## ANALISIS KONDISI TERAS REAKTOR DAYA MAJU AP1000 PADA KECELAKAAN
SMALL BREAK LOCA
Andi Sofrany Ekariansyah
Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir, Kawasan Puspiptek, Setu, Tangerang Selatan, 15310 email: andi_se@batan.go.id, telp: 021-7560912, fax: 021-7560913
Diterima editor: 15 April 2015 Direvisi editor: 6 Mei 2015 Disetujui untuk publikasi: 13 Mei 2015

## ABSTRAK

## ANALISIS  KONDISI  TERAS  REAKTOR  DAYA  MAJU  AP1000  PADA  KECELAKAAN  SMALL
BREAK LOCA. Kecelakaan yang diakibatkan oleh kehilangan pendingin (loss of coolant accident / LOCA) dari sistem reaktor merupakan kejadian dasar desain yang tetap diantisipasi dalam desain reaktor daya yang mengadopsi  teknologi  Generasi  II  hingga  IV.  LOCA  ukuran  kecil  (small  break  LOCA)  memiliki  dampak yang  lebih  signifikan  terhadap  keselamatan  dibandingkan  LOCA  ukuran  besar  (large  break  LOCA)  seperti terlihat pada kejadian Three-Mile Island (TMI). Fokus makalah adalah pada analisis small break LOCA pada reaktor  daya  maju  Generasi  III+  yaitu  AP1000  dengan  mensimulasikan  tiga  kejadian  pemicu  yaitu membukanya katup Automatic Depressurization System (ADS) secara tak disengaja, putusnya salah satu pipa Direct  Vessel  Injection  (DVI)  secara  double-ended,  dan  putusnya  pipa  lengan  dingin  dengan  diameter bocoran 10 inci. Metode yang digunakan adalah simulasi kejadian pada model AP1000 yang dikembangkan secara  mandiri  menggunakan  program  perhitungan  RELAP5/SCDAP/Mod3.4.  Dampak  yang  ingin  dilihat adalah  kondisi  teras  selama  terjadinya  small  break  LOCA  yang  terdiri  dari  pembentukan  mixture  level  dan transien temperatur kelongsong bahan bakar. Hasil simulasi menunjukkan bahwa mixture level untuk semua kejadian  small  break  LOCA  berada  di  atas  tinggi  teras  aktif  yang  menunjukkan  tidak  terjadinya  core uncovery.  Adanya  mixture  level  berpengaruh  pada  transien  temperatur  kelongsong  yang  menurun  dan menunjukkan  pendinginan  bahan  bakar  yang  efektif.  Hasil  di  atas  juga  identik  dengan  hasil  perhitungan program  lain  yaitu  NOTRUMP.  Keefektifan  pendinginan  teras  juga  disebabkan  oleh  berfungsinya  injeksi pendingin melalui fitur keselamatan pasif yang menjadi ciri reaktor daya AP1000. Secara keseluruhan, hasil analisis  menunjukkan  model  AP1000  yang  telah  dikembangkan  dengan  RELAP5  dapat  digunakan  untuk keperluan analisis kecelakaan dasar desain pada reaktor daya maju AP1000.
Kata kunci: analisis, mixture level, temperatur kelongsong, small break LOCA, RELAP5.

## ABSTRACT
ANALYSIS  ON  THE  CORE  CONDITION  OF  AP1000  ADVANCED  POWER  REACTOR  DURING SMALL  BREAK  LOCA.  Accident  due  to  the  loss  of  coolant  from  the  reactor  boundary  is  an  anticipated design  basis  event  in  the  design  of  power  reactor  adopting  the  Generation  II  up  to  IV  technology.  Small break LOCA leads to more significant impact on safety compared to the large break LOCA as shown in the Three-Mile Island (TMI). The focus of this paper is the small break LOCA analysis on the Generation III + advanced  power  reactor  of  AP1000  by  simulating  three  different  initiating  events,  which  are  inadvertent opening of Automatic Depressurization System (ADS), double-ended break on one of Direct Vessel Injection (DVI) pipe, and 10 inch diameter split break on one of cold leg pipe. Methodology used is by simulating the events  on  the  AP1000  model  developed  using  RELAP5/SCDAP/Mod3.4.  The  impact  analyzed  is  the  core condition  during  the  small  break  LOCA  consisting  of  the  mixture  level  occurrence  and  the  fuel  cladding temperature transient. The results show that the mixture level for all small break LOCA events are above the active core height, which indicates no core uncovery event. The development of the mixture level affect the fuel cladding temperature transient, which shows a decreasingly trend after the break, and the effectifeness of core cooling. Those results are identical with the results of other code of NOTRUMP. The resulted core cooling  is  also  due  to  the  function  of  coolant  injection  from  passive  safety  feature,  which  is  unique  in  the AP1000 design. In overall, the result of analysis shows that the AP1000 model developed by the RELAP5 can be used for analysis of design basis accident considered in the AP1000 advanced power reactor.
Keywords: analysis, mixture level, fuel cladding temperature, small break LOCA, RELAP5.

