## VERIFIKASI KECELAKAAN HILANGNYA ALIRAN AIR UMPAN PADA REAKTOR DAYA PWR MAJU
Andi Sofrany Ekariansyah, Surip Widodo, Susyadi, D.T. Sony Tjahyani, Hendro Tjahjono Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, BATAN Email: andi_se@batan.go.id
Diterima editor  12 Maret 2012 Disetujui untuk publikasi 02 Mei 2012

## ABSTRAK
VERIFIKASI  KECELAKAAN  HILANGNYA  ALIRAN  AIR  UMPAN  PADA  REAKTOR  DAYA PWR  MAJU .  AP1000  adalah  reaktor  daya  PWR  maju  dengan  daya  listrik  1154  MW  yang  didesain berdasarkan  kinerja  teruji  dari  desain  PWR  lain  oleh Westinghouse .  Untuk  mempersiapkan  peran  Pusat Teknologi  Reaktor  dan  Keselamatan  Nuklir  sebagai  suatu Technical Support  Organization (TSO) dalam  hal verifikasi  keselamatan, telah  dilakukan  kegiatan  verifikasi  keselamatan  untuk  AP1000  yang  dimulai  dengan verifikasi kecelakaan kegagalan pendingin sekunder. Kegiatan dimulai dengan pemodelan fitur keselamatan teknis yaitu sistem pendinginan teras pasif yang terdiri dari sistem Passive Residual Heat Removal (PRHR ) , tangki core  makeup  tank (CMT),  dan  tangki In-containment  Refueling  Water  Storage  Tank (IRWST). Kecelakaan  kegagalan  pendingin  sekunder  yang  dipilih  adalah  hilangnya  aliran  air  umpan  ke  salah  satu pembangkit  uap  yang  disimulasikan  menggunakan  program  perhitungan  RELAP5/SCDAP/Mod3.4. Tujuan analisis adalah  untuk  memperoleh sekuensi perubahan parameter termohidraulika reaktor akibat  kecelakaan dimana  hasil  analisis  yang  diperoleh  divalidasi  dan  dibandingkan  dengan  hasil  analisis  menggunakan program  perhitungan  LOFTRAN  di  dalam  dokumen  desain  keselamatan  AP1000.  Hasil  verifikasi menunjukkan  bahwa  kejadian  hilangnya  suplai  air  umpan  tidak  berdampak  pada  kerusakan  teras,  sistem pendingin  reaktor,  maupun  sistem  sekunder.  Penukar  kalor  PRHR  telah  terverifikasi  kemampuannya  dalam membuang  kalor  peluruhan  teras  setelah  trip  reaktor.  Hasil  validasi  dengan  dokumen  pembanding menunjukkan  kesesuaian  pada  sebagian  besar  parameter  termohidraulika.  Secara  umum,  model  PWR  maju yang  dilengkapi  dengan  sistem  pendinginan  teras  ciri  pasif  yang  telah  dikembangkan  tetap  selamat  ketika terjadi kecelakaan kehilangan aliran pendingin sekunder. Kata kunci: Verifikasi, hilangnya aliran air umpan, AP1000

## ABSTRACT VERIFICATION  ON  LOSS  OF  MAIN  FEEDWATER  FLOW  ACCIDENT  OF  ADVANCED  PWR.
AP1000 is  a PWR power reactor with 1154 MW of  electrical  power that  is  designed based  on  the proven performance of the other Westinghouse PWR designs. To prepare the role of Center for Reactor Technology and  Nuclear  Safety as a Technical Support Organization  (TSO)  in  terms  of reactor  safety  verification, the verification activities have  been carried  out for  the AP1000 that  begins with failure  of  secondary  coolant accident verification. The  activity  started  with the  technical safety  features modeling  such  as passive core cooling system consisting of a Passive Residual Heat Removal system (PRHR), Core Makeup Tank (CMT), and In-containment  Refueling Water Storage Tank (IRWST).  The  failure  of  secondary  coolant accident selected  is  the  loss  of main  feedwater  flow to  one  of the  steam generator simulated using the  calculation program RELAP5/SCDAP/Mod3.4. The  objective  of  analysis  is  to  obtain  sequences  of  changes  in  the thermalhydraulic parameters in the reactor due to the selected event. Analysis results obtained are validated and  compared  with the  analysis  results  using  the  calculation program LOFTRAN  in  the AP1000 safety design  document. The  verification  results show that  the  loss  of feed-water supply has  no  impact  on core damage, the reactor coolant system, as well as secondary systems. The ability of heat exchanger PRHR has been verified to dissipate decay heat of the core after reactor trip. Validation with the AP1000 safety design document  shows compliance on  most thermal  hydraulic  parameters. In  general,  the  advanced PWR model equipped with passive core  cooling system  that  has  been  developed remains  safe in  the  event  of loss  of secondary coolant flow accident.
Keywords: Verification, loss of feed water flow, AP1000

