di PLTN, power
uprate
Tujuan SSM di bidang penelitian
memberikan
1975
1977
1980
1981
1985
1972
1975
1985
1976
1975
1981
1983
menggunakan metode-metode modern
3. KEGIATAN TSO-DSA
otoritas.
Awal operasi
komersial
dan
meninjau
optimasi
teras
laporan
serta
analisis
keselamatan. Di sisi lain, muncul
kekuatiran
akan
menurunnya
kompetensi nasional seandainya tidak
dilakukan
langkah-langkah
yang
terarah, terutama ke perguruan tinggi.
Untuk
menjawab
tersebut,
dibentuklah
permasalahan
organisasi
pendukung teknis di bidang analisis
keselamatan
deterministik
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
(TSO20
Seminar Keselamatan Nuklir
ISSN: 1412-3258
DSA). Tujuan utama dari TSO-DSA
3.1. Analisis Pembangkit
adalah [5]: (i) untuk meningkatkan
Kegiatan yang terkait dengan analisis
kompetensi nasional di bidang analisis
pembangkit
keselamatan deterministik, (ii) untuk
melakukan
membentuk
terhadap transien batasan (limiting
kelompok
yang
dapat
diarahkan
analisis
independen
mendukung SSM dalam melakukan
transient)
tinjauan
dasar untuk melakukan pertimbangan
maupun
penyelidikan,
dan
berpartisipasi
dalam
melakukan
(iii)
untuk
proyek-proyek
dan
untuk
kecelakaan
keselamatan.
sebagai
Pengaruh
dari
peningkatan daya reaktor diharapkan
internasional.
dapat
Fungsi TSO-DSA kemudian dibentuk
perhitungan-perhitungan transien yang
oleh SSM di dua perguruan tinggi yang
dilakukan terhadap tingkat daya dan
memiliki program nuklir, yaitu Royal
pemuatan teras yang berbeda-beda.
di
Setelah selesai mendukung proses
Stockholm dan Chalmers University of
peninjauan PSAR, perguruan tinggi
Technology di Gothenburg.
dapat melanjutkan melakukan analisis
Institute
Untuk
of
Technology
memenuhi
tujuan
(KTH)
tersebut,
semakin
jelas
terhadap operasi uji coba pada tingkat
dilakukan dua pendekatan yang saling
daya yang lebih tinggi.
melengkapi. Pendekatan pertama terkait
Untuk
dengan
menitikberatkan
analisis
pembangkit,
yang
kegiatannya meliputi analisis terhadap
power
dan
uprate
pembangkit
serta
analisis
modifikasi
terhadap
melalui
keperluan
ini,
KTH
analisisnya
pada
Oskarshamn 2 dan 3 serta Forsmark 3
(semuanya
BWR),
sementara
itu
Chalmers melakukan analisis terhadap
kejadian lampau. Pendekatan kedua
Ringhals
meliputi validasi koda. Kegiatan yang
Forsmark 1 dan 2 (BWR). Untuk
termasuk
meliputi
melakukan
terhadap
terhadap pembangkit-pembangkit ini,
persetujuan CAMP (Code Application
digunakan koda tergandeng kinetika
serta
neutronika dan termohidrolika tiga
memberikan
and
di
dalamnya
kontribusi
Maintenance
Program)
3
dan
4
(PWR)
analisis
melakukan evaluasi terhadap proyek-
dimensi
proyek internasional.
PARCS/RELAP5
dari
U.S.
serta
independen
NRC,
dan
yaitu
PARCS/
TRACE.
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
21
Seminar Keselamatan Nuklir
ISSN: 1412-3258
Penggunaan analisis best estimate juga
menggunakan
dilengkapi
analisis
Kegiatan-kegiatan ini meliputi: (i)
sensitivitas
pengkajian terhadap Marviken critical
Sensitivity
flow test dan level swell yang teramati
analisis
pada jet impingement test. (ii) validasi
meningkatkan
PARCS terhadap pengukuran TIP
SSM
(Traversing
dengan
ketidakpastian
dan
(USM/Uncertainty
Penggunaan
Methods).
ketidakpastian
dasar
and
akan
pengetahuan
untuk
hasil
eksperimen.