## PENDAHULUAN
Untuk  menghindari  terjadinya  suatu  kecelakaan  yang  menyebabkan  terlepasnya  partikel radioaktif ke lingkungan, desain PLTN harus selalu menyediakan fungsi dasar keselamatan reaktor yaitu mengendalikan daya reaktor dan mampu memadamkan reaktor bila diperlukan, mendinginkan bahan  bakar  di  dalam  teras  reaktor,  dan  mencegah  terlepasnya  partikel  radioaktif  ke  lingkungan melalui  penerapan  penghalang  berlapis.  Penyediaan  fungsi  dasar  tersebut  harus diperkuat  melalui penerapan  konsep  pertahanan  berlapis  yang  terdiri  dari  tindakan  pencegahan  dan  mitigasi kecelakaan [1].  Untuk  dapat  menentukan persyaratan  keselamatan pada  suatu desain  PLTN  maka dibuat suatu kategori kondisi kecelakaan yang mendasari suatu desain PLTN sesuai dengan kriteria desain tertentu agar desain tersebut mampu menjaga kerusakan bahan bakar dan terlepasnya bahan radioaktif  pada  batasan  yang  ditentukan  [2].  Kategori  kecelakaan  tersebut  disebut  sebagai kecelakaan  dasar  desain  dimana  kecelakaan  kehilangan  pendingin  (loss  of  coolant  accident  / LOCA) termasuk di dalamnya. Potensi kejadian LOCA telah diantisipasi sejak desain awal PLTN yang disebut sebagai PLTN Generasi II [3] dan tetap dipertimbangkan hingga PLTN Generasi IV [4].  Kerentanan  PLTN  terhadap  kejadian  LOCA  ditunjukkan  oleh  kejadian  kecelakaan  di  PLTN Three-Mile Island (TMI) unit 2 pada Maret 1979 yang dikategorikan sebagai LOCA ukuran kecil (small break LOCA). Kejadian tersebut menjadi dasar dalam penetapan persyaratan desain sistem pendinginan  teras  darurat  (Emergency  Core  Cooling  System  /  ECCS)  seperti  ditetapkan  oleh USNRC sebagai kriteria keselamatan bahan bakar yaitu 10 CFR 50.46 [5].
Kejadian small  break  LOCA  juga  menjadi  pertimbangan  keselamatan  dalam  desain reaktor daya  maju  AP1000  yang  didesain  oleh  Westinghouse  yang  masuk  dalam  kategori  reaktor  daya Generasi  III+.  AP1000  merupakan  salah  satu  objek  yang  menarik  karena  selain  memiliki karakteristika  sistem  keselamatan  Generasi  III+  juga  dalam  proses  konstruksi  di  China  [6]. Berdasarkan dokumen AP1000 pada Bab 15 mengenai Accident Analyses [7], small break LOCA termasuk  dalam  kategori  Kondisi  III  dari  4  kondisi  kejadian,  dimana  secara  definisi  merupakan kegagalan  yang  jarang  terjadi  (infrequent  faults)  selama  masa  operasi  reaktor  [8].  Beberapa penelitian  mengenai  small  break  LOCA  telah  dilakukan  secara  numerik  seperti  simulasi  aktuasi salah satu katup ADS [9] dan simulasi putusnya lengan dingin ukuran 10 inch [10], 2 inch [8,11], dan  beberapa  ukuran  [12],  selain  analisis  yang  dilakukan  oleh  Westinghouse  untuk  keperluan lisensi AP1000.
Makalah  ini  difokuskan  pada  analisis  keselamatan  reaktor  daya  maju  yaitu  AP1000  akibat kejadian  small  break  LOCA  dengan  menganalisis  dampaknya  pada  bagian  teras  reaktor.  Analisis keselamatan  dilakukan  dengan  mensimulasikan  tiga  kejadian  kecelakaan  yang  masuk  dalam kategori  small  break  LOCA  yaitu  aktuasi  Automatic  Depressurization  System  (ADS)  secara  tak disengaja,  putusnya  pipa  Direct  Vessel  Injection  (DVI)  secara  double-ended,  dan  putusnya  pipa lengan  dingin  dengan  diameter  bocoran  10  inchi.  Pada  makalah  ini,  semua  kejadian  tersebut disimulasikan  menggunakan  program  perhitungan  termohidraulika  RELAP5/SCDAP/Mod3.4 berdasarkan  model  AP1000  yang  dikembangkan  secara  mandiri  [13]  untuk  menunjukkan kemampuan  AP1000  dalam  melakukan  proses  depresurisasi  terkendali  pada  sistem  pendingin primer dan injeksi pendingin melalui sistem pendinginan teras darurat secara pasif. Dampak pada kondisi  teras  ditunjukkan  pada  integritas  kelongsong  bahan  bakar  dan  fenomena  perubahan  fase pendingin  di  dalam  teras  selama  proses  pembuangan  pendingin  primer  akibat  kebocoran. Keunggulan makalah ini adalah pada metode pengembangan model AP1000 yang digunakan untuk simulasi  small  break  LOCA  yang  sepenuhnya  didasarkan  pada  deskripsi  teknis  dalam  dokumen AP1000 [7] dan perbandingan tiga kejadian yang berbeda. Bila dibandingkan dengan Referensi [8], simulasi small break LOCA juga dilakukan dengan RELAP5, namun dengan menggunakan model bejana  reaktor  daya  Surry  yang  dimodifikasi.  Referensi  [10,  11,  12]  juga  melakukan  pemodelan AP1000 dengan data yang lebih lengkap dan akurat mengingat sedang dibangun di China. Dengan melakukan  analisis  tersebut,  diharapkan  diperoleh  pemahaman  yang  lebih  baik  mengenai keakuratan  pemodelan  yang  telah  dibuat  karena  keterbatasan  data  untuk  dapat  mensimulasikan kejadian  kecelakaan.  Keakuratan  pemodelan  reaktor  daya  AP1000  yang  dikembangkan  dengan RELAP5 diperlukan untuk melihat sejauh mana model tersebut dapat digunakan sebagai referensi
yang menunjukkan tingkat keselamatan reaktor daya AP1000 sebagai bagian dari proses verifikasi keselamatan bilamana AP1000 dipilih untuk dibangun di Indonesia.

