ANALISIS KEJADIAN STEAM GENERATOR TUBE RUPTURE (SGTR) BERDASARKAN SKENARIO MIHAMA UNIT 2
Andi Sofrany E, Surip Widodo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - Badan Tenaga Nuklir Nasional Kawasan Puspiptek Serpong, Gedung 80, Tangerang, 15310
Diterima editor 21 Desember 2009 Disetujui untuk dipublikasi 25 Pebruari 2010 ABSTRAK ANALISIS  KEJADIAN STEAM GENERATOR TUBE RUPTURE (SGTR) BERDASARKAN SKENARIO MIHAMA UNIT 2. Pada tanggal 9 Februari 1991, terjadi kecelakaan putusnya pipa pemanas pembangkit uap ( Steam Generator Tube Rupture /SGTR) pada PLTN Mihama Unit 2. Dari kejadian  tersebut,  diperoleh  catatan  sekuensi  kecelakaan  berupa  aktuasi  sistem  proteksi  dan  fitur keselamatan terekayasa dalam memitigasi kebocoran dari sistem primer ke sistem sekunder. Urutan sekuensi  tersebut  kemudian  diterapkan  pada  PWR  standar  Jepang  untuk  disimulasikan menggunakan  program  perhitungan  RELAP5/SCDAP/Mod3.2.  Tujuannya  untuk  mengevaluasi konsekuensi  yang  terjadi  bila  kecelakaan  tersebut  terjadi  pada  PWR  standar  Jepang.  Parameter yang  dibandingkan  adalah  laju  alir  kebocoran,  perubahan  tekanan  primer  dan  sekunder  dan perubahan level di dalam pressurizer . Hasil simulasi menunjukkan perbedaan lama waktu  kejadian SGTR  hingga  berhentinya  kebocoran  yang  berlangsung  lebih  pendek  pada  PWR  standar  Jepang. Selain  itu jumlah  pendingin  primer yang  bocor dan jumlah  uap yang terlepas  dari  MSRV  tercatat lebih besar daripada PWR Mihama unit 2. Karakter aliran kebocoran, fluktuasi tekanan primer, dan level  pressurizer sedikit  berbeda  pada  tahap-tahap  awal  kejadian,  namun  relatif  sama  pada  tahap akhir ketika aliran kebocoran dapat dihentikan. Hasil simulasi juga menunjukkan perlunya tindakan operator  secara  manual  yang  ditunjukkan  dari  isolasi  sistem  air  umpan  bantu  (AFW)  pada pembangkit  uap  yang  bocor,  aktuasi  katup  pelepas  uap  (MSRV)  pada  pembangkit  uap  yang  utuh dan  aktuasi auxiliary  spray  dan  power  operated  relief  valve (PORV)  pada pressurizer untuk mengantisipasi kejadian sebagai bagian dari prosedur operasi darurat.
Kata kunci: SGTR, PWR Mihama Unit 2, PWR standar Jepang
ABSTRACT ANALYSIS  OF  STEAM  GENERATOR  TUBE  RUPTURE  (SGTR)  BASED  ON  MIHAMA UNIT 2 SCENARIO . On February 9,1991, a Steam Generator Tube Rupture (SGTR) took place at the  Mihama  Unit  No.  2.  From  that  event,  the  accident  sequence  representing  the  actuation  of protection  system  and  engineered  safety  feature  to  mitigate  the  leak  from  primary  system  to secondary system is recorded. That sequence is then applied on the Japanese standard PWR to be simulated  using  RELAP5/SCDAP/Mod3.2  thermal-hydraulic  code.  The  purpose  is  to  compare consequences  resulted  if  this  accident  is  occurred  on  the  Japanese  standard  PWR.  Parameter compared are break mass flow, fluctuation of primary and secondary pressure, and fluctuation of pressurizer  level.  The  simulation  result  shown  that  the  difference  in  the  time  duration  from  the initiation  of  rupture  up  to  the  leak  termination,  which  takes  place  in  shorter  duration  on  the standard  Japanese  PWR.  It  is  also  shown  that  the  total  amount  of  the  primary  coolant  leaked through the break nozzle to the secondary system that calculated is bigger than on the Mihama unit 2. The character of break mass flow, fluctuation of the primary system and level of pressurizer is slightly  different  in  the  beginning  of  the  event,  but  is  in  similar  trend  in  the  end  of  event  as  the break  flow  is  terminated.  The  simulation  result  also  shows  the  necessity  of  operator  action  to manually isolate the auxiliary feedwater system in the affected steam generator, to actuate the main steam  relief  valves  in  the  intact  steam  generator,  and  to  actuate  the  auxiliary  spray  and  power operated  relief  valve  on  pressurizer  to  anticipate  the  event  as  part  of  the  emergency  operating procedures.
Keywords: SGTR, Mihama Unit 2,standard Japanese PWR

## PENDAHULUAN
Pada  tanggal  9  Februari  1991,  terjadi  kecelakaan  putusnya  pipa  pemanas  di  dalam pembangkit  uap  pada  PLTN  Mihama  unit  2  yang  juga  disebut  sebagai Steam  Generator Tube  Rupture (SGTR).  PLTN  Mihama  merupakan  PLTN  jenis  PWR  dengan  daya  1456 MWth  atau  sekitar  500  MWe  dan  terdiri  dari  2  untai  pendingin.  Pada  kejadian  tersebut sistem  pendinginan  teras  darurat  ( Emergency  Core  Cooling  System /ECCS)  diaktuasi  untuk pertama  kalinya  di  Jepang.  Setelah  kejadian  tersebut,  pemerintah  Jepang  merilis  beberapa laporan mengenai kejadian tersebut, dimana pelepasan bahan radioaktif ke lingkungan masih di bawah batasan yang telah ditentukan dalam peraturan keselamatan.