In-core
Probe)
di
terhadap
Forsmark dan Ringhals, (iii) validasi
dengan
terhadap eksperimen FIX-II (scale-
beberapa jenis transien. Di samping itu
down dari Oskarshamn 2), (iv) validasi
arti
terhadap
melakukan
pertimbangan
resiko-resiko
yang
pentingnya
fenomena
terkait
pada
berbeda
dapat
eksperimen CCFL di GÖTA, (v)
analisis
validasi terhadap pengukuran profil
yang
ditentukan
dan
keselamatan
melalui
spray
cooling
sensitivitas.
void di BFBT, (vi) keterlibatan dalam
Dikarenakan sebagian besar PLTN di
benchmark DNB pada PSBT, (vii)
Swedia
BWR,
terdapat
pengkajian
besar
terhadap
TRACE terhadap tes ISP-50 ATLAS,
pengaruh osilasi dikarenakan umpan
dan (viii) validasi RELAP5 terhadap
balik neutronik. Kejadian instabilitas
benchmark SB-LOCA (SBL-50) pada
yang terjadi pada tahun 1999 di
fasilitas tes PWR PACTEL.
Oskarshamn 2 membuktikan bahwa
4. KONTRIBUSI DARI
kejadian instabilitas sangat menantang
CHALMERS
untuk
4.1. Power Uprate Ringhals-3
berjenis
perhatian
yang
dilakukan
kajian.
Untuk
penggunaan
PARCS/
mengatasi tantangan ini, penyusunan
PLTN Ringhals terletak di pantai barat
metodologi
menganalisis
Swedia, sekitar 60 km di sebelah
masalah stabilitas juga menjadi bagian
selatan kota Gothenburg. Pada bulan
dari kegiatan TSO.
Maret 2004, SSM (saat itu bernama
3.2. Validasi Koda
Swedish Nuclear Safety Inspectorate/
Tingkat kedua dari kegiatan TSO-
SKI) menerima permohonan power
DSA diarahkan untuk mengkualifikasi
uprate untuk unit 3. Daya termal
input dari koda yang digunakan dan
Ringhals-3 ditingkatkan dari 2784 MWt
hasil
menjadi 3144 MWt dalam beberapa
yang
untuk
diperoleh
divalidasi
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
22
Seminar Keselamatan Nuklir
ISSN: 1412-3258
tahap.
karena itu kejadian ini dipilih sebagai
Analisis keselamatan independen untuk
dasar
untuk
melakukan
validasi
oleh
terhadap model termohidrolika dan
Chalmers. Untuk keperluan tersebut
simulasi dilakukan secara terpisah,
disusun model tergandeng kinetika
tidak
neutron
neutronika.
power
ini
uprate
dilakukan
dan
termohidrolika
tergandeng
dengan
koda
menggunakan PARCS dan RELAP5.
Transien diawali dengan hilangnya air
Beberapa
yang
umpan seketika, yang dalam RELAP5
sesungguhnya dipilih sebagai dasar
dimodelkan dengan penutupan katup
untuk validasi model yang disusun.
seketika.
4.1.1.
penurunan ketinggian air di pembangkit
transien
Transien
operasi
Loss
of
Normal
Gambar
1
menampilkan
uap nomor 2 dan mencapai kondisi trip
Feedwater
Penggantian dan pengujian terhadap
reaktor Low-Low Level sekitar 34 detik
katup kendali air umpan (feedwater
kemudian.
control valve) telah dilakukan selama
Terkait dengan suhu hotleg (Gambar 2),
masa henti operasi di tahun 2005. Pada
pada dasarnya transien dapat dicirikan
tanggal 16 Agustus 2005 terjadi gagal
dengan tiga interval: periode yang
fungsi pada transduser posisi dan
relatif ajeg sampai terjadi scram,
menyebabkan kegagalan sinyal kendali
penurunan
kepada katup. Katup menutup seketika
penurunan suhu secara perlahan pada
dan sebagai akibatnya aliran air umpan
fase final. Koda mampu memprediksi
ke pembangkit uap menjadi terhalang.
besaran-besaran dengan sangat baik
Kejadian ini menyebabkan kenaikan
selama tahapan-tahapan tersebut.
tekanan sistem primer. Ketinggian air
Pembahasan yang lebih rinci tentang
pada pembangkit uap yang mengalami
pemodelan
gagal fungsi turun dengan cepat dan
analisisnya
suhu
yang
RELAP
dapat
besar,
dan
dibaca
dan
hasil
di
[6].
memicu scram reaktor.
Kejadian
ini
berlangsung
sebelum
dilakukan power uprate. Di samping itu
saling ketergantungan dengan umpan
balik neutronika tidaklah kuat. Oleh
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
23
Seminar Keselamatan Nuklir
ISSN: 1412-3258
Figure 19 Narrow range level in the malf unctioning SG-2
Gambar 1. Narrow range level pada SG-2 yang gagal fungsi.
Figure 33 Hotleg temperatur e in the malf unctioning loop 2
Gambar 2. Suhu hotleg pada kalang 2 yang gagal fungsi.
4.1.2. Load Rejection Transient
Hubungan pembangkit dengan jaringan
Transien in terjadi pada tanggal 28
listrik diputuskan, namun reaktor tidak
November 2010 sebagai tes yang
sepenuhnya scram. Sistem kendali
terjadwal dan terinstrumentasi secara
dump diaktifkan dan uap dialirkan
utuh. Tujuan dari tes ini adalah untuk
menuju ke kondenser melalui saluran
memverifikasi perilaku reaktor selama
by-pass.
transien dan mengamati kemampuan
Transien load rejection dipilih untuk
sistem kendali untuk mencegah trip
memvalidasi
generator setelah dilakukan uprate ke
PARCS/RELAP5. Transien ini sangat
3144 MWt dan setelah modernisasi
menarik, namun juga sangat menantang
sistem kendali dan proteksi turbin.
untuk
model
perhitungan
gandengan
tergandeng
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
24
Seminar Keselamatan Nuklir
ISSN: 1412-3258
dikarenakan daya yang dibangkitkan
injeksi asam borat ke dalam pendingin.
oleh reaktor secara perlahan berkurang
Secara
mencapai sekitar 60 – 70% untuk
mereproduksi daya selama transien
operasi house-load. Hal ini berarti
dengan bagus.
pengaruh proses umpan balik menjadi
Gambar 4 menampilkan tekanan rerata
sangat penting.
saluran uap selama berlangsungnya
Gambar 3 menampilkan daya nuklir
transien. Isolasi sementara pembangkit
yang
reaktor.
uap menghasilkan loncatan tekanan
Dibandingkan dengan data terukur
yang cukup besar. Selama periode full
sampai
dumping,
dibangkitkan
dengan
di
100
detik
setelah
umum,
PARCS
tekanan
mampu
mengalami
dimulainya transien, penurunan daya
penurunan. Ketika katup kendali turbin
mempunyai landaian yang sama. Hal
mulai membuka, katup pembuang uap
ini
kendali
menutup sebagian dan kemudian terjadi
dimodelkan secara akurat di PARCS.
represurisasi. Sinyal masukan untuk
Perilaku pergeseran waktu disebabkan
mengendalikan
terutama karena tidak adanya puncak
penutupan
daya
merupakan fungsi dari suhu rerata
menandakan
kedua
batang
akibat
umpan
balik
pembukaan
katup
primer.
atau
pembuang
RELAP5
uap
reaktivitas tidak cukup tinggi. Setelah
kalang
dapat
transien berlangsung lebih dari 120
mensimulasikan represurisasi kalang
detik, perilaku daya ditentukan oleh
sekunder dengan bagus. Untuk diskusi
interaksi yang kompleks antara suhu
lebih lanjut mengenai transien ini,
bahan bakar dan pendingin, penurunan
pembaca dipersilakan mengacu ke [7].
batang kendali ke dalam teras dan
105
Calculated (PARCS)
Measured
100
95
Power (%)
90
85
80
75
70
65
60
0
100
200
Time (s)
300
400
500
Gambar 3. Daya nuklir sebagai fungsi waktu selama transien
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
25
Seminar Keselamatan Nuklir
ISSN: 1412-3258
70
69
68
Pressure (bar)
67
66
65
Calculated
Measured
64
63
62
61
0
100
200
Time (s)
300
400
500
Gambar 4. Tekanan rerata saluran uap
4.1.3.