## POKOK BAHASAN

## Fenomena Small Break LOCA pada Reaktor Daya
Pembahasan mengenai small break LOCA dibatasi pada reaktor daya tipe pressurized water reactor  (PWR)  sesuai  tipe  reaktor  daya  AP1000  yang  digunakan  dalam  analisis  ini.  Small  break LOCA  pada  sistem  primer  didefinisikan  sebagai  kebocoran  pendingin  melalui  lubang  perpipaan dengan luasan bocoran sama dengan atau kurang dari 10 % dari luas penampang lengan dingin atau perpipaan  inlet  bejana  sehingga  meliputi  semua  penetrasi  pada  batasan  sistem  primer  [14]. Diameter ukuran lubang bocoran yang dipertimbangkan maksimum adalah 12 cm (4,72 inchi) pada perpipaan  sistem  primer  seperti  ditunjukkan  dalam  FSAR  PLTN  Zion  [3].  Penelitian  lebih  lanjut menetapkan kategori small break LOCA yaitu pada luas ukuran kebocoran kurang dari 1 ft 2 (0,09 m 2 )  [15],  seperti  diterapkan  dalam  analisis  LOCA  pada  AP1000  yang  menaikkan  batas  diameter lubang kebocoran (limiting break) yang dianalisis hingga10 inch (0,05 m 2 ) [7] di lengan dingin. Transien  kejadian  small  break  LOCA  dapat  dikarakterisasi  oleh  5  periode  waktu  yaitu blowdown,  sirkulasi  alam,  loop  seal  clearance,  boil-off  dan  core  uncovery  [14],  dimana  setiap periode  memiliki  lama  waktu  yang  berbeda  bergantung  pada  ukuran  bocoran  dan  sistem  yang bekerja. Periode blowdown ditandai dengan depresurisasi sistem primer secara cepat, trip reaktor, trip  pompa  primer  dan  injeksi  tekanan  tinggi  (High  Pressure  Injection  System  /  HPIS).  Periode sirkulasi alam ditandai dengan terbentuknya uap (void) di bagian atas tube pembangkit uap, bagian atas  bejana  dan  upper  plenum  dan  pembuangan  kalor  peluruhan  teras  melalui  pembangkit  uap secara alami. Periode loop seal clearance ditandai dengan mengalirnya uap yang tertahan di loop seal pompa primer melalui bocoran sehingga aliran bocoran berupa uap (steam) dan teras kembali tergenang  (recovery)  hingga  ketinggian  nosel  lengan  dingin.  Pada  periode  boil-off  (pendidihan) level  campuran inventori  pendingin  di  teras  akan  turun  akibat  proses  pendidihan  di  dalam  bejana dan dapat mencapai level terendahnya yang mengakibatkan deep core uncovery. Pada akhir periode ini biasanya tekanan sistem primer telah turun hingga aktuasi pompa injeksi tekanan rendah (Low Pressure  Injection  System  /  LPIS)  atau  akumulator  dapat  dilakukan  untuk  menyamai  laju pendidihan pendingin teras. Periode core recovery ditunjukkan dengan tergenangnya teras oleh air pendingin  darurat  dan  terjadi  pembasahan  bahan  bakar  oleh  low  quality  mixture  melalui  proses quenching yang menandai akhir dari sekuensi small break LOCA. Contoh perbedaan sekuensi pada kejadian  small  break  LOCA  ditunjukkan  pada  hasil  eksperimen  pada  fasilitas  ROSA  IV  LSTF dengan  5  %  break  di  lengan  dingin  dan  HPIS  tidak  tersedia  seperti  ditunjukkan  pada  Gambar  1 [16].

## Kriteria keselamatan terhadap kejadian small break LOCA
Untuk  mengantisipasi  kejadian  LOCA,  keselamatan  reaktor  dicapai  melalui  fungsi  ECCS, dimana US-NRC telah menetapkan peraturan mengenai persyaratan kinerja ECCS seperti diuraikan dalam  10  CFR  part  50.46  yang  juga  disebut  sebagai  kriteria  penerimaan  untuk  kejadian  LOCA [5,17]. Beberapa kriteria tersebut adalah:
• Temperatur kelongsong elemen bahan bakar maksimum harus tidak melebihi 2200 ° F (1470 K / 1204 ° C)
• Transien  temperatur  kelongsong  harus  dihentikan  pada  waktu  ketika  geometri  teras  masih dapat didinginkan
• Temperatur  teras  harus  dikurangi  dan  kalor  peluruhan  harus  dapat  dibuang  selama  waktu yang lama mempertimbangkan adanya radioaktifitas umur panjang di teras
Berdasarkan  kriteria  di  atas,  desain  ECCS  pada  reaktor  daya  harus  dapat  memenuhi  persyaratan keselamatan di bagian teras yang ditunjukkan dengan batasan temperatur kelongsong bahan bakar maksimum.  Fungsi  ECCS  pada  Generasi  II  reaktor  banyak  bergantung  pada  sistem  aktif  seperti HPIS,  LPIS,  dan  satu  sistem  pasif  yaitu  akumulator.  Untuk  mengurangi  ketergantungan  sistem keselamatan terhadap suplai daya listrik dan intervensi operator maka didesain sistem keselamatan yang berfungsi secara pasif seperti terlihat pada desain AP1000.