Dalam rangka memperoleh data eksperimental yang berhubungan dengan fenomena termohidraulika,  telah  dilakukan  beberapa  kegiatan  eksperimen  untuk  menyimulasikan kejadian SGTR sedekat mungkin dengan yang terjadi di Mihama unit 2 tersebut di ROSA-IV Large  Scale  Test  Facility (LSTF).  Hasil  eksperimen  tersebut  juga  diverifikasi  dengan program  perhitungan  TRAC-PF1  untuk  memahami  fenomena  termohidraulika  terkait  [1]. Skenario yang telah disimulasikan dengan fasilitas LSTF/ROSA-IV bahkan telah mencakup kejadian SGTR hingga 10 pipa pemanas ( multiple SGTR) [2,3]. Simulasi SGTR telah dilakukan menggunakan program perhitungan
RELAP5/SCDAP/Mod3.4 [4,5].  Simulasi  dilakukan  berdasarkan  asumsi  bahwa  kejadian tersebut terjadi pada PLTN standar Jepang yang mengacu pada PLTN  Tsuruga unit 2 yang terdiri  dari  4  untai  pendingin.  Selain  itu  respon  sistem  proteksi  dan  fitur  keselamatan terekayasa  terhadap  kejadian  SGTR  masih  mengacu  pada  fitur  desain  keselamatan  standar yang sudah ada.
Skenario  kejadian  SGTR  pada  PWR  Mihama  Unit  2  tersebut  memiliki  kekhususan tersendiri karena merepresentasikan emergency operating procedures (EOP) aktual melalui aktuasi  sistem  proteksi,  sistem  kendali  dan  fitur  keselamatan  terekayasa  terhadap  suatu kejadian  kecelakaan  dasar  desain  ( Design  Basis  Accident /DBA).  Saat  ini  keefektifan  EOP telah  banyak  dipelajari  dengan  ukuran  putus  pipa  pemanas  dan  skenario  kejadian  yang berbeda  menggunakan  fasilitas  uji  terintegrasi  yang  berbeda  seperti  pada  IIST  [6].  Tujuan utama penelitian adalah untuk menyimulasikan sekuensi kejadian SGTR pada PWR standar Jepang  berdasarkan  skenario  kejadian  yang  terekam  di  PWR  Mihama  Unit2.  Dari  hasil simulasi diharapkan diperoleh karakter beberapa parameter termohidraulika seperti laju alir kebocoran,  tekanan  primer  dan  sekunder,  dan  level  pembangkit  uap  untuk  kemudian dibandingkan dengan parameter yang sama namun pada kondisi berbeda pada PWR standar Jepang,  seperti  telah  dilakukan  pada  penelitian  sebelumnya  [4,5]. Simulasi  dilakukan menggunakan  program  perhitungan  termohidraulika  RELAP5/SCDAP/Mod3.2  untuk menjalankan input data termodifikasi dari input dasar yang diperoleh dari NUPEC [7].

## KRONOLOGI KEJADIAN SGTR PADA PWR MIHAMA UNIT2
Pada  pukul  12.24  saat  reaktor  beroperasi  pada  kapasitas  penuh,  komputer  instalasi menangkap  sinyal  dari SG  blowdown  water  monito r.  Pada  pukul  13.47  dilakukan pengurangan  daya  secara  manual  menuju  proses shutdown .  Reaktor,  turbin,  dan  generator kemudian mengalami trip secara otomatis akibat sinyal low PRZ pressure (13, MPa). Sekitar 7  sekon  kemudian,  sinyal  injeksi  keselamatan  teraktuasi  akibat  tercapainya  batasan coincidence  of  low  PRZ  pressure (12,7  MPa)  dan low  PRZ  water  level (5,5  %).  Sistem injeksi  tekanan  tinggi  ( High  Pressure  Injection  System /HPIS)  kemudian  teraktuasi  untuk mengalirkan air injeksi ke untai dingin dan plenum atas dari bejana reaktor.
Pada pukul 13.52, sistem air umpan bantu ( Auxiliary Feedwater System /AFW) yang menyuplai  air  ke  pembangkit  uap  yang  bermasalah  dihentikan  secara  manual.  Pada  pukul 13:55,  operator  mencoba  menutup  katup  isolasi  uap  utama  ( Main  Steam  Isolation  Valve / MSIV) secara manual dan baru berhasil menutupnya secara penuh pada pukul 14.02. Dari  pukul  14.02  sampai  14.17,  katup  relief  uap  utama  ( Main  Steam  Relief  Valve / MSRV) pada pembangkit uap yang masih utuh dibuka secara manual untuk mendinginkan sistem pendingin primer. Pada pukul 14.10, operator mencoba untuk membuka katup relief pada pressurizer ( Power  Operated  Relief  Valve /PORV)  secara  manual  untuk    mengurangi kebocoran  dengan  cara  mengurangi  tekanan  sistem  primer  sehingga  mendekati  tekanan sistem  sekunder  namun  gagal.  Sekitar  20  menit  kemudian,  katup  penyemprot  bantu  pada pressurizer  ( auxiliary  spray )  dioperasikan  untuk  melakukan  depresurisasi  tekanan  sistem primer.  HPIS  dihentikan  setelah  dipastikan bahwa  level pressurizer telah pulih pada pukul 14.37.  Pada  pukul  14.48,  tekanan  sistem  primer  dapat  menyamai  tekanan  sistem  sekunder sehingga  kebocoran  dapat  dihentikan.  Selama  kejadian  tersebut,  MSRV  pada  pembangkit uap  yang  bermasalah  membuka  dan  menutup  secara  otomatis  ( cycling )  sebanyak  tiga  kali. Jumlah  keseluruhan  uap  yang  terlepas  dari  MSRV  dievaluasi  sekitar  1,3  kg.  Kronologi kejadian SGTR di atas dirangkum berdasarkan waktu pada Tabel 1. Dari kronologi tersebut terlihat  bahwa  dari  terjadinya  SGTR  hingga  tercapainya  penyamaan  tekanan  primer  dan sekunder yang akan menghentikan aliran kebocoran membutuhkan waktu 3780 s atau 1 jam lebih.