## PENDAHULUAN
Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) tipe Pressurized Water Reactor (PWR) adalah tipe PLTN yang paling banyak dibangun saat ini. Dari total 435 PLTN di dunia, 270 di antaranya (61 %) adalah tipe PWR (data aktual tanggal 02 Februari 2012) dengan kontribusi output daya listrik sekitar 67 % [1]. Seluruh tipe  PWR  yang  beroperasi saat  ini adalah dari  Generasi  II  yang  dibangun  hingga akhir  tahun  1990  an.  Pengembangan  dari  Generasi  II  adalah  Generasi  III  yang  menitikberatkan perbaikan  pada  teknologi  bahan  bakar,  efisiensi  termal,  penggunaan  sistem  keselamatan  pasif  dan desain terstandarisasi.
Saat  ini  terdapat  hanya  satu  tipe  PWR  Generasi  III  yaitu Advanced  PWR (APWR)  yang dikembangkan oleh  Mitsubishi  Heavy  Industries dan  direncanakan akan dibangun di tapak  Tsuruga, Jepang.  Pengembangan  PWR  Generasi  III  adalah  Generasi  III+  dengan  perbaikan  pada  aspek keselamatan  dan  keekonomian  dimana  saat  ini  terdapat  lima  tipe  PWR  Generasi  III + yaitu  AP1000, European  Pressurized  Reactor (EPR),  APR-1400,  US-APWR,  dan  VVER-1200.  AP1000  dari Westinghouse Electric Company yang telah menerima persetujuan desain akhir dari US - NRC [2] dan telah memperoleh kontrak pembangunan di Cina untuk konstruksi 12 unit hingga tahun 2015 [3, 4]. APR-1400 dari Korea juga telah memperoleh kontrak pembangunan di Uni Emirat Arab sebanyak 4 unit.
AP1000  adalah  PWR  dengan  dua  untai  pendingin  yang  didesain  untuk  menghasilkan  energi listrik  1154  MWe  dan  didesain  berdasarkan  kinerja  teruji  dari  PWR  lain  yang  dibuat  oleh Westinghouse . Desain AP1000 berdasarkan kinerja teruji dan dalam proses konstruksi tersebut di atas tentu akan menjadi pertimbangan bila dikaitkan dengan PP No. 43 / 2006 mengenai Perijinan Reaktor Nuklir  dimana  salah  satu  syarat  reaktor  daya  nuklir  yang  akan  dibangun  di  Indonesia  adalah berdasarkan  teknologi  teruji. Untuk  menguji  tingkat  keselamatan  desain  AP1000  terutama  untuk mendukung  fungsi Technical  Support  Organization (TSO)  dalam  hal  verifikasi  keselamatan,  sejak tahun  2010  ini  telah  dilakukan  tahapan  kegiatan  verifikasi  di  Pusat  Teknologi Reaktor  dan Keselamatan  Nuklir (PTRKN)-BATAN  yang  dimulai  pengembangan  model  AP1000  dengan  tujuan untuk verifikasi parameter termohidraulika pada kondisi tunak [5]. Model tersebut merupakan model termohidraulika  yang  dikembangkan  menggunakan  perangkat  lunak  RELAP5/SCDAP/Mod3.4. Kegiatan  selanjutnya  adalah  modifikasi  model  tersebut  dengan  pemodelan  beberapa  sistem keselamatan pasif untuk dapat digunakan dalam simulasi kecelakaan kegagalan pendingin [6].
Makalah ini disusun berdasarkan kegiatan yang dilakukan pada referensi [6] dengan fokus pada pemodelan  sistem  keselamatan  pasif  dan  kegiatan  analisis  kecelakaan  yaitu  kecelakaan  hilangnya aliran  air umpan  pendingin sekunder  pada reaktor daya  maju  AP1000. Kejadian  hilangnya aliran air umpan ke salah satu pembangkit uap pada AP1000 adalah salah satu dari dua kejadian yang termasuk dalam  kategori  kegagalan  pendingin  yang  menyebabkan  penurunan  pembuangan  panas  oleh  sistem sekunder.  Kejadian  lainnya  adalah  patahnya  pipa  suplai  air  umpan  yang  menyuplai  dua  pembangkit uap.  Simulasi  dan  analisis  yang  berhubungan  dengan  pemodelan  reaktor  AP1000  dan  sistem keselamatan pasifnya telah dilakukan oleh pihak lain namun pada kejadian berbeda yaitu kecelakaan hilangnya  pendingin  ukuran  kecil  ( small  break LOCA)  seperti  terlihat  pada  referensi  [7].  Pada referensi  tersebut,  hasil  simulasi  yang  diperoleh  dari  program  perhitungan  RELAP5  dibandingkan dengan hasil simulasi dari program perhitungan NOTRUMP.
Tujuan  analisis  adalah  untuk  memperoleh  sekuensi  perubahan  parameter  termohidraulika reaktor akibat kecelakaan dan perbandingan hasil dengan dokumen pembanding, terutama pada bagian analisis  kecelakaan  [8].  Untuk  memperoleh  sekuensi  yang  diharapkan,  diperlukan  penambahan pemodelan  sistem  keselamatan  pasif  pada  model  reaktor  AP1000  yang  sudah  ada  yang  terdiri  dari sistem pembuangan kalor peluruhan pasif ( Passive Residual Heat Removal System /PRHR) dan sistem injeksi pendingin berupa injeksi dari tangki makeup teras ( Core Makeup Tank /CMT) sebagai bagian dari  fitur  keselamatan  teknis.  Pemodelan  dan  simulasi  kecelakaan  dilakukan  dengan  paket  program
termohidraulika  yang  sama  dengan  kegiatan  sebelumnya  yaitu  RELAP5/SCDAP/Mod3.4  untuk dibandingkan dengan hasil simulasi dalam dokumen pembanding menggunakan program perhitungan LOFTRAN.  Kejadian  hilangnya  aliran  air  umpan  dimodelkan  dengan  kondisi  yang  sama  dengan analisis  keselamatan  dalam  dokumen  pembanding  yaitu  terjadi  pada  salah  satu  untai  pendingin sekunder.  Selain  itu  sekuensi  aktuasi  sistem  proteksi  dan  sistem  keselamatan  disesuaikan  dengan sekuensi kejadian dalam dokumen pembanding dimana nilai setpoint dan waktu tunda mengacu pada spesifikasi teknis yang tersedia. Diharapkan dengan penyamaan kondisi awal dan kondisi pemodelan di  atas  dapat  diperoleh  hasil  simulasi  dan  hasil  analisis  yang  mendekati  dengan  hasil  analisis dalam dokumen pembanding.