## Mitigasi Small Break LOCA pada AP1000
Reaktor daya AP1000 terdiri dari dua untai pendingin dengan daya 1000 MWe yang dikembangkan oleh Westinghouse dan telah mendapat persetujuan desain akhir dari US-NRC pada tahun  2005.  Untuk  memitigasi  small  break  LOCA,  AP1000  dilengkapi  dengan  fitur  keselamatan pasif  yang  terintegrasi  dalam  sistem  pendinginan  teras  pasif.  Uraian  lengkap  mengenai  sistem pendinginan  teras  secara  pasif  dapat  dilihat  pada  referensi  [18]  dan  ditunjukkan  pada  Gambar  2. Sistem tersebut terdiri dari:
- Dua tangki makeup teras (Core Makeup Tank / CMT) bertekanan sebagai penyedia air borat ke bejana reaktor pada semua kondisi tekanan
- Dua  akumulator  sebagai  penyedia  air  borat  ke  bejana  reaktor  bila  tekanan  sistem  primer turun ke bawah nilai 4,83 MPa
- Satu tangki penyimpan air isi ulang dalam sungkup (Incontainment Refueling Water Storage Tank  /  IRWST)  sebagai  penyedia  air  injeksi  ke  bejana  reaktor  untuk  pendinginan  jangka panjang
- Penukar  kalor  untuk  membuang  kalor  peluruhan  secara  pasif  (Passive  Residual  Heat Removal  Heat  Exchanger  /PRHR-HX)  yang  terendam  dalam  tangki  IRWST  sebagai pembuang kalor sistem primer pada semua kondisi tekanan
- Sistem depresurisasi automatis (Automatic Depressurization System / ADS) yang terdiri dari kelompok katup yang terhubung dengan pressurizer dan lengan panas sebagai fitur penurun tekanan sistem primer sehingga akumulator dapat bekerja

## Gambar 2. Skema sistem pendinginan teras pasif pada AP1000 [19]
Pengoperasian tangki CMT dan PRHR-HX berperan dalam tahapan blowdown dan sirkulasi alam setelah  small  break  LOCA  dengan  menginjeksi  pendingin  ke  bejana  reaktor  melalui  pipa  injeksi bejana  langsung  (DVI)  secara  gravitasi  dan  membuang  kalor  peluruhan  teras  setelah  trip  reaktor. Pada kondisi sistem primer masih bertekanan dan level air di tangki CMT mulai berkurang, sistem ADS  dapat  bekerja  untuk  menurunkan  tekanan  hingga  mencapai  setting  kerja  akumulator  untuk menginjeksi  air  borat  melalui  pipa  DVI.  Setelah  semua  air  di  dalam  akumulator  mengisi  bejana reaktor  dan  tekanan  sistem  primer  turun  mendekati  kondisi  tekanan  udara  sungkup,    air  di  dalam tangki IRWST mulai mengisi bejana reaktor secara gravitasi untuk mengakhiri transien small break LOCA  dan  memulai  pendinginan  teras  jangka  panjang.  Fenomena  termohidraulika  di  atas  telah dianalisis  melalui  serangkaian  eksperimen  pada  fasilitas  APEX  [19]  dan  secara  simulasi  numerik [10].

## METODOLOGI
Kondisi  teras  akibat  small  break  LOCA  pada  AP1000  akan  dianalisis  melalui  simulasi numerik  menggunakan  RELAP5/SCDAP/Mod3.4.  Untuk  itu  harus  dibuat    model  AP1000  yang menggambarkan semua komponen sistem primer, sekunder dan keselamatan pasif. Pengembangan model  AP1000  dilakukan  secara  bertahap  dengan  mengacu  pada  uraian  deskripsi  sistem  dan komponen yang terdapat pada dokumen kontrol desain AP1000 [7]. Tahapan pengembangan model AP1000  dapat  dilihat  secara  rinci  pada  beberapa  referensi  [20,  21,  22].  Pengujian  model  yang dibuat  perlu  dilakukan  untuk  mengetahui  keakuratan  model  karena  sumber  referensi  data  hanya berupa uraian dokumen.. Salah satunya dengan melakukan simulasi kecelakaan putusnya salah satu pipa  Direct  Vessel  Injection  (DVI)  dan  membandingkan  hasilnya  dengan  simulasi  NOTRUMP [23]. Gambar 3 menunjukkan nodalisasi model reaktor daya AP1000 yang telah dikembangkan.

## Gambar 3. Nodalisasi AP1000 menggunakan RELAP5 dan posisi small break LOCA [22]
Nodalisasi  AP1000  di  atas  menggambarkan  komponen  hidrodinamik  dari  sistem  reaktor  yang memiliki sifat termohidraulika yaitu tekanan, temperatur, laju alir, dan fasa dari fluida air dan gas (condensable atau  non-condensable). Teras reaktor  dibagi  menjadi  hot channel, average  channel, dan  bypass  channel.  Hot channel  adalah  pendingin  yang  mengalir  di  dalam  satu  perangkat  bahan bakar,  dimana  dayanya  dihitung  berdasarkan  nilai  nuclear  enthapy  hot  channel  factor  1,65  (1/60 dari  daya  total  3400  MWt)  sesuai  perhitungan  AP1000  [7].  Sistem  primer  digambarkan  sebagai pendingin  yang  mengalir  di  dalam  lengan  panas,  tube  pembangkit  uap,  lengan  dingin,  dan pendingin  di  dalam  pressurizer  untuk  mendapatkan  tekanan  sistem  15,5  MPa.  Aliran  pendingin diperoleh  melalui  konveksi  paksa  dari  model  pompa  RELAP5  dengan  debit  aliran  sebesar  17886 m 3 /jam  sesuai  desain.  Sistem  sekunder  digambarkan  sebagai  pendingin  di  dalam  sisi  sekunder pembangkit  uap  dengan  tekanan  6  MPa  dengan  suplai  air  umpan  untuk  menghasilkan  uap  kering dengan  laju  alir  960  kg/detik.  Sistem  keselamatan  pasif  dimodelkan  dengan  pendingin  di  dalam tangki  CMT,  akumulator,  perpipaan  DVI,  perpipaan  PRHR  dan  tangki  IRWST.  Sistem  ADS dimodelkan  dengan  serangkaian  katup  (katup  ADS  tingkat  1  hingga  4)  yang  terhubung  dengan bagian  atas  pressurizer,  perpipaan,  dan  outlet  pipa  (sparger)  yang  terendam  di  dalam  tangki IRWST.