Tabel 1. Kronologi kejadian SGTR pada PWR Mihama Unit 2 [1]
K ! " W # $% & ' (
Alarm dari SG water monitor ( break ) 13:45 0,0 Penurunan daya untuk pemadaman 13:47 180,0 - Sinyal trip reaktor (”low PRZ pressure”)
- Sinyal  injeksi  keselamatan  melalui  HPIS  ( coincidence  of low PRZ pressure and low PRZ water level )
- Aktuasi  AFW  ke  kedua  pembangkit  uap  (SG)  secara otomatis 13:50 300,0 Trip pompa pendingin utama secara otomatis 13:51 Penghentian  AFW ke SG yang bocor 13:52 420,0 - Penutupan MSIV pada SG yang bocor - Pembukaan MSRV pada SG yang utuh 14:02 1020,0 Penutupan MSRV dari SG yang utuh 14:17 1920,0 Buka-tutup ( cycling ) MSRV dari SG yang bocor 14:19 2040,0 Buka-tutup ( cycling ) MSRV dari SG yang bocor 14:29 2640,0 Aktuasi Auxiliary spray pada pressurizer 14:34 2940,0 - Penghentian HPIS ke plenum bagian atas - Penghentian HPIS ke untai dingin 14:37 3120,0 Buka-tutup ( cycling ) MSRV dari SG yang bocor 14:39 3240,0 Pembukaan MSRV pada SG yang utuh 14:42 3420,0 Penyamaan tekanan primer dan sekunder tercapai 14:48 3780,0
Catatan  sekuensi  di  atas  kemudian  dimodelkan  menggunakan  program  perhitungan TRAC-PF1 yang hasilnya dirangkum pada referensi [1]. Respon sistem proteksi dan sistem kendali reaktor yang  menghasilkan  sekuensi  di  atas akan disimulasikan pada PWR standar Jepang  yang  dimodelkan  menggunakan  program  perhitungan  RELAP5/SCDAP/Mod3.2. Berdasarkan  simulasi  SGTR  yang  pernah  dilakukan  [3,4],  terdapat  perbedaan  prosedur operasi kedaruratan melalui aktuasi sistem proteksi dan sistem keselamatan dengan skenario
) * +,- * . ,/- 01 2* 3 4- 5 * Vol. 12 No. 1 Pebruari 2010, Hal. 1-14
pada Tabel 1. Perbedaan utamanya adalah selain waktu kejadian, juga adanya aktuasi sistem mitigasi secara manual di samping aktuasi secara otomatis untuk merespon SGTR.

## PEMODELAN DAN PERHITUNGAN

## Desain PWR Mihama-2 dan PWR Standar Jepang
PWR  Mihama-2  merupakan  PWR  dengan  2  untai  pendingin  yang  didesain  oleh Westinghouse untuk menghasilkan daya output 500 MWe. Sementara PWR standar Jepang terdiri dari 4 untai pendingin, dimana disainnya mengacu pada PWR Tsuruga Unit 2 dengan kapasitas  daya  output  sekitar  1160  MWe.  Selain  dari  perbedaan  untai  pendingin  dan pembangkitan  daya  maksimal  di  atas,  terdapat  kesamaan  pada  besaran  desain termohidraulika  lainnya  seperti  tekanan  primer,  laju  alir  pendingin,  temperatur  pendingin keluar  masuk  teras,  dan  tekanan  uap  yang  dihasilkan  dari  pembangkit  uap.  Tabel  2 menunjukkan  data  desain pada  PWR  Mihama  Unit  2  dan  PWR  standar  Jepang.  Dari  tabel tersebut  terlihat  bahwa  secara  umum  desain  PWR  standar  Jepang  memiliki  kapasitas pendinginan  yang lebih besar  dari desain dari PWR Mihama Unit 2  yang ditunjukkan dari peningkatan  jumlah  untai  pendingin  untuk  mengakomodasi  daya  terbangkitkan  yang  lebih besar.
Tabel 2. Data desain PWR Mihama Unit 2 dan PWR standar Jepang Parameter PWR Mihama Unit 2 (2 untai pendingin) PWR Standar Jepang (4 untai pendingin) Sistem primer x Tekanan (MPa)
x Daya (MWth/MWe)
x Laju alir per untai (kg/s)
x Temperatur pendingin (K)
¾ Keluar teras
¾ Masuk teras
x Level pressurizer 15,52 1425/500 4170 585 562 54 % 15,70 3411/1160 4173 598 562 60 % Sistem sekunder x Tekanan (MPa) x Laju alir uap (kg/s) 5,7 400 6,15 420

## Nodalisasi PWR Standar Jepang
Nodalisasi  PWR  yang  digunakan  dalam  penelitian  ini  sama  dengan  penelitian sebelumnya (4,5) seperti ditampilkan pada Gambar 1. Empat untai pendingin dibagi menjadi 2  untai  pendingin  yaitu  untai  A  dan  untai  B.  Untai  A  mewakili  satu  untai  pendingin sementara  untai  B  mewakili  3  untai  pendingin  lainnya.  Nodalisasi  terdiri  dari  172  volume hidraulik yang dihubungkan dengan 181 junction dan 1 struktur panas. Elemen bejana tekan reaktor (volume 1 sampai 14 ) terdiri dari volume-volume yang berhubungan dengan teras, bypass teras, plenum bawah, plenum atas, bagian atas bejana reaktor, dan downcomer . Teras reaktor  hanya  dimodelkan  sebagai  kanal  tunggal  dengan  6  volume  hidraulik.  Untai  A  dan untai  B  masing-masing  terdiri  dari  pipa  sisi  panas  ( hot  leg ),  inlet  dan  outlet  plenum pembangkit  uap, U-tube ,  pompa  pendingin  primer,  dan  pipa  sisi  dingin  ( cold  leg ). Pressurizer dihubungkan  ke  pipa  sisi  panas  dari  untai  A  melalui  pipa  penyambung  ( surge line ).  Sisi  sekunder  dari  pembangkit  uap  terdiri  dari downcomer , riser  region , steam
4
677 8 9: 9 9 ;<: => Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Analisis Kejadian Steam Generator ......... (Andi SofranyE.)