## TEORI

## Karakteristika Termohidraulika AP1000
Teras  reaktor  AP1000  menghasilkan  daya  termal  3400  MW,  ditambah  daya  kerja  yang dihasilkan  dari  pengoperasian  empat  pompa  pendingin  utama  sebesar  15  MW.  Keseluruhan  daya tersebut  digunakan  untuk  menaikkan  temperatur  pendingin  teras  di  dalam  bejana  reaktor  dari temperatur nominal (T in ) 279 ºC ke temperatur outlet teras (T out ) 324 ºC pada tekanan sistem nominal sebesar  15,513  MPa  yang  dikendalikan  oleh  satu  pressurizer.  Energi  kalor  yang  terdapat  dalam pendingin  reaktor  dengan  volume  total  271,8  m 3 disirkulasikan  melalui  dua  lengan panas  ( hot  leg ) dengan debit aliran nominal masing-masing sebesar 40347,57 m 3 /jam menuju ke dua pembangkit uap. Di  dalam  pembangkit  uap,  energi  kalor  tersebut  digunakan  seluruhnya  untuk  mengubah  fase  air pendingin sekunder menjadi fase uap sehingga temperatur pendingin primer turun ke nilai T cold awal dan disirkulasikan oleh empat pompa pendingin utama melalui empat lengan dingin ( cold leg ) dengan debit aliran nominal masing-masing sebesar 17886 m 3 /jam kembali ke bejana reaktor. Di sisi sekunder dari  setiap  pembangkit  uap,  daya  termal  sebesar  1707,5  MW  digunakan  untuk  mengubah  fase pendingin sekunder dari fase cair pada temperatur nominal 226,67 ºC ke fase uap dengan temperatur sama pada tekanan keluaran sebesar 5,76 MPa dan laju alir uap sebesar 3397,4 ton/jam untuk dialirkan ke turbin.
Berdasarkan  karakteristika  pada  kondisi  normal  di  atas,  penurunan  atau  kehilangan  kapasitas pendingin sekunder  akan  mempengaruhi  kondisi sistem  pendingin  primer,  dimana energi  kalor  yang tersedia  pada  sistem  primer  tidak  dapat  dibuang  secara  memadai.  Pada  kondisi  teras  reaktor  terus membangkitkan  kalor  melalui  proses  fisi  nuklir,  kalor  terbangkitkan  tersebut  akan  semakin menghabiskan inventori pendingin sistem sekunder yang dapat dilihat antara lain dari penurunan level air sekunder pembangkit uap akibat produksi uap secara berkelanjutan ke turbin. Dari sisi teras reaktor, peningkatan  pembangkitan  kalor  yang  tidak  terbuang  secara  memadai  akan  mempengaruhi perpindahan kalor dari bahan bakar ke pendingin, yang pada akhirnya meningkatkan temperatur bahan bakar. Batasan keselamatan yang harus diperhatikan adalah Departure from Nucleate Boiling (DNB) tidak boleh terjadi selama kondisi operasi normal maupun kondisi transien sehingga perpindahan kalor dari  kelongsong  bahan  bakar  ke  pendingin  reaktor  harus  tetap  terjaga.  Pada  AP1000,  Rasio  DNB (DNBR) yang didefinisikan sebagai perbandingan antara fluks kalor DNB dengan fluks kalor aktual, nilai minimumnya pada kondisi nominal operasi dibatasi sebesar 2,8 sementara pada kondisi transien adalah  1,25.  Batasan  keselamatan  lainnya  adalah  temperatur  bahan  bakar,  dimana  pada  AP1000 temperatur leleh bahan uranium dioxida sebesar 2804 ºC tidak boleh terlampaui pada kondisi normal maupun transien [9].