Main
Steam
Line
Break
reaktivitas untuk empat kasus yang
Hipotetis
berbeda. Tidak satu kasus pun yang
Model tergandeng PARCS/RELAP5
menyebabkan rekritikalitas. Gambar 6
diaplikasikan terhadap transien Main
menampilkan
Steam Line Break hipotetis. Transien ini
maksimum di masing-masing perangkat
penting untuk dianalisis pada PWR
bahan bakar untuk kasus satu batang
dikarenakan reaktivitas positif yang
kendali macet. Kenaikan daya terbesar
kuat akibat pendinginan yang berlebih
terjadi di sekitar posisi macetnya batang
pada teras. Karena pengaruh ini lebih
kendali.
kuat ketika koefisien suhu moderator
informasi semacam ini hanya mungkin
(MTC) mempunyai nilai yang besar,
diketahui
hasil yang konservatif akan diperoleh
pemodelan neutronika tiga dimensi.
pada derajat-bakar (burnup) bahan
Informasi
bakar yang tinggi akibat MTC yang
pemodelan dan hasilnya dapat dilihat di
lebih negatif di akhir siklus operasi.
[8].
kenaikan
Perlu
diperhatikan
dengan
lebih
daya
bahwa
menggunakan
lanjut
mengenai
Gambar 5 merangkum kecenderungan
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
26
Seminar Keselamatan Nuklir
ISSN: 1412-3258
Gambar 5. Reaktivitas untuk empat kasus yang berbeda.
Gambar 6. Kenaikan daya maksimum di masing-masing perangkat bahan bakar untuk kasus satu
batang kendali macet.
4.2. Penggantian Pembangkit Uap
Effekthöjning
pada Ringhals-4
Pembangkit uap yang lama diganti
Untuk menyiapkan Ringhals-4 agar
dengan pembangkit uap baru dari
dapat beroperasi pada daya uprate
AREVA
sebesar 3300 MWt, dilakukan beberapa
pertukaran kalor lebih besar, pemanasan
proyek. Salah satu dari proyek-proyek
awal yang lebih bagus dan rasio
tersebut
resirkulasi yang lebih tinggi.
adalah
penggantian
yang
och
ÅG-byte).
mempunyai
luasan
pembangkit uap yang dilaksanakan
Model RELAP5 dibangun berdasarkan
pada proyek FREJ (Ringhals Fyra –
spesifikasi desain yang diperoleh dari
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
27
Seminar Keselamatan Nuklir
AREVA Report. Penyusunan model
bagian
dilakukan sepenuhnya menggunakan
internasional. Benchmark exercise ini
SNAP Model Editor, yang menyatakan
diselenggarakan
sistem
University of Technology di Finlandia
hidrodinamika
dan
sistem
dari
ISSN: 1412-3258
kegiatan
oleh
proyek
Lappeenranta
kendali dalam moda grafis.
untuk memberikan kesempatan kepada
Simulasi kondisi ajeg telah dilakukan
pengguna koda sistem untuk melakukan
dan beberapa parameter kunci yang
exercise
dihitung
oleh
dibandingkan
menggunakan
model
RELAP5
kemudian
konfigurasi fasilitas yang PACTEL
dengan
spesifikasi
yang baru [10]. Dari sudut pandang
AREVA (lihat Tabel 2). Dapat dilihat
SSM,
dengan
perhitungan
menguntungkan karena fasilitas PWR
RELAP5 mempunyai kesesuaian yang
PACTEL menggunakan pembangkit
sangat tinggi dengan data yang ada.
uap yang mirip dengan EPR, seperti
Gambar 7 menampilkan tampilan SNAP
halnya yang dipasang di Ringhals-4.
untuk
dalam
Transien yang dipilih untuk benchmark
pembangkit uap. Dengan menggunakan
exercise ini adalah small break loss-of-
piranti grafis yang ada di SNAP,
coolant
pengguna
memperoleh
dilakukan dalam dua tahapan, yaitu
pemahaman yang lebih baik terhadap
perhitungan buta (blind calculation)
proses
dan diikuti dengan perhitungan pasca
jelas
bahwa
distribusi
suhu
dapat
yang
di
berlangsung
selama
benchmark exercise ini sangat
(SB-LOCA).