separator , dan steam dome . Jalur aliran uap utama dari atas steam dome dimodelkan dengan katup  penyetop  turbin  yang  juga  bertindak  sebagai  katup  isolasi  uap  utama  ( Main  Steam Isolation  Valve /MSIV),  pipa  uap  utama,  dan  volume  buang  ke  arah  turbin.  Selain  itu dimodelkan juga katup keselamatan uap ( Main Steam Safety Valve /MSSV), katup relief uap ( Main  Steam  Relief  Valve /MSRV)  dan  katup  bypass  uap  ke  kondenser  untuk menyimulasikan aliran uap pada kondisi transien.
G? @ A ? B C D EF H ? LMN? NM OP Q N R?S H ?B TUV ?S X
Sistem injeksi keselamatan dimodelkan sebagai time dependent volume dan junction yang  dihubungkan  ke  pipa  sisi  dingin  dari  setiap  untai  untuk  menyimulasikan  sistem pendingin  teras  darurat.  Sistem  air  umpan sekunder  seperti  sistem  air  umpan  utama  ( Main Feedwater  System /MFW)  dan  sistem  air  umpan  bantu  ( Auxiliary  Feedwater  System /AFW) juga  dimodelkan  sebagai time-dependent  junction sebagai  pengganti  pompa  sekunder  dan time-dependent  volume sebagai  penyedia  air  umpan.  Untuk  menyimulasikan  pipa  pemanas dalam U-tube yang putus, dimodelkan satu katup trip yang bekerja berdasarkan setting waktu yang  akan  menghubungkan  volume  hidraulik  sisi  primer  dan  sisi  sekunder.  Besaran  pipa pemanas  yang  putus  dinyatakan  sebagai  luas  penampang  kebocoran  yang  identik  dengan luas penampang katup trip.

## Modifikasi Variabel Kendali Sistem Proteksi Dan Fitur Keselamatan Terekayasa
Variabel kendali akan menentukan jalannya skenario kecelakaan yang terdiri dari saat dimulainya  kebocoran  dan  waktu  respon  dari  sistem  proteksi  dan  fitur  keselamatan terekayasa. Pada input data PWR Standar Jepang yang telah ada, variabel kendali otomatik dan manual (tindakan operator) yang berhubungan dengan skenario kejadian SGTR adalah:
x Sinyal inisisasi kecelakaan
x Setpoint trip reaktor, memicu:
o Trip turbin atau MSIV
Y Z [\] Z ^ \_] `a bZ c d] e Z Vol. 12 No. 1 Pebruari 2010, Hal. 1-14
o Trip MFW
o Buka bypass turbin
x Setpoint aktuasi ECCS, memicu:
o Tutup bypass turbin
o Trip pompa pendingin primer
o Aktuasi turbin-driven dan motor-driven AFW
x Sinyal buka-tutup MSRV (c ycling ) x Penghentian AFW pada untai yang bermasalah secara manual
x Aktuasi katup penyemprot pressurizer secara manual
x Buka-tutup MSRV pada untai yang tidak bermasalah secara manual
x Penghentian operasi ECCS secara manual
Pada  kondisi  otomatik,  sinyal  fitur  keselamatan  terekayasa  di  atas  berlaku  untuk semua untai pendingin baik yang mengalami kebocoran (pembangkit uap pada untai A yang mengalami  SGTR)  maupun  yang  masih  utuh  (untai  B).  Hal  tersebut  juga  berlaku  pada kondisi aktuasi manual atau tindakan operator, sementara bila dilihat dari skenario Mihama Unit  2,  terdapat  beberapa  tindakan  operator  yang  hanya  diperlukan  pada  fitur  keselamatan terekayasa yang berhubungan pada salah satu untai saja, sebagai contoh penghentian AFW pada  pembangkit  uap  yang  mengalami  kebocoran.  Untuk  itu  diperlukan  modifikasi  atau perubahan  pada  variabel  kendali  tersebut  sehingga  memungkinkan  aktuasi  secara  manual dan  independen  untuk  pembangkit  uap  yang  mengalami  kebocoran.  Modifikasi  input dilakukan sesuai dengan pedoman penulisan input RELAP5 yang terdapat pada referensi [8]. Tabel  3  berisi  ringkasan  data  desain  dan  variabel  kendali  sistem  proteksi  dan  fitur keselamatan terekayasa yang dipersiapkan untuk menyimulasikan SGTR pada PWR standar Jepang berdasarkan skenario Mihama Unit 2.
Tabel 3. Ringkasan data input dan variabel kendali dalam PWR standar Jepang Inventori massa awal x Sistem primer
¾ Pressurizer
¾ Volume uap di pressurizer
x Sistem sekunder
237 ton 20 ton 20 m 3 171 ton
Trips x Reactor trip x HPIS
x Pompa pendingin primer
x Turbine stop valve
Tekanan pressurizer rendah (13,11 MPa) Tekanan pressurize r  rendah  (12,93  MPa)  dan level pressurizer rendah (0,0 %) Trip otomatis setelah trip reaktor Tutup otomatis setelah trip reaktor
Katup penyemprot pressurizer
x Laju alir:
x Mode operasi
1,38 kg/s
Aktuasi buka-tutup secara manual AFW x Untai A
¾ Laju alir
¾ Mode operasi - 13,9 kg/detik ( motor-driven AFW) - 15,9 kg/detik  ( turbine-driven AFW) - Aktuasi buka otomatis berdasarkan sinyal SG low-low level
- Aktuasi tutup manual
fgg h ij i i klj mn Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
(Andi SofranyE.)
x Untai B
¾ Laju alir ¾ Mode operasi - 41,7 kg/s  ( motor-driven AFW) - 47,9 kg/s  ( turbine-driven AFW) - Aktuasi buka otomatis berdasarkan sinyal SG
low-low level - Aktuasi tutup manual SG-MSRV x Laju alir x Setpoints 73,9 kg/s Buka otomatis: - 7,74 MPa (PWR standar Jepang) - 7,1 MPa (PWR Miham Unit 2) Tutup otomatis: - 7,73 MPa (PWR standar Jepang) - 6,4 Mpa (PWR Mihama Unit 2) HPIS x Laju alir Fungsi tekanan primer

## Pemodelan SGTR
Berdasarkan referensi [1], investigasi yang dilakukan untuk mencari penyebab SGTR pada  PWR  Mihama  Unit  2  menunjukkan  terputusnya  satu  pipa  pemanas  di  salah  satu pembangkit uap yang terletak tepat di atas plat penopang pipa pemanas ke-6 pada pipa sisi dingin.  Walaupun  tidak  diperoleh  data  pasti  mengenai  tinggi  dari  lokasi  terputusnya  pipa pemanas tersebut, diperkirakan bahwa lokasinya berada sedikit di bawah belokan vertikal ke arah  bawah  pada  pipa  sisi  dingin.  Pada  input  data  PWR  standar  Jepang,  lokasi  tersebut diasumsikan  berada  pada  ketinggian  sekitar  4  m  dari  inlet  plenum  pembangkit  uap.  Input untuk memodelkan kebocoran adalah berupa komponen katup dengan spesifikasi:
- luas penampang kebocoran: 3,017 x 10 -4 m
- nilai koefisien discharge pada titik putus: 1,5
- nilai frictional loss : 0,6
Nilai koefisien discharge dan frictional loss di atas ditetapkan dengan cara trial and error sehingga penurunan tekanan primer yang terjadi ke scram setpoint dapat berlangsung dalam waktu yang mendekati sama dengan catatan kejadian di PWR Mihama Unit 2.

## HASIL DAN PEMBAHASAN

## Urutan sekuensi kejadian
Tabel  4  menunjukkan  hasil  simulasi  yang  diperoleh  dalam  bentuk  urutan  sekuensi beserta  waktu  kejadiannya.  Tabel  tersebut  juga  membandingkan  urutan  sekuensi  SGTR  di PWR standar Jepang dengan PWR Mihama Unit 2. Dari tabel tersebut terlihat bahwa rentang waktu dari kejadian SGTR hingga sinyal trip reaktor sudah mendekati kejadian sebenarnya yaitu  300  s.  Namun  terdapat  beberapa  perbedaan  urutan  sekuensi  pada  isolasi  sistem sekunder dengan MSIV. Pada PWR standar Jepang, isolasi sistem sekunder dilakukan secara otomatis  pada  sistem  sekunder  untai  bocor  dan  untai  utuh  bersamaan  dengan  trip  reaktor, sementara  di  PWR  Mihama  Unit  2  terjadi  penundaan  isolasi  pada  sistem  sekunder  untai bocor akibat kegagalan aktuasi otomatis.
Perbedaan lainnya adalah MSRV pada pembangkit uap yang utuh dibuka manual. Akibat perbedaan  waktu  isolasi  sistem  sekunder  di  atas,  terjadi  perbedaan  waktu  penutupan
o p qrs p t rus vw xp y zs { p Vol. 12 No. 1 Pebruari 2010, Hal. 1-14
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
MSRV dari pembangkit uap yang utuh, dimana pada PWR standar Jepang MSRV ditutup lebih awal setelah isolasi sistem sekunder pada untai bocor dan utuh berhasil dilakukan. Pada  PWR  Mihama  Unit  2,  MSRV  untai  utuh  ditutup  setelah  isolasi  sistem  sekunder untai bocor dilakukan secara manual.
Perbedaan di atas terjadi karena penundaan isolasi sistem sekunder yang terjadi pada PWR Mihama Unit 2 tidak dimodelkan dan disimulasikan pada input PWR Standar Jepang. Namun  pada  kedua  sekuensi,  diusahakan  agar  MSRV  pada  pembangkit  uap  yang  utuh dibuka  manual  setelah  isolasi  sistem  sekunder  berhasil  dilakukan.  Setelah  aktuasi  AFW secara otomatis pada pembangkit uap yang utuh dan yang bocor dijalankan, dilakukan isolasi AFW  pada  pembangkit  uap  yang  bocor  dimana  pada  PWR  standar  Jepang,  diasumsikan waktu pengisolasian secara manual dapat dilakukan bersamaan dengan kejadian pada PWR Mihama Unit 2 yaitu pada t = 420 s.
Aktuasi pompa charging ke sistem primer dilakukan setelah temperatur pendingin di pipa panas dari untai utuh  menurun ke 275 °C (548 K) sesuai catatan kejadian pada PWR Mihama  Unit  2.  Pada  PWR  standar  Jepang,  penurunan  tersebut  terjadi  pada  t  =  687  s sehingga diasumsikan operator baru dapat mengoperasikan pompa charging pada t = 700 s. Pada PWR Mihama Unit 2, temperatur tersebut baru dicapai pada t = 1440 s.
Rentang  waktu  dari  aktuasi  pompa charging sampai  MSRV  pada  pembangkit  uap yang  utuh  ditutup  kembali,  dari  penutupan  MSRV  ke  aktuasi auxiliary  spray ,  dari  aktuasi auxiliary  spray hingga  penghentian  injeksi  keselamatan  dari  HPIS,  dan  dari  penghentian HPIS  hingga  MSRV  dibuka  kembali  ditetapkan  sama  dengan  catatan  kejadian  di  PWR Mihama Unit 2, sehingga diperoleh waktu sekuensi pada PWR standar Jepang seperti pada Tabel  4.  Aliran  kebocoran  akan  berhenti  ketika  tekanan  primer  sama  dengan  tekanan sekunder,  dimana  pada  PWR  standar  Jepang  terjadi  pada  t  =  2947  s.  Setelah  itu, pengoperasian auxiliary spray dapat dihentikan karena aliran kebocoran telah dapat diisolasi. Secara  keseluruhan,  sekuensi  SGTR  pada  PWR  Mihama  Unit  2  berhasil  disimulasikan berdasarkan  input  PWR  standar  Jepang,  walaupun  berlangsung  lebih  cepat  dibandingkan pada  PWR  Mihama  Unit  2.  Hal  tersebut  disebabkan  oleh  waktu  isolasi  sistem  sekunder setelah  trip  reaktor  yang  berbeda  dan  waktu  ketika  pompa charging kembali  dioperasikan yang  mempengaruhi  waktu  sekuensi-sekuensi  berikutnya.  Hasil  perhitungan  menggunakan RELAP5 juga  menunjukkan jumlah  total pendingin primer  yang bocor  ke  sistem  sekunder sebesar  63706  kg  atau  sekitar  64  ton.  Bila  dibandingkan  dengan  data  kejadian  pada  PWR Mihama Unit 2, jumlah total kebocoran pendingin adalah sebesar 55 ton.
Tabel 4. Urutan sekuensi kejadian SGTR pada PWR standar Jepang dan PWR Mihama Unit2
| }~       }   }  |   }   }    }   |     } }     Katup buka/kejadian SGTR 0,0 0,0 Sinyal  trip  reaktor  (dari low  PRZ  pressure 13,1 MPa) 296,0 300,0 - Trip MFW
- Trip RCP untai A dan B
- TSV untai A dan B tutup ( MSIV isolation ) 298,5 MSRV SG utuh (untai B) buka manual 300,0 Sinyal  injeksi  keselamatan  melalui  HPIS  (dari low PRZ pressure 12,9 MPa) 302,0 300,0 Aktuasi motor-driven AFW (dari  signal ECCS) 311,2
       Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Analisis Kejadian Steam Generator ......... (Andi SofranyE.)
Aktuasi  turbine-driven  AFW  (dari  SG level  low-
low signal ) 324,4 Isolasi AFW pada SG bocor (untai A) 420,0 420,0 Aktuasi  kembali  Pompa charging di  sistem primer 700,0 1440,0 MSRV pada SG utuh tutup manual 1180,0 1920,0 Aktuasi PRZ auxiliary spray 2200,0 2940,0 HPIS dihentikan 2380,0 3120,0 MSRV pada SG utuh buka 2680,0 3420,0 Penyamaan tekanan primer dan sekunder tercapai 2947,0 3780,0 PRZ auxiliary spray dihentikan 2950,0 3780,0

## Transien Aliran Kebocoran dan Tekanan Sistem Primer dan Sekunder
Karakter  transien  aliran  kebocoran  pada  PWR  standar  Jepang  ditunjukkan  pada Gambar 2 dan 3. Gambar 2 menunjukkan transien aliran kebocoran sesuai dengan skenario Mihama  Unit  2,  sedangkan  Gambar  3  menampilkan  transien  aliran  kebocoran  sesuai skenario  awal  yang  bergantung  pada  aktuasi  AFW  secara  otomatis  pada  kedua  untai pendingin  dan  aktuasi  MSRV  secara  otomatis  [4].  Laju  alir  awal  kebocoran  pada  PWR Standar Jepang terhitung sebesar 47 kg/s, sementara bila dibandingkan dengan skenario awal laju alir awal sebesar 15,3 kg/s. Perbedaan tersebut disebabkan oleh perbedaan nilai koefisien discharge dan frictional loss walaupun memiliki luasan bocoran yang sama.