## Karakteristika Sistem Pendinginan Teras Pasif AP1000
Untuk  melindungi  masyarakat  dari  kejadian  pelepasan  produk  fisi  radioaktif  dari  sistem pendingin reaktor, AP1000 dilengkapi dengan fitur keselamatan teknis ( Engineered Safety Features /
ESF)  yang  berfungsi  untuk  melokalisasi,  mengendalikan,  memitigasi,  dan  mematikan  kejadian kecelakaan  dan  untuk  menjaga  tingkat paparan  radiasi  ke  masyarakat  tetap  di  bawah  batasan  dan panduan yang berlaku, seperti 10 CFR 50.34. Salah satu bagian dari ESF pada AP1000 adalah sistem pendinginan teras pasif ( Passive core cooling system /PXS) yang berfungsi sebagai pendinginan teras darurat setelah kejadian dasar desain terpostulasi [10]. Pendinginan teras darurat dicapai dalam bentuk makeup dan borasi, injeksi keselamatan ke sistem pendingin reaktor, dan pembuangan kalor peluruhan teras saat kejadian transien atau kecelakaan [11].
Pada  kejadian  kecelakaan  kehilangan  pendingin  sekunder,  fungsi  PXS  yang  diharapkan berperan  adalah  fungsi  injeksi  keselamatan  dan  fungsi  pembuangan  kalor  peluruhan  teras.  Sebagai fungsi injeksi keselamatan, PXS menggunakan tiga sumber air untuk menjaga pendinginan teras yang terdiri  dari  dua  tangki makeup teras  ( Core  makeup  tanks /CMTs),  dua  akumulator,  dan  satu  tangki penampung air pengisian bahan bakar di dalam pengungkung ( In-containment refueling water storage tank /IRWST). Sumber-sumber injeksi tersebut langsung terhubung ke dua nosel di bejana reaktor. Air injeksi untuk jangka panjang diperoleh melalui gaya gravitasi dari IRWST yang terletak di atas untai sistem  pendingin  reaktor.  Gambar  1  menampilkan  skema  PXS  dalam  fungsinya  sebagai  penginjeksi keselamatan. Untuk kondisi transien kehilangan pendingin sekunder, injeksi air pendingin dari tangki IRWST dan akumulator diharapkan tidak bekerja.

## Gambar 1. Skema PXS dalam fungsinya sebagai penginjeksi keselamatan [10]
Untuk  memenuhi  fungsi  pembuangan  kalor  peluruhan  teras,  PXS  dilengkapi  dengan  satu penukar kalor yang membuang kalor sisa dari teras secara pasif ( Passive residual heat removal heat exchanger /PRHR-HX)  dengan  air  pendingin  di  tangki  IRWST  berfungsi  sebagai  penerima  energi kalor  ( heat  sink ).  PRHR-HX  terhubung  ke  salah  satu  untai  pendingin  primer  baik  pada  jalur  inlet maupun  outletnya.  Sistem  tersebut  terutama  untuk  memenuhi  kriteria  keselamatan terhadap  kejadian transien yang mengganggu suplai air umpan pada pembangkit uap maupun sistem uap. Air pendingin IRWST  akan  menyerap  kalor  peluruhan  selama  lebih  dari  satu  jam  sebelum  air  tersebut  mulai mendidih  dan  uap  yang  terbentuk  dialirkan  ke  pengungkung.  Uap  tersebut  akan  terkondensasi  oleh pendinginan  pada  baja  bejana  pengungkung  dan  kembali  mengalir  secara  alami  ke  dalam  IRWST. Gambar 2 menunjukkan skema PXS dalam fungsinya sebagai pembuang kalor peluruhan teras.

## Gambar 2. Skema PXS dalam fungsinya sebagai pembuang kalor peluruhan teras [10]

## TATA KERJA SIMULASI KEJADIAN HILANGNYA ALIRAN AIR UMPAN

## Pemodelan Sistem Pendinginan Teras Secara Pasