## PEMODELAN SISTEM PENDINGINAN SUNGKUP SECARA PASIF MENGGUNAKAN RELAP5
Andi Sofrany E, Susyadi, Surip Widodo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN
Diterima editor 25 Juni 2012 Disetujui untuk publikasi  03 Agustus 2012

## ABSTRAK
PEMODELAN SISTEM PENDINGINAN SUNGKUP SECARA PASIF MENGGUNAKAN RELAP5 . Semua  reaktor  daya  maju  (Generasi  III+)  memanfaatkan  sistem  pasif  untuk  membuang  panas  melalui sirkulasi  alam.  Salah  satu  fitur  unik  dari  reaktor  daya  maju  tipe  PWR  AP1000  adalah  adanya  sistem pendinginan  sungkup  secara  pasif  ( Passive  Containment  Cooling  System /  PCS)  yang  didesain  menjaga tekanan  sungkup  di  bawah  desain  selama  72  jam  tanpa  tindakan  operator.  Selama  kecelakaan  dasar  desain seperti  kecelakaan  hilangnya  pendingin  atau  kecelakaan  putusnya  jalur  uap,  terjadi  lepasan  uap  yang bersentuhan  dengan  dinding  baja  bejana  sungkup  yang  lebih  dingin.  Perpindahan  kalor  dari  lepasan  uap melalui konveksi dan konduksi dinding baja bejana sungkup akan mengakibatkan perubahan densitas udara akibat  pemanasan  yang  memicu  aliran  sirkulasi  alam  dari  udara  yang  akan  naik  ke  atas.  Makalah  ini bertujuan  untuk  memperoleh  model  sungkup  AP1000  untuk  menunjukkan  fungsi  PCS  menggunakan RELAP5.  Fungsi  dasar  PCS  yang  ingin  diperoleh  adalah  fenomena  perpindahan  panas  dari  uap  ke  dinding bejana  sungkup  dan  ke  udara  luar  untuk  menghasilkan  aliran  konveksi  alam  udara.  Metodologi  yang digunakan  adalah  pengumpulan  data  desain,  nodalisasi  dengan  RELAP5,  dan  simulasi  fungsi  sungkup berdasarkan  masukan kecelakaan  dasar desain  tertentu. Hasil pemodelan  sungkup  telah  dapat  menunjukkan fenomena  perpindahan  panas  dari  dalam  sungkup  ke  udara  luar  dalam  bentuk  proses  kondensasi  dan konveksi  alam.  Hasil  perhitungan  RELAP5  terhadap  model  sungkup  menunjukkan  peningkatan  tekanan sungkup yang melebihi tekanan desain sungkup sebesar 59 psig seperti dibandingkan dalam dokumen desain AP1000.  Hal  itu  disebabkan  belum  dimodelkannya  pendinginan  sungkup  melalui  pembasahan  tangki sungkup bagian luar dari tangki Passive Containment Cooling Storage Tank (PCCWST).  Hasil pemodelan akan digunakan untuk analisis kecelakaan AP1000 secara menyeluruh yang melibatkan fungsi PCS.
Kata kunci: pemodelan, sungkup, AP1000, pasif

## ABSTRACT
MODELING ON PASSIVE CONTAINMENT COOLING SYSTEM USING RELAP5. All advanced power reactors (Generation  III+)  utilize  passive  system  to  transfer  heat  by  natural  convection.  One  of  the  unique features of advanced power reactor of AP1000 is the presence of passive containment cooling system (PCS) designed  to  maintain  containment  pressure  below  its  design  pressure  for  72  hours  without  operator intervention.  During  a  design  bases  accident,  such  as  loss  of  coolant  accident  or  main  steam  line  break, steam is released into the containment atmosphere and in contact with cooler steel containment vessel. Heat transfer from steam by convection of steam and conduction of steel wall will initiate air heating in the outside space  of  containment  vessel and  initiate  natural  convection  of  air  from  the  bottom  of  air  baffle  due  to  the change in the air density. This paper is objected to get a containment model of AP1000 for showing the PCS function using RELAP5. Basic function to be focused is heat transfer phenomena from the steam to the wall containment  and  to  the  outside  air  to  obtain  natural  convection  of  air.  The  methodology  utilized  are collecting  design  data,  containment  nodalization  using  RELAP5,  and  simulation  of  containment  function based  on  certain  design  bases  event  condition.  The  results  of  simulation  have  shown  the  heat  transfer phenomena from inside containment into the outside air by steam condensation and natural convection of the air.  RELAP5  calculation  of  containment  model  shows  an  increase  in  containment  pressure  above  the containment  design  pressure  of  59  psig  as  compared  in  the  AP1000  design  document.  That  is  because  the recent  RELAP5  modelling  did  not  include  the  additional  cooling  of  external  surface  of  containment  vessel from  the  the  Passive  Containment  Cooling  Water  Storage  Tank  (PCCWST).  The  result  of  modeling  will  be used for further accident analyses of AP1000 involving the PCS function.
Keywords: modeling, containment, AP1000, passive

## PENDAHULUAN
Reaktor  daya  generasi  III + memiliki  perbedaan  dengan  reaktor  daya  generasi  lain  yaitu  pada pemanfaatan  sistem  pasif  dalam  memitigasi  kecelakaan  dasar  desain  dan  kecelakaan  parah.  Insiden Fukushima  yang  menunjukkan  kelemahan  sistem  keselamatan  berbasis  komponen  aktif  dalam memitigasi kecelakaan parah akibat kejadian eksternal semakin menunjukkan keunggulan reaktor daya Generasi III + yang dianggap dapat menjamin pendinginan teras dan sungkup dalam jangka panjang [1]. Salah  satu  reaktor  daya  PWR  Generasi  III + adalah  AP1000  yang  merupakan  reaktor  PWR  dengan kelas  daya  1000  MWe  untuk  setiap  unit.  AP1000  merupakan  pengembangan  dari  AP600  dengan pertimbangan  aspek  harga  pembangkitan  daya  yang  lebih  kompetitif  [2].  Kelas  daya  1000  MWe adalah  kelas  daya  yang  kemungkinan  sesuai  untuk  dibangun  di  Indonesia  di  masa  depan  dalam menyediakan energi listrik alternatif.
Kegiatan  verifikasi  keselamatan  AP1000  di  Pusat  Teknologi  Reaktor  dan  Keselamatan  Nuklir (PTRKN) telah dilakukan sejak tahun 2010 yang diawali dengan kegiatan pemodelan sistem suplai uap nuklir  yang  terdiri  dari  bejana  reaktor,  sistem  pendingin  primer  dan  sistem  pendingin  sekunder  [3]. Model  AP1000  tersebut  digunakan  sebagai  dasar  untuk  pengembangan  model  yang  lebih  lengkap untuk dapat digunakan dalam simulasi kecelakaan dasar desain. Untuk itu diperlukan tambahan model sistem keselamatan ciri pasif seperti sistem pembuangan panas peluruhan pasif ( Passive Residual Heat Removal (PRHR) System ),  injeksi  pendingin  melalui  sistem  tangki Core  Makeup  Tank (CMT),  dan akumulator  [4].  Salah  satu  hasil  kegiatan  di  atas  yaitu  berupa  verifikasi  kecelakaan  kegagalan pendingin  yang  menunjukkan  peran  dari  sistem  pendinginan  sungkup  pasif  ( Passive  Containment Cooling  System /  PCS)  yang  saat  itu  belum  dimodelkan  walaupun  telah  menjadi  bagian  dari  sistem keselamatan pasif dari AP1000.
Tujuan dari makalah ini adalah diperolehnya model sungkup AP1000 yang representatif untuk digunakan  untuk  simulasi  sistem  pasif  yaitu  PCS  dalam  memitigasi  kecelakaan  dasar  desain menggunakan  RELAP5/SCDAP/Mod3.4.  Sebagai  referensi  digunakan  penelitian  mengenai  fungsi PCS yang telah dilakukan namun baru terbatas pada reaktor daya AP600 [5] serta beberapa dokumen desain AP1000 terkait [6,7].
Metode penelitian yang digunakan adalah pengumpulan data desain sungkup untuk memperoleh data  terekayasa (engineering  data) .  Data  tersebut  digunakan  untuk  proses  nodalisasi  RELAP5  yang merepresentasikan  sungkup,  dan  kemudian  dilakukan  simulasi  fungsi  sungkup  dengan  kejadian pemicu  berupa  kecelakaan  dasar  desain  tertentu.  Hasil  simulasi  yang  diperoleh  akan  dibandingkan dengan hasil perhitungan yang ada dalam dokumen desain AP1000 [7].

## DASAR TEORI
Sistem  pendinginan  sungkup  secara  pasif (Passive  Containment  Cooling  System /PCS)  adalah bagian dari fitur keselamatan teknis pada AP1000. Tujuan PCS adalah untuk mengurangi temperatur dan  tekanan  di  dalam  sungkup  yang  terjadi  akibat  kecelakaan  hilangnya  pendingin  ( Loss  of  Coolant Accident /LOCA)  atau  kecelakaan  putusnya  jalur  uap  ( Main  Steam  Line  Break /MSLB)  di  dalam sungkup  dengan  cara  membuang  energi  termal  dari  atmosfir  sungkup.  PCS  juga  berperan  sebagai pembuang panas ke heat sink akhir untuk kejadian lain yang menyebabkan peningkatan tekanan dan temperatur  sungkup.  PCS  memanfaatkan  penggunaan  bejana  sungkup  baja  dan  bangunan  penahan dinding beton yang  melingkupi  sungkup. Peranan PCS dalam  memitigasi dampak kecelakaan  akibat LOCA tersebut di atas juga telah dimodelkan secara numerik [8] maupun secara simulasi kecelakaan [9].  Gambar  1  menunjukkan  skema  sungkup  AP1000  yang  terdiri  dari  bejana  baja  yang  melingkupi sistem suplai uap nuklir ( Nuclear Steam Supply System /NSSS) dan semua sistem injeksi keselamatan pasif.  Komponen  utama  dari  PCS  adalah  tangki  penyimpan  air  pendingin  sungkup  pasif  ( Passive Containment  Cooling  Water  Storage  Tank /PCCWST)  yang  berada  dalam  struktur  di  atas  sungkup, satu saluran udara atau air baffle yang terletak di antara bejana sungkup baja dan bangunan penahan beton,  inlet  dan  pembuang  udara  dan  sistem  distribusi  air. Air  baffle memungkinkan  adanya  aliran udara luar dengan temperatur lebih rendah sehingga dapat bersentuhan dengan permukaan luar bejana sungkup.
Gambar 1: Skema sungkup dan PCS AP1000 [1]
Pada  kondisi  LOCA  atau  MSLB,  pengoperasian  PCS  diawali  dengan  sinyal  tekanan  sungkup tinggi yang mengaktuasi membukanya katup isolasi PCCWST. Dengan membukanya katup tersebut, air  dari  tangki  PCCWST  akan  mengalir  secara  pasif  ke  bagian  permukaan  luar  atas  dari  bejana sungkup  baja.  Aliran  air  tersebut  membentuk  lapisan  film  air  di  bagian  kubah  dan  dinding  struktur sungkup dan meningkatkan pendinginan sungkup. Uap yang terlepas dari sistem reaktor akan naik ke kubah sungkup dimana uap tersebut terkondensasi menjadi air melalui proses kondensasi dan konveksi ke dinding baja sungkup. Kalor yang diterima dinding baja sungkup akan mengalami proses konduksi melalui baja sungkup, konveksi dari permukaan sungkup ke lapisan film air, konveksi dan penguapan dari lapisan film air ke udara luar sungkup. Energi panas yang ditransfer ke udara luar di bagian luar sungkup  akan  mengalami  proses  pemanasan,  dimana  udara  luar  yang  dipanaskan  akan  naik  melalui saluran bawah dan mengalir sepanjang air baffle untuk menciptakan aliran sirkulasi alam. Pada proses itu, udara luar dengan temperatur lebih  rendah  akan  tertarik  melalui  saluran inlet dan  melepas udara dengan temperatur lebih tinggi melalui bagian atas struktur sungkup. Sementara itu, air kondensat hasil kondensasi uap di dalam sungkup akan mengalir ke bagian bawah sungkup dimana kembali ke tangki IRWST.
Pada  kejadian  yang  tidak  melibatkan  LOCA  atau MSLB  seperti  kejadian Station  Blackout (SBO),  fungsi  pendinginan  oleh  sungkup  akan  bekerja  berkaitan  dengan  fungsi  pembuangan  kalor peluruhan teras darurat oleh penukar kalor PRHR dan tangki In-containment Refueling Water Storage Tank (IRWST) [10]. Kalor peluruhan teras yang dibuang ke pendingin tangki IRWST akan menaikkan temperatur air tangki dan menaikkan tekanan udara di dalam tangki IRWST melalui pembentukan uap sehingga  diperlukan  proses  venting  ke  atmosfir  sungkup.  Proses  venting  ke  atmosfir  sungkup akan memicu  kondensasi  uap  melalui  dinding  baja  bejana  sungkup  sebelum  tekanan  atmosfir  sungkup meningkat  dan  memicu  aktuasi  katup  isolasi  PCCWST.  Fenomena  peningkatan  tekanan  tangki IRWST  di  atas  telah  diperoleh  pada  penelitian  sebelumnya  [3],  yang  menunjukkan  perlunya pemodelan sungkup untuk memperoleh hasil evaluasi kecelakaan yang lebih tepat.
Pemodelan  yang  akan  dilakukan  pada  penelitian  ini  adalah  untuk  menunjukkan  kemampuan pendinginan sungkup oleh material baja dari bejana sungkup tanpa  pendinginan lapisan air dari tangki PCCWST.  Dengan  demikian  hasil  analisis  ini  dapat  digunakan  untuk  melihat  kemampuan  sungkup dalam menurunkan tekanan di dalam sungkup melalui perpindahan kalor melalui proses konveksi uap ke  dinding  baja  sungkup  yang  mengakibatkan kondensasi,  dilanjutkan  dengan  proses  konduksi  pada dinding baja dan proses konveksi untuk memanaskan udara di dalam celah udara ( air baffle ) yang akan
menyebabkan  konveksi  alam  pada  udara.  Asumsi  yang  digunakan  sebagai  sumber  uap  untuk  proses kondensasi adalah kebocoran uap atau MSLB yang diambil dari dokumen pembanding [7].

## PEMODELAN

## Data Teknis Bejana Sungkup
Data teknis bejana sungkup AP1000 diambil dari referensi 5 seperti terlihat pada Gambar 2. Sungkup AP1000  merupakan  bejana  baja  silinder  yang  berdiri  bebas  dengan  kubah  atas  dan  dasar  sungkup berbentuk  ellipsoidal.  Silinder  baja  sungkup  dikelilingi  oleh  struktur  dinding  beton  dengan  diameter berbeda  untuk  membentuk  saluran  udara.  Struktur  beton  sungkup  terdiri  dari  tangki  PCCWST  yang juga  membentuk  cerobong  saluran  udara  di  atas  kubah  bejana  sungkup.  Volume  ruang  dalam  dari bejana sungkup merupakan volume ruang kosong yang dihitung dari volume bejana sungkup dikurangi volume  komponen  bejana  reaktor,  komponen  sistem  primer  dan  sistem  sekunder  dan  komponen- komponen  lain  yang  merupakan  bagian  dari  nuclear  island.  Saluran  udara  sungkup  dihitung berdasarkan  diameter  luar  bejana  baja  sungkup  dan  diameter  dalam  dinding  beton  bejana  sungkup. Data  teknis  diatas  akan  diolah  untuk  mendapatkan  data  terekayasa dalam  nodalisasi  model menggunakan RELAP5.
Diameter dalam : 39,624 m Tinggi : 65,634 m Bahan : SA738, Grade B Tekanan desain : 0,407 MPa gauge 0,508 MPa abs Temperatur desain : 148,89 °C Tebal dinding : 0,0444 m Volume ruang kosong : 58300 m3
Gambar 2: Data teknis struktur bejana baja bagian dalam dan struktur kubah sungkup [5]

## Nodalisasi RELAP5
Nodalisasi  sungkup  terdiri  dari  model  hidrodinamika  untuk  komponen  sungkup  bagian  dalam yang  merepresentasikan  atmosfir  sungkup  dan  penampung  kondensat,  komponen  dinding  baja sungkup  sebagai  media  perpindahan  kalor,  dan  komponen  saluran  udara  yang  berhubungan  dengan udara luar. Komponen sungkup bagian dalam dibagi menjadi ruang sungkup bawah, tengah, dan atas ditambah  volume  penampung  kondensat  dalam  bentuk  tangki  IRWST  yang  diwakili  model hidrodinamika pipe. Sebagai sumber lepasan bocoran uap ke atmosfir sungkup digunakan model time- dependent  volume dengan  model time-dependent  junction untuk  mensimulasikan  aliran  lepasan  uap. Struktur  pemindah  kalor  pada  dinding  baja  sungkup  dimodelkan  sebagai  heat  structure  dengan  sifat bahan  ( material  properties ) carbon  steel .  Komponen  saluran  udara  dimodelkan  dengan  model  pipa
yang  dihubungkan  oleh  model time-dependent  volume pada  kedua  ujungnya  sebagai inlet dan outlet udara.

## Penetapan Kondisi Awal
Model sungkup akan divalidasi pada kejadian pecah dua sisi ( double ended rupture ) jalur uap utama  pada  daya  reaktor  30%  dengan  kegagalan  katup  isolasi  jalur  uap  utama.  Data  masukan kebocoran  uap  diambil  dari  dokumen  desain  AP1000  [6]  berupa  data  pelepasan  massa  dan  entalpi dalam  bentuk  tabel  selama  1000  detik  seperti  ditunjukkan  dalam  bentuk  grafik  pada  Gambar  3. Parameter  yang  akan  dibandingkan  adalah  respon  sungkup  terhadap  perubahan  tekanan  atmosfir sungkup.  Kondisi  awal  untuk  tekanan  atmosfir  sungkup  adalah  0,108  MPa  abs  dengan  temperatur internal 48,89 ºC.

## Gambar 3: Data lepasan uap ke atmosfir sungkup [7]

## HASIL DAN PEMBAHASAN

## Nodalisasi Sungkup
Hasil  pengolahan  data  teknis  sungkup  AP1000  ditunjukkan  sebagai  nodalisasi  sungkup  pada Gambar  4.  Komponen  hidrodinamika  terdiri  dari  6  komponen  ruang  bagian  dalam sungkup  dan  7 komponen  bagian  luar  sungkup  yang  memodelkan  saluran  udara.  Dinding  baja  sungkup  sebagai struktur pemindah kalor dibagi menjadi 3 bagian sebagai media perpindahan kalor antara bagian dalam sungkup  dan  saluran  udara  yang  mengalir  ke  atas.  Saluran  udara  ke  bawah  dimodelkan  secara adiabatik karena tidak ada perpindahan kalor dengan ruang dalam sungkup.
Gambar 4: Hasil nodalisasi sungkup AP1000 dengan bocoran uap
Data  terekayasa  yang  memodelkan  nodalisasi  sungkup  sebagian  disajikan  pada  Tabel  1  yang  terdiri dari tipe model hidrodinamika dan parameter kondisi awal (tekanan, temperatur, thermodynamic state ) serta model struktur pemindah kalor pada dinding baja sungkup.
Tabel 1: Data terekayasa nodalisasi sungkup
Komponen sungkup Tipe model hidrodinamika Kondisi awal Tekanan (MPa abs), temperatur (ºC) Thermodynamic state Ruang sungkup kubah atas P-954 0,108 / 48,89 Gas (udara) Ruang sungkup tengah P-953 0,108 / 48,89 Gas (udara) Ruang sungkup bawah P-952 0,108 / 48,89 Gas (udara) Ruang sungkup dasar P-951 0,108 / 48,89 Gas (udara) Tangki IRWST P-950 0,188 / 48,89 Air dan gas (udara) Sumber bocoran uap TV-100 6,7 / 283,32 Uap Laju alir bocoran uap TJ-980 - Uap Inlet udara TV-971 0,1013 / 46,26 Gas (udara) Saluran udara arah bawah P-961 0,108 / 46,26 Gas (udara) Saluran udara arah atas P-962, P-963, P-964, SV-965 0,108 / 46,26 Gas (udara) Outlet udara TV-972 0,1011 / 46,26 Gas (udara) Model struktur pemindah kalor Dimensi bahan tipe Tebal (m) Temperatur awal (ºC) Dinding sungkup baja karbon Silinder 0,0444 49,04

## Validasi Hasil Perhitungan
Validasi  atau  perbandingan  hasil  dilakukan  dengan  menjalankan  input  deck  menggunakan RELAP5 selama 10.000 detik. Parameter hasil perhitungan yang dibandingkan adalah respon sungkup AP1000 yang terdapat pada dokumen desain berdasarkan masukan data bocoran uap pada Gambar 3. Gambar  5  menunjukkan  respon  tekanan  sungkup  yang  menghasilkan  tekanan  puncak  pada  kejadian
putusnya jalur uap berdasarkan perhitungan dengan WGOTHIC code [7], sementara Gambar 6 adalah hasil perhitungan RELAP5.
Gambar 5: Respon tekanan sungkup dari WGOTHIC code [7]
Gambar 6: Respon tekanan sungkup dari RELAP5
Hasil respon sungkup RELAP5 menunjukkan kenaikan tekanan sungkup yang lebih tinggi dari hasil dalam dokumen desain. Hal itu disebabkan karena pada saat kenaikan tekanan hingga lebih dari 8 psig, sinyal containment high-2 akan bekerja dan mengaktuaksi katup isolasi tangki PCCWST untuk mengalirkan  air  tangki  dan  mendinginkan  permukaan  dinding  sungkup.  Pada  pemodelan  RELAP5, fungsi pendinginan dengan PCCWST tidak dimodelkan sehingga perpindahan kalor hanya bergantung pada proses konduksi dinding baja dan konveksi ke udara sehingga tekanan puncak sungkup naik lebih tinggi  (  >  60  psig)  dan  turun  lebih  lambat.  Tekanan  sungkup  puncak  juga  melebihi  tekanan  desain sungkup  (  0,407  MPa  g  atau  59,0  psig)  sehingga  menunjukkan  tidak  memadainya  kemampuan perpindahan  panas  dari  dinding  sungkup  pada  kondisi  kejadian  awal  terkait.  Fenomena  di  atas  juga telah  divalidasi  pada  referensi  [8],  dimana  tekanan  puncak  melebihi  tekanan  desain  sungkup  pada kondisi  pendinginan  jangka  panjang  akibat  LOCA  sehingga  dibutuhkan  fungsi  pendinginan  dari pendingin tangki PCCWST.
Fenomena  kondensasi  uap  di  dalam  sungkup  dan  konveksi  alam  aliran  udara  luar  sungkup ditunjukkan pada Gambar 7 dan 8. Fenomena pada Gambar 7 dan 8 tidak dapat dibandingkan dengan hasil  dalam  dokumen  pembanding  karena  ketiadaan  data.  Pada  Gambar  7,  proses  kondensasi  uap ditunjukkan  dengan  adanya  laju  alir  kondensat  dan  naiknya  level  air  tangki  IRWST  karena menampung aliran kondensat.
Gambar 7: Perubahan laju alir udara dan kondensat dan level air IRWST
Gambar 8 menunjukkan karakter perubahan temperatur fluida dari dalam sungkup hingga ke saluran udara di luar sungkup yang diambil pada nodalisasi bagian tengah. Perbedaan tersebut menunjukkan adanya perpindahan kalor dari dari dalam sungkup, melalui dinding sungkup dan menuju saluran udara di luar sungkup.
Gambar 8: Perubahan temperatur ruang sungkup, dinding sungkup, dan udara
Hasil  perhitungan  juga  menunjukkan  stratifikasi  temperatur  fluida  sungkup  antara  bagian  atas (P-954), bagian tengah (P-953), dan bagian bawah (P-952). Stratifikasi temperatur juga diperoleh pada dinding bejana sungkup dan saluran udara, dimana temperatur pada bagian atas lebih tinggi daripada temperatur bagian bawah. Stratifikasi temperatur saluran udara tersebut konsisten dengan adanya aliran konveksi alam udara yang ditunjukkan  pada Gambar 7 akibat perbedaan densitas udara antara bagian atas  dan  bawah.    Hasil  simulasi  juga  menunjukkan  pentingnya  perbedaan  tekanan  inlet  dan outlet udara, dimana semakin tinggi perbedaan tekanan udara antara inlet dan outlet akan menaikkan aliran konveksi alam dari udara.