  ¡ ¢ £ ¤ ¥¢  ¦ § ¨© ¦ ª  «¬  ª ¨¢ ­ ©¡ ® coran dengan skenario Mihama unit 2
¯ ° ±²³ ° ´ ²µ³ ¶· ¸° ¹ º³ » ° Vol. 12 No. 1 Pebruari 2010, Hal. 1-14
¼ ½¾ ¿ ½À Á Â ÃÀ ½ Ä ÅÆ Ç Ä È ½ ÉÊ ½ ÈÆ À Ë Ç¿ Ì ÍÌ À ½ Ä Å Ç suai skenario awal yang bergantung pada aktuasi AFW otomatis
Selain itu terlihat perbedaan signifikan pada karakter laju alir kebocoran setelah trip reaktor  yang  disebabkan  oleh  perbedaan  status  pompa  pendingin  primer  dan  lokasi kebocoran  pada  kedua  skenario.  Pada  Gambar  2,  laju  alir  kebocoran  turun  secara  drastis setelah  trip  reaktor  karena  pompa  pendingin  primer  yang  menyediakan  tekanan  aliran pendingin ikut berhenti saat trip reaktor. Pada Gambar 3, laju alir naik kembali secara drastis karena  dipengaruhi  oleh  letak  kebocoran  yang  berada  di  segmen  paling  bawah  dari  pipa pembangkit uap, dimana pada segmen tersebut air umpan utama tidak bekerja sebelum AFW bekerja,  dan  masih  adanya  aliran  paksa  dari  pompa  pendingin  primer  yang  baru  berhenti setelah pompa HPIS bekerja. Gambar 2 juga menunjukkan perbedaan karakter laju alir saat pengisolasian kebocoran dilakukan, yaitu dengan pengoperasian pressurizer auxiliary spray dan  pengoperasian Power  Operated  Relief  Valves (PORV).  Terlihat  bahwa  penurunan  laju kebocoran  menggunakan Auxiliary  Spray terjadi  lebih  lama  sementara  bila  menggunakan PORV penurunan laju alir akan terjadi secara drastis. Hal tersebut disebabkan oleh kontraksi sistem primer yang berlangsung lebih lambat bila menggunakan pencampuran air pendingin dari Auxiliary Spray bila dibandingkan dengan penggembosan sistem primer melalui PORV. Gambar 4 menampilkan transien tekanan primer dan sekunder yang juga berdasarkan skenario Mihama Unit 2 dan skenario awal berupa aktuasi AFW secara otomatis. Pada kedua gambar tersebut tekanan primer diukur dari tekanan di dalam pressurizer , sementara tekanan sekunder diukur dari tekanan di dalam kubah uap ( steam dome ) pembangkit uap. Perbedaan signifikan terlihat pada karakter transien tekanan primer yang lebih banyak disebabkan oleh karakteristika  kebocoran,  waktu  trip  pompa  primer,  dan  waktu  injeksi  dari  HPIS.  Aktuasi HPIS  dan  trip  pompa  pendingin  primer  yang  lebih  awal  pada  skenario  Mihama  Unit  2 sempat  menaikkan  inventori  pendingin  primer  yang  ditunjukkan  dengan  kenaikan  tekanan primer sebelum aktuasi auxiliary spray . Perbedaan selisih tekanan primer dan sekunder juga menyebabkan  kenaikan  laju  alir  kebocoran  seperti  ditunjukkan  pada  Gambar  3.  Karakter penurunan tekanan primer  yang berbeda setelah aktuasi auxiliary spray dan aktuasi PORV yang mempengaruhi penurunan laju alir kebocoran juga terlihat pada Gambar 4.
Aliran pendingin yang masuk melalui kebocoran menyebabkan tekanan sekunder di pembangkit  uap  yang  bocor  menjadi  tetap  tinggi  karena  bertambahnya  inventori  air  di  sisi
ÎÏÏ Ð ÑÒ Ñ Ñ ÓÔÒ ÕÖ Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
sekunder.  Karakter  tekanan  sekunder  sisi  bocor  yang  berbeda  pada  Gambar  4  juga disebabkan oleh perbedaan setting bukaan MSRV pada kedua kasus, dimana pada skenario Mihama Unit 2 digunakan setpoint buka-tutup 7,1 – 6,4 MPa sementara pada skenario awal digunakan setpoint 7,74  –  7,73  MPa.  Perbedaan  tersebut  terlihat  dari  jumlah  aktuasi  buka tutup  ( cycling )  MSRV  pada  sisi  bocor,  dimana  pada  skenario  Mihama  Unit  2  relatif  dapat dihitung. Selain itu perbedaan status MSRV sisi utuh antara skenario Mihama Unit 2 (buka manual)  dan  skenario  awal  (buka  otomatis)  memperlihatkan  perbedaan  karakter  pada penurunan  tekanan  sekunder  sisi  utuh,  dimana  pada  skenario  Mihama  Unit  2  tekanan sekunder sisi utuh turun lebih banyak hingga kisaran 2 MPa dibandingkan dengan skenario awal yang turun hanya ke tekanan 5 MPa.
Pada Gambar 5, pasokan air dari AFW ke pembangkit uap yang bocor dan yang utuh terus menambah inventori air di sisi sekunder pembangkit uap sehingga uap yang tersisa di kubah  uap  menjadi  semakin  sedikit.  Pada  sisi  utuh,  hal  tersebut  ditunjukkan  dengan penurunan  tekanan  pembangkit  uap  secara  perlahan,  kemudian  naik  secara  drastis  ketika kubah  uap  telah  penuh  dengan  air  dan  memicu  terbukanya  katup  MSRV  di  untai  B.  Hal tersebut juga dipengaruhi dengan tidak dibukanya MSRV sisi utuh secara manual.
×Ø Ù Ú ØÛ Ü Ý Þ Û Øß àáâß ã â ä Øß Øß å Û á Ù âÛ æ Øß àâ ä ç ß æ âÛ à ä âß ØÛ á è éáê Ø Ù Øë ì
í î ïðñ î ò ðóñ ôõ öî ÷ øñ ù î Vol. 12 No. 1 Pebruari 2010, Hal. 1-14
úû ü ý û þ ÿ G þ û û û þ ü þ û þ û û ü û
Bila dibandingkan dengan kejadian pada PWR Mihama Unit 2, secara umum terdapat kesamaan karakteristika perubahan tekanan antara PWR standar Jepang dan PWR Mihama Unit 2. Selain itu juga terdapat perbedaan waktu dan jumlah aktuasi buka-tutup MSRV pada pembangkit  uap  yang  bocor.  Hasil  simulasi  menunjukkan  bahwa  pembukaan  MSRV  pada pembangkit  uap  yang  utuh  secara  manual  diperlukan  untuk  menjaga  proses  perpindahan energi  dari  sistem  primer  secara  sirkulasi  alam  dan  untuk  menjaga  kesetimbangan  tekanan akibat suplai air umpan yang tetap dipertahankan pada sisi utuh. Pada PWR Mihama Unit 2, MSRV  pada  pembangkit  uap  yang  mengalami  kebocoran  secara  otomatis  membuka  dan menutup  ( cycling )  sebanyak  tiga  kali  setelah  sistem  sekunder  yang  mengalami  kebocoran diisolasi.  Pada  PWR  standar  Jepang,  MSRV  sisi  bocor  membuka  dan  menutup  sebanyak lima kali setelah pengisolasian sistem  sekunder seperti dapat dilihat pada fluktuasi  tekanan sekunder  sisi  bocor  pada  Gambar  4.  Jumlah cycling tersebut  berdasarkan setting tekanan buka-tutup yang sama dengan setting pada PWR Mihama Unit 2. Bila digunakan setting asli pada  PWR  standar  Jepang,  jumlah cycling akan  menjadi  lebih  banyak.  Berdasarkan perhitungan RELAP5, jumlah uap yang terlepas melalui MSRV adalah sebesar 7940 kg.
Gambar 6 dan 7 menampilkan fluktuasi perubahan level pressurizer antara skenario Mihama  Unit  2  dan  skenario  awal.  Terlihat  bahwa  injeksi  HPIS  pada  skenario  Mihama teraktuasi  lebih  cepat  dibandingkan  dengan  skenario  awal  sehingga  lama  waktu  ketika pressurizer dalam  kondisi  kosong  juga  lebih  singkat.  Lambatnya  pengisian  air  injeksi  dari HPIS juga karena dibutuhkan waktu 26 s dari teraktuasinya sinyal HPIS hingga waktu ketika air  injeksi  mencapai  sistem  primer.  Pada  skenario  awal,  lamanya  waktu  pengisian  juga karena disebabkan oleh letak kebocoran yaitu di segmen paling bawah dari pembangkit uap, sehingga  air  injeksi  masih  mengalir  melalui  kebocoran  ke  sisi  sekunder.  Pada  skenario Mihama Unit 2, level pressurizer juga naik setelah dijalankannya auxiliary spray dan baru turun setelah HPIS dihentikan. Pada skenario awal dimana isolasi kebocoran menggunakan PORV,  terlihat  bahwa  saat  PORV  dibuka,  terjadi  pertambahan  beda  tekanan  antara  sistem injeksi  dengan  tekanan  primer  sehingga pressurizer cepat  terisi  air  yang  berasal  dari tambahan pasokan air dari HPIS dan penggembosan tekanan primer melalui PORV.
!" # # $ # % pressurizer scenario Mihama-2
!" # % # $ # % pressurizer scenario kendali AFW otomatis

## KESIMPULAN
Secara  umum  urutan  skenario  kecelakaan  SGTR  yang  terjadi  pada  PWR  Mihama Unit  2  telah  dapat  disimulasikan  pada  model  PWR  standar  Jepang.  Pada  PWR  standar Jepang,  hasil  simulasi  menunjukkan  adanya  perbedaan  lama  waktu  dari  kejadian  SGTR hingga berhentinya kebocoran yang berlangsung lebih pendek. Selain itu jumlah pendingin primer  yang  bocor  dan  jumlah  uap  yang  terlepas  dari  MSRV  tercatat  lebih  besar  daripada PWR  Mihama  Unit  2.  Karakter  aliran  kebocoran,  fluktuasi  tekanan  primer,  dan  level pressurizer sedikit berbeda pada tahap-tahap awal kejadian, namun relatif sama pada tahap
J & '() & * (+) ,- .& / 0) 1 & Vol. 12 No. 1 Pebruari 2010, Hal. 1-14
akhir  ketika  aliran  kebocoran  dapat  dihentikan.  Hasil  simulasi  juga  menunjukkan  perlunya tindakan operator secara manual dalam mengantisipasi kejadian yang ditunjukkan dari isolasi AFW,  aktuasi  MSRV  dan  aktuasi auxiliary spray atau  aktuasi power  operated  relief  valve (PORV) pada pressurizer sebagai bagian dari emergency operating procedures (EOP).

## DAFTAR PUSTAKA
1. Hirano,  Watanabe.  Analyses  of  the  Mihama-2  SGTR  event  and  ROSA-IV experiment  SB-SG-06  to  simulate  the  event.    Proceedings  of  the  Fifth
International  Topical  Meeting  On  Reactor  Thermal  Hydraulics.  Sponsored  by Thermal Hydraulics Division and Idaho Section of the American Nuclear Society,
Salt Lake City, September 21-24, 1992.
2. H.  Nakamura,  et  at.  Steam  generator  multiple  U-tube  rupture  experiments  on ROSA-IV/LSTF.    Proc.  6 th Int.  topl.  mtg.,  Nuclear  Reactor  Thermal  Hydraulics
(NURETH-6); October 1993
3. Kwang  Won  Seul,  et  al.  Simulation  of  multiple  steam  generator  tube  rupture
(SGTR)  event  scenario.  Korea  Institute  of Nuclear  Safety,  Journal  of  the  Korean
Nuclear Society; June 2003; 35: 3.
4. Surip Widodo.    Analisis steam generator  tube  rupture (SGTR) diikuti  kegagalan sistem  isolasi  pada  PWR.  Kegiatan  Penelitian,  Bidang  Pengkajian  dan  Analisis Keselamatan Reaktor, PTRKN; 2007
5. Andi  S.  Ekariansyah.  Analisis steam  generator  tube  rupture (SGTR)  dan pengisolasiannya  pada  PWR.    Majalah  Ilmiah  Teknologi  Keselamatan  Nuklir SIGMA EPSILON; Mei 2008; 12: 2.
6. T. Liu, C. Lee. An Evaluation of emergency operator actions by an experimental
SGTR  event  at  the  IIST  facility  and  a  comparison  of  mihama-2  SGTR  event record. Nuclear Technology; January 2000.
7. Nuclear  power  engineering  corporation  (NUPEC).  PWR  safety  analysis  training text.    Long  term  training  course  on  safety  regulation  and  safety  analysis.  Tokyo; September – December 1997.
8. NUREG/CR-6150.  SCDAP/RELAP5/MOD3.2  code  manual  volume  III:  User’s guide  and  input  manual.  Idaho  National  Engineering  and  Environmental Laboratory; November 1997.