Benchmark
simulasi [9].
tes. Gambar 8 dan 9 menunjukkan hasil
4.3. PWR PACTEL Benchmark
RELAP5
Chalmers berpartisipasi dalam PWR
Chalmers.
yang
diperoleh
oleh
PACTEL benchmark exercise sebagai
Tabel 2 . Parameter Kunci Model Pembangkit Uap Baru.
RELAP5
Spesifikasi AREVA
Sisi Primer
Daya (MW)
1104,1
1100,0
Suhu masukan (K)
597,1
597,1
Suhu keluaran (K)
555,4
555,7
Tekanan masukan (bar)
158,90
158,91
Tekanan keluaran (bar)
155,90
155,91
Sisi Sekunder
Daya (MW)
1103,0
1100,0
Tekanan jenuh pada U-turn (bar)
63,67
63,90
Narrow range level (m)
13,54
13,55
Rasio sirkulasi (keseluruhan)
3,08
3,08
Parameter
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
28
Seminar Keselamatan Nuklir
ISSN: 1412-3258
Gambar 7. Tampilan SNAP untuk suhu fluida di dalam pembangkit uap.
Gambar 8. Collapsed level antara LP dan UP.
Gambar 9. Tekanan diferensial pada Cold Leg 1.
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
29
Seminar Keselamatan Nuklir
DAFTAR PUSTAKA
5. KESIMPULAN
Telah
dijabarkan
ISSN: 1412-3258
kegiatan-kegiatan
yang terkait dengan fungsi TSO-DSA.
[1] IAEA, Power Uprate in Nuclear
Secara keseluruhan kegiatan-kegiatan
Power Plants: Guidelines and
tersebut memberikan hasil yang bagus
Experience,
dan memuaskan, yang mana hal ini
Energy
menunjukkan
Vienna, 2011.
bahwa
organisasi
IAEA
Nuclear
No.
NP-T-3.9,
Series
berfungsi dengan baik seperti yang
[2] Swedish Energy Agency, Energy in
diharapkan untuk mendukung tugas-
Sweden 2011, Eskilstuna, 2011.
tugas SSM. Hal ini menunjukkan
[3]
Ringhals
AB.,
Technical
on
Ringhals,
contoh pula tentang bagaimana pihak
Information
otoritas
Väröbacka, 2009.
keselamatan
bekerjasama
dengan perguruan tinggi.
[4] KSU, Erfarenheter från driften av
de
Terkait
dengan
penggunaan
koda
tergandeng best-estimate untuk analisis
svenska
kärnkraftverken,
Nyköping, 2010, (dalam bahasa
Swedia).
keselamatan, telah ditunjukkan pula
[5] O. Sandervåg, ”Swedish CAMP-
bahwa dapat diperoleh hasil yang
related Activities”, Spring CAMP
memuaskan dan sesuai dengan data
Meeting, Garching, June 17 – 19,
terukur. Lebih lanjut lagi, simulasi
2009.
tergandeng dengan diskretisasi tiga
[6] J. Bánáti, C. Demazière, M. Stålek,
dimensi dapat menunjukkan fenomena
Analysis of a Loss of Normal
yang
bila
Feedwater
dibandingkan dengan penggunaan koda
Ringhals-3
secara terpisah.
RELAP5/Mod3.3,
sulit
untuk
ditangkap
Transient
at
NPP
the
Using
NUREG/IA-
0234, U.S. NRC, Washington D.C.,
UCAPAN TERIMA KASIH
Ucapan terima kasih ditujukan kepada
2010.
[7] A. Agung, J. Bánáti, M. Stålek C.