## KESIMPULAN
Pemodelan  sungkup  AP1000  menggunakan  RELAP5  telah  dapat  menunjukkan  fenomena perpindahan  panas  dari  dalam  sungkup  sebagai  bagian  dari  PCS  ke  udara  luar  dan  kemampuan sungkup  dalam  menurunkan  tekanan  dan  temperatur  ruang  sungkup  secara  pasif.  Pada  kejadian bocoran  uap  dengan  data  laju  alir  yang  sama,  terdapat  perbedaan  pada  perubahan  tekanan  sungkup dengan  dokumen  pembanding  AP1000.  Perbedaan  tersebut  disebabkan  oleh  tidak  dimodelkannya pendinginan sungkup melalui pembasahan dinding sungkup dari tangki PCCWST yang terletak di atas bejana  sungkup  ketika  tekanan  sungkup  naik  ke  nilai  aktuasi,  sehingga  tekanan  sungkup  melebihi tekanan desain sungkup.

## DAFTAR PUSTAKA
1. Jose N.  Reyes. AP600  and  AP1000  passive  safety  system  design  and  testing  in  APEX. presented in IAEA-ICTP natural circulation training course; Trieste, Italy; 25-29 June 2007
2. T.L.  Schulz. Westinghouse  AP1000  advanced  passive  plant. Nuclear  Engineering  and Design . 2006; 236: 1547–1557.
3. Andi  Sofrany  E,  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, 1:50-62.
4. Andi  Sofrany  E, 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; 14:2:76 - 90.
5. W.T. Sha, et al,. Analysis of large-scale test for AP-600 passive containment cooling system. Elsevier-Nuclear Engineering and Design; 2004
6. Westinghouse Electric Co. AP-1000 european design control document; Chapter 3: Reactor, EPS-GW-GL-700 Revision 0; 2009
7. Westinghouse  Electric Co.  AP-1000  european  design  control  document,  Chapter  6: Engineered Safety Features, EPS-GW-GL-700 Revision 0; 2009
8. Farzad Choobdar Rahim,  et al,. Numerical  modeling of LOCA accident in AP1000 reactor containment. Australian Journal of Basic and Applied Sciences. 2011 5(5): 482-495.
9. J. Yang, et al,. Simulation and analysis on 10-inch cold leg small break LOCA for AP1000. Annals of Nuclear Energy. 2012; 46: 81-89.
10. Westinghouse  Electric Co. AP1000  nuclear  power  plant:  Coping  with  station  blackout, Westinghouse Non-Proprietary Class 3; 2011.