Untuk  dapat  mensimulasikan  tiga  kejadian  kategori  small  break  LOCA,  nodalisasi  AP1000 harus dimodifikasi dengan masukan berikut (lihat Gambar 3 untuk posisi small break LOCA):
• Membukanya katup ADS tingkat 1 dengan total luasan 0,009032 m 2 untuk mensimulasikan small break LOCA tanpa kehilangan inventori pendingin primer (ADSBreak)
• Membukanya katup trip dengan luasan 0,0506707 m 2 (10 inchi) untuk mensimulasikan small break LOCA dari salah satu pipa lengan dingin (cold leg) secara split yang terhubung dengan tangki CMT (CLBreak)
• Membukanya  katup  trip  dengan  luasan  0,008107  m 2 untuk  mensimulasikan  small  break LOCA di nosel bejana dari putusnya salah satu pipa DVI secara double-ended (DVIBreak) Kecuali  kejadian  ADSBreak,  semua  aliran  kebocoran  diarahkan  ke  satu  volume  yang menggambarkan  ruang  sungkup.  Setiap  kejadian  small  break  LOCA  akan  memicu  aktuasi protection  and  safety  monitoring  system  AP1000  (PMS)  dengan  nilai  setpoint  tertentu  dengan waktu tunda yang berbeda seperti ditunjukkan pada Tabel 1 di bawah ini.
Tabel 1. Nilai setpoint untuk aktuasi protection and safety monitoring system AP1000 [7] Aktuasi PMS Nilai setpoint Kategori Small break LOCA Trip reaktor Tekanan reaktor 12,41 MPa ADSBreak CLBreak DVIBreak Sinyal Safeguard “S” Tekanan reaktor 11,72 MPa ADSBreak CLBreak DVIBreak Isolasi jalur uap Setelah trip reaktor ADSBreak CLBreak DVIBreak Isolasi jalur air umpan Setelah sinyal “S” ADSBreak CLBreak DVIBreak Trip pompa primer Setelah sinyal “S” ADSBreak CLBreak DVIBreak Katup isolasi PRHR membuka Setelah sinyal “S” ADSBreak CLBreak DVIBreak Katup isolasi CMT membuka Setelah sinyal “S” ADSBreak CLBreak DVIBreak Katup isolasi akumulator membuka Tekanan reaktor 4,83 MPa ADSBreak CLBreak DVIBreak Katup ADS-1 membuka (Kejadian pemicu pada ADSBreak) 67,5 % level air tangki CMT CLBreak DVIBreak Katup ADS-2 membuka 70 detik setelah katup ADS-1 ADSBreak CLBreak DVIBreak Katup ADS-3 membuka 120 detik setelah katup ADS-2 ADSBreak CLBreak DVIBreak Katup ADS-4A membuka 120 detik setelah katup ADS-3 CLBreak DVIBreak 20 % level air tangki CMT ADSBreak Katup ADS-4B membuka 60 detik setelah katup ADS-4A ADSBreak CLBreak DVIBreak Katup isolasi IRWST membuka 120 detik setelah katup ADS-3 ADSBreak CLBreak DVIBreak
Nilai temperatur kelongsong bahan bakar diperoleh dengan mengukur titik terluar dari model bahan  bakar  secara  radial  di  hot  channel  dengan  variabel  yang  disediakan  RELAP5  (httemp). Fenomena  termohidraulika  lainnya  selama  proses  pembuangan  pendingin  akibat  kebocoran ditunjukkan melalui swell level (mixture level). Mixture level disebabkan oleh pembentukan uap di dalam  campuran  dua  fasa  karena  pendidihan  dan  flashing  selama  proses  small  break  LOCA. Persamaan untuk menghitung mixture level [17] ditunjukkan dengan persamaan (1) di bawah ini:
(1)
Dimana  H collapsed adalah  collapsed  liquid  level  dan α c adalah  fraksi  void  teras  rerata.    RELAP5 menghitung H collapsed dengan membuat persamaan numerik untuk menjumlahkan tinggi level air di setiap segmen aksial model hidrodinamik dengan variabel fraksi air (voidf), sementara α c dihitung dengan menghitung rerata variabel fraksi uap (voidg) di setiap segmen aksial yang ingin dihitung.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Simulasi  small  break  LOCA  pada  ketiga  kejadian  dilakukan  terpisah  setelah  1000  detik simulasi kondisi tunak dengan daya termal 102 %.  Sekuensi  small  break  LOCA  pada  AP1000 memiliki karakteristika tertentu yang dapat diihat pada transien tekanan primer dan dibagi menjadi empat  fase  kejadian  yaitu  blowdown,  sirkulasi  alam,  ADS  blowdown,  dan  injeksi  IRWST  [17] seperti ditunjukkan pada Gambar 4.

## Gambar 4. Tipikal transien tekanan primer AP1000/600 pada SBLOCA [17]
Gambar 5  menunjukkan hasil simulasi small  break  LOCA berdasarkan model AP1000 yang telah dibuat  yang  menunjukkan  transien  tekanan  primer  berupa  depresurisasi  tekanan  dari  nilai  operasi 154 bar untuk tiga jenis kejadian yang berbeda. Titik T = 0 detik adalah awal terjadinya kebocoran setelah  1000  detik  simulasi  kondisi  tunak.  Depresurisasi tekanan  primer  tersebut  disebabkan  oleh fase-fase  kejadian  small  break  LOCA  yang  dimulai  dari  blowdown  akibat  keluarnya  pendingin primer,  proses  sirkulasi  alam  melalui  penukar  kalor  PRHR-HX,  aktuasi  katup  ADS,  hingga terjadinya  injeksi  dari  tangki  IRWST.  Keakuratan  transien  tekanan  primer  tersebut  tidak  menjadi fokus pada makalah ini walaupun dapat dibandingkan dengan hasil perhitungan NOTRUMP pada Bab 15 mengenai Accident Analyses [7].