Magnus Holmgren, Urban Sandberg dan
Demazière,
Ulrik Svensson dari Ringhals AB atas
PARCS/RELAP5 Coupled Codes
kerjasamanya.
against
a
“Validation
Load
of
Rejection
Transient at the Ringhals-3 NPP”,
diajukan ke Nuclear Engineering
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
30
Seminar Keselamatan Nuklir
melibatkan penggunaan CFD sebagai
and Design, 2012.
[8] M. Stålek, J. Bánáti, C. Demazière,
“Main
ISSN: 1412-3258
Steam
Line
Break
salah satu tools?
Jawaban:
Coupled
Riset yang meng-couple CFD dengan
RELAP5/PARCS Model for the
neoutronic aspect di Reaktor. Topik ini
Ringhals-3
Pressurized
menjadi salah satu topik kerjasama SSM
Reactor”,
Proc.
Calculations
using a
Water
ICONE-16,
dan Chalmers University.
Orlando, Florida, May 11 – 15,
Riset-riset termohidraulik mendukung
2008.
code RELAP5, misalnya menentukan
[9] J. Bánáti, “Modeling Activities
Related to Power Uprates of
Ringhals-3 and 4”, Spring CAMP
loss friction factor di tubes.
2. Dr. Khairul Huda (BAPETEN)
a. Dalam
mensimulasikan
aliran
Meeting, Stockholm, June 9 – 11,
dalam dan luar 'U-tube bundle'
2010.
dalam steam generator, apakah
[10] V. Kouhia, H. Purhonen, V.
perubahan sudut kemiringan di
Riikonen, M. Puustinen, R. Kyrki-
bagian atas 'tube bundle' secara
Rajamäki,
kontinu itu sudah diperhitungkan?
J.
Vihavainen,
”PACTEL and PWR PACTEL Test
atau
Facilities
adalah
for
Versatile
LWR
Applications”,
Science
and
Technology
of
548513, Hindawi Publishing Corp.
doi: 10.1155/2012/548513, 2012.
bagian
sambungan
dari
itu
'tube
bundle' lurus yang dimiringkan
dengan berbagai sudut?
Nuclear
Installations, Vol. 2012, Article ID
diasumsikan
b.
Apakah
simulasi
tersebut
dilakukan secara 3-D?
c. Apakah hasil simulasi ini (code
ini) telah divalidasi dengan 'real
data' (hasil eksperimen)?
TANYA JAWAB
Jawaban:
1. Diah Hidayanti (BAPETEN)
Perkembangan
riset
di
Chalmers
a. Karena
alasan
nodalisasi,
University yang terkait dengan CFD
perubahan secara kontinyu tidak
dalam kasus-kasus termohidraulik di
dilakukan,
reaktor?
sudut
Apakah dalam tugas-tugas kerjasama
SSM dan Chalmers University ada yang
sehingga
harus
perubahan
dilakukan
secara
diskret (beda dengan CFD yang
bisa menggunakan finite element).
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
31
Seminar Keselamatan Nuklir
Meskipun
demikian
bisa
ISSN: 1412-3258
AREVA yang dipasang di PLTN
digunakan faktor koreksi dengan
Olkiluoto-3
menyesuaikan loss coefficient.
pandang SSM, kegiatan benchmark
b. Code
yang
digunakan
(EPR).
Dari
sudut
adalah
ini menarik karena steam generator
RELAP5/MOD 3.3 patch 4 yang
tipe yang sama juga baru saja
menggunakan model aliran 1-D.
dipasang
c. Simulasi ini merupakan bagian dari
di
Ringhals-4
bagian dari kegiatan power uprate.
kegiatan code benchmark SBL-50
terhadap fasilitas PWR PACTEL di
Finlandia. Tujuan dari kegiatan ini
adalah untuk melakukan validasi
model yang dibuat oleh peserta
menggunakan beberapa code yang
berbeda.
Steam
dipasang
pada
generator
fasilitas
yang
tersebut
merupakan scaled-down dari steam
generator
jenis
baru
sebagai
produksi
PROSIDING | SKN BAPETEN 2012
32