Gambar 5. Transien tekanan primer pada ADSBreak, DVIBreak, dan CLBreak
Perbedaan antara ketiga kejadian terjadi pada tercapainya sekuensi waktu untuk aktuasi PMS. Pada kejadian  DVIBreak  dan  CLBreak,  blowdown  pendingin  menyebabkan  penurunan  tekanan  primer hingga  tercapainya  setpoint  trip  reaktor.  Penurunan  tekanan  primer  untuk  CLBreak  terlihat  lebih tajam  dibandingkan  dengan  DVIBreak  dan  ADSBreak  karena  luasan  bocoran  yang  lebih  besar. Penurunan  daya  reaktor  akibat  shutdown  menyebabkan  penurunan  tekanan  primer  lebih  lanjut hingga  ke  setpoint  Safeguard  (“S”)  untuk  mengaktuasi  fitur  keselamatan  pasif.  Sinyal  “S”  akan memicu  membukanya  katup  isolasi  penukar  kalor  PRHR  sehingga  daya  termal  peluruhan  teras dapat  dibuang  ke  pendingin  tangki  IRWST  secara  sirkulasi  alam.  Sinyal  “S”  juga  memicu
membukanya  katup isolasi tangki CMT sehingga terjadi aliran pendingin dari tangki CMT secara pasif  yang  disebabkan  oleh  perbedaan  densitas  antara  lengan  dingin  dan  outlet  perpipaan  DVI masuk  ke  bejana  reaktor.  Penurunan  tekanan  primer  akibat  blowdown  pendingin  juga  akan mencapai  ke  tekanan  katup  isolasi  akumulator  hingga  terjadi  aliran  pendingin  dari  akumulator melalui  perpipaan  DVI  ke  bejana  reaktor.  Aliran  injeksi  pendingin  dari  tangki  CMT  akan menyebabkan penurunan volume air borat yang dapat dilihat dari penurunan level air. Pada suatu saat,  penurunan  level  air tangki  CMT  akan  mencapai setpoint  membukanya  katup  ADS  tingkat 1 dan  diikuti  oleh  membuka  katup  ADS  tingkat  2,  3  dan  4  secara  sekuensial  yang  menyebabkan penurunan  tekanan  primer  lebih  lanjut.  Ketika  tekanan  primer  berada  di  kisaran  tekanan  tangki IRWST, aliran injeksi pendingin dari tangki IRWST melalui perpipaan DVI ke bejana reaktor akan terjadi  secara  gravitasi.  Pada  kejadian  ADSBreak,  tidak  terjadi  kehilangan  inventori  pendingin primer ke luar sistem sungkup secara langsung, namun terjadi perpindahan massa pendingin primer ke pendingin tangki IRWST melalui membukanya katup ADS tingkat 1. Kejadian tersebut memicu menurunnya  tekanan  primer  hingga  ke  setpoint  trip  reaktor  dan  kemudian  setpoint  “S”  untuk memicu  aliran  sirkulasi  alam  ke  penukar  kalor  PRHR  dan  injeksi  pendingin  dari  tangki  CMT. Membukanya  katup  ADS  tingkat  1  kemudian  diikuti  dengan  membukanya  katup  ADS  tingkat  2 dan  3.  Sekuensi  aliran  pendingin  melalui  katup  ADS  tingkat  3  akan  menurunkan  tekanan  primer hingga  mencapai  setpoint  katup  isolasi  akumulator  dan  memulai  injeksi  pendingin  akumulator. Ketika  level  air  tangki  CMT  turun  hingga  20  %,  katup  ADS  tingkat  4  akan  membuka  dan menurunkan  tekanan  primer  di  kisaran  tekanan  tangki  IRWST  untuk  memulai  fase  injeksi pendingin IRWST.
Sekuensi  di  atas  akan  berpengaruh  pada  proses  pendinginan  bahan  bakar  di  teras  yang disebabkan oleh berkurangnya inventori pendingin akibat kejadian small break LOCA. Salah satu parameter  pendinginan  teras  adalah  terbentuknya  campuran  air  -  uap    pendingin  di  dalam  bejana reaktor  yang  membentuk  mixture  level.  Mixture  level  merupakan  indikasi  masih  adanya  proses pendinginan  permukaan  (kelongsong)  bahan  bakar  melalui  perpindahan  kalor  secara  nucleate boiling [24]. Mixture level diukur dari bagian plenum bawah, melalui teras aktif hingga ke plenum atas dengan tinggi keseluruhan 8,46 m, dimana tinggi teras aktif diukur dari plenum bawah adalah 6,26  meter.  Gambar  6,  7,  dan  8  menunjukkan  mixture  level  yang  terbentuk  pada  kejadian ADSBreak, DVIBreak, dan CLBreak, dimana mixture level terlihat masih di atas tinggi teras aktif.
(a) (b)
Gambar 6. Transien mixture level RELAP5 (a) dan NOTRUMP (b) untuk kejadian ADSBreak
(a)
(b)
Gambar 7. Transien mixture level RELAP5 (a) dan NOTRUMP (b) untuk kejadian DVIBreak
(a)
(b)
Gambar 8. Transien mixture level RELAP5 (a) dan NOTRUMP (b) untuk kejadian CLBreak
Mixture  level  terjadi  akibat  terbentuknya  gelembung  uap  di  dalam  pendingin  akibat  pemanasan inventori pendingin yang telah berkurang oleh kalor peluruhan teras. Dari gambar-gambar di atas terlihat mixture level berada pada kisaran 8 meter atau di atas tinggi teras aktif. Mixture level juga menunjukkan  seberapa  jauh  terjadi  pengurangan  inventori  pendingin  di  dalam  bejana  akibat kebocoran.  Perubahan  mixture  level juga  dipengaruhi oleh penambahan  pendingin  primer  melalui injeksi  tangki  CMT,  akumulator,  dan  tangki  IRWST.  Hasil  perhitungan  mixture  level  dengan RELAP5 pada Gambar 6, 7, 8 di atas dibandingkan dengan hasil perhitungan dengan NOTRUMP untuk  ketiga  kejadian  yang  berbeda  (Bab  15  referensi  [7]).  Pada  tahap  awal  kejadian,  hasil NOTRUMP  menunjukkan  penurunan  yang  lebih  tajam  bila  dibandingkan  dengan  hasil  RELAP5. Namun  demikian,  untuk  kejadian  ADSBreak  dan  DVIBreak,  terlihat  adanya  kesamaan karakteristika mixture level di antara kedua program perhitungan hingga akhir perhitungan. Untuk kejadian  CLBreak,  walaupun  secara  rerata  mixture  level  juga  menunjukkan  kesamaan  nilai  batas atas  yaitu  8  meter,  terlihat  fluktuasi  yang  lebih  dinamis  pada  hasil  perhitungan  NOTRUMP. Adanya  fluktuasi  tersebut  kemungkinan  berasal  dari  perbedaan  pemodelan  terutama  pada  bagian katup  kebocoran  walaupun  memiliki  luasan  kebocoran  yang  sama.  Faktor-faktor  lain  yang  harus diprediksi adalah nilai loss coefficient, maupun subcooled dan two-phase discharge coefficient, dan perbedaan model teras serta downcomer di antara kedua program. Selain itu tidak ada data spesifik mengenai metode penghitungan mixture level pada perhitungan menggunakan NOTRUMP.
(a) (b)
Gambar 9. Transien temperatur kelongsong untuk ADSBreak, DVIBreak, dan CLBreak, RELAP5 (a) dan CLBreak (b) [10]
Dampak  campuran  air-uap  yang  membentuk  mixture  level  dapat  dilihat  pada  transien temperatur kelongsong bahan bakar yang menunjukkan penurunan dari nilai operasi nominal 630 K (357 ° C)  seperti  terlihat  pada  Gambar  9.  Hingga  akhir  perhitungan,  temperatur  kelongsong menunjukkan  kestabilan  yang  jauh  di  bawah  kriteria  keselamatan  yaitu  1470  K.  Kestabilan temperatur  kelongsong  terjadi  pada  kisaran  400  K  ketika  pendinginan  jangka  panjang  melalui injeksi  dari  IRWST  telah  terjadi.  Pengukuran  temperatur  kelongsong  pada  Gambar  9  dilakukan pada posisi aksial teratas pada model bahan bakar yang terdiri dari 9 segmen dan menandai posisi
tinggi teras aktif pada gambar hasil simulasi mixture level. Transien temperatur kelongsong tersebut juga  tidak  jauh  berbeda  dengan  hasil  eksperimen  pada  untai  uji  ROSA  IV-LSTF  [16]  yang menunjukkan  karakteristik  transien  temperatur  kelongsong  pada  sistem  keselamatan  yang  masih mengandalkan  injeksi  pendinginan  secara  aktif.  Kemiripan  hasil  juga  terlihat  bila  dibandingkan dengan  program  perhitungan  RELAP5  dengan  model  AP1000  yang  berbeda  [10]  untuk  kejadian CLBreak  dengan  diameter  10  inchi.  Dengan  demikian  keefektifan  mixture  level  untuk mendinginkan  bahan  bakar  dan  menghindari  core  uncovery  telah  dapat  ditunjukkan  yang  juga menunjukkan keefektifan fitur keselamatan pasif AP1000. Hasil simulasi juga menunjukkan bahwa model  AP1000  yang  telah  dikembangkan  menggunakan  RELAP5  dapat  digunakan  untuk  analisis keselamatan  reaktor  daya  AP1000  dan  hasilnya  dapat  dibandingkan  dengan  program  perhitungan lain.

## KESIMPULAN
Hasil  simulasi  untuk  tiga  kejadian  small  break  LOCA  pada  reaktor  daya  AP1000 menggunakan  program  perhitungan  RELAP5  menunjukkan  bahwa  mixture  level  untuk  semua kejadian  yang  dianalisis  berada  di  atas  tinggi  teras  aktif  yang  menunjukkan  tidak  terjadinya  core uncovery.  Adanya  mixture  level  berpengaruh  pada  transien temperatur  kelongsong  yang  menurun dan  menunjukkan  pendinginan  bahan  bakar  yang  efektif.  Keefektifan  pendinginan  teras  juga disebabkan oleh berfungsinya injeksi pendingin melalui fitur keselamatan pasif menjadi ciri reaktor daya  AP1000.  Secara  keseluruhan,  hasil  yang  diperoleh  menunjukkan  model  AP1000  yang  telah dikembangkan dengan RELAP5 dapat digunakan untuk keperluan analisis kecelakaan dasar desain pada reaktor daya maju AP1000.

## DAFTAR PUSTAKA
1. International  Atomic  Energy  Agency.  Fundamental  Safety  Principles.  IAEA  Safety Standards Series No. SF-1, Vienna 2006.
2. International  Atomic  Energy  Agency.  Assessment  of  Defence  in  Depth  for  Nuclear  Power Plants. IAEA Safety Reports Series 46, Vienna 2005.
3. Commonwealth  Edison  Company.  Updated  Final  Safety  Analysis  Report:  Volume  6, Chapter 15: Safety Analyses”, July 1993.
4. OECD  Nuclear  Energy  Agency.  Technology  Roadmap  Update  for  Generation  IV  Nuclear Energy  Systems.  Publication  prepared  by  the  Nuclear  Energy  Agency  (NEA)  of  the Organisation for Economic Co-operation and Development (OECD), January 2014.
5. Nusret,  A.  Selected  Examples  of  Natural  Circulation  for  Small  Break  LOCA  and  Some Severe  Accidents.  IAEA  Course  on  Natural  Circulation  in  Water-Cooled  Nuclear  Power Plants. International Centre for Theoretical Physics (ICTP),Trieste, Italy, 2007.
6. Zhou,  S,  Zhang,  X.  Nuclear  Energy  Development  in  China:  a  Study  of  Opportunities  and Challenges. Energy 2010; 35: 4282–4288.
7. Westinghouse  Electric  Co.  AP-1000  European  Design  Control  Document;  2009  Document Nr.: EPS-GW-GL-700 Revision 0.
8. Elshahat  A,  Abram  T,  Hohorst  J,  Allison,  C.  Simulation  of  the  Westinghouse  AP1000 Response to SBLOCA Using RELAP/SCDAPSIM. International Journal of Nuclear Energy Volume 2014.
9. Guozhi Z, Xinrong C, Xingwei S. Analysis of Fourth Stage of Automatic Depressurization System  Failure  to  Open  in  AP1000  LOCA.  Research  Journal  of  Applied  Sciences, Engineering and Technology 2014; 7: 18-22.
10. Yang J, Wang W.W, Qiu S.Z, Tian W.X, Su G.H, Wu Y.W. Simulation and Analysis on 10- in. Cold Leg Small Break LOCA for AP1000. Annals of Nuclear Energy 2012; 46: 81 – 89.
11. Heng Xie, Shuangji He. The SCDAP/RELAP5 3.2 Model of AP1000 on SBLOCA. Progress in Nuclear Energy 2012; 61: 102-107.
12. Wang  W.W,  Su  G.H,  Tian  W.X,  Qiu  S.Z.  Research  on  Thermal  Hydraulic  Behavior  of Small-Break LOCAs in AP1000. Nuclear Engineering and Design 2013; 263: 380 – 394.
13. Andi  Sofrany  Ekariansyah,  Surip  Widodo,  Susyadi,  D.T.  Sony  Tjahjani,  Hendro  Tjahjono. Verifikasi Kecelakaan Hilangnya Aliran Air Umpan pada Reaktor Daya PWR Maju. Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir Tri Dasa Mega 2012; 14: 76 – 90.
14. K.E.  Carlson.  PWR  Small  Break  LOCA  Evaluation  Model,  S-RELAP5  Based.  Framatome ANP; 2001 Topical Report prepared by Siemens Power Corporation, EMF-2328 (P).
15. OECD  Nuclear  Energy  Agency.  Nuclear  Fuel  Behaviour  in  Loss-of-coolant  Accident (LOCA) Conditions, State-of-the-art Report. Document issued by The NEA Working Group on Fuel Safety (WGFS), NEA No. 6846, 2009, ISBN 978-92-64-99091-3
16. Tasaka K, Kukita Y, Koizumi Y, Osakabe M, Nakamura H. The Results of 5 % Small Break LOCA Tests and Natural Circulation Tests at the ROSA-IV LSTF. Nuclear Engineering and Design 1988; 108: 37 -44.
17. W.W.Wang, G.H. Su, S.Z. Qiu, W.X. Tian. Thermal Hydraulic Phenomena related to Small Break LOCAs in AP1000. Progress in Nuclear Energy 2011; 53: 407-419.
18. Schulz  T.L.  Westinghouse  AP1000  Advanced  Passive  Plant.  Nuclear  Engineering  Design 2006; 236: 1547 - 1557.
19. R.F.  Wright.  Simulated  AP1000  Response  to  Design  Basis  Small-Break  LOCA  Events  in APEX-1000 Test Facility. Nuclear Engineering and Technology 2007; 39: 287 – 298.
20. Andi  Sofrany  Ekariansyah,  Surip  Widodo,  Susyadi,  D.T.  Sony  Tjahjani,  Hendro  Tjahjono. Pengembangan Model untuk Simulasi Keselamatan Reaktor PWR 1000 MWe Generasi III+ menggunakan Program Komputer RELAP5. Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir Tri Dasa Mega 2011; 13: 50 - 62.
21. Andi Sofrany Ekariansyah, Surip Widodo, Susyadi. Pemodelan Sistem Pendinginan Sungkup secara Pasif menggunakan RELAP5. Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir Tri Dasa Mega 2012; 14: 137 – 145.
22. Andi  Sofrany  Ekariansyah.  Pemodelan  Automatic  Depressurization  System  (ADS)  pada Reaktor  Daya  AP1000  untuk  Simulasi Kecelakaan.  Proseding  Seminar  Nasional  Teknologi Energi Nuklir ke-14; 19 Juni 2014. Pontianak; 2014. p. 615 - 624
23. Andi  Sofrany  Ekariansyah,  Julwan  P.  Purba,  Surip  Widodo,  Sumantri  H.  Analisis Kecelakaan  Hilangnya  Pendingin  Primer  AP1000  Akibat  Putusnya  Pipa  Direct  Vessel Injection  (DVI).  Laporan  Teknis  Hasil  Penelitian  Tahun  Anggaran  2014,  Pusat  Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir, 2014.
24. Christian  Andersen.  The  Prediction  of  Two  Phase  Mixture  Level  and  Cooling  Conditions during  a  Partial  Core  Uncovery.  Dissertation  submitted  for  the  degree  of  licentiate  in mechanical  engineering  at  Department  of  Nuclear  Reactor  Engineering,  Royal  Institute  of Technology, Stockholm, Sweden, 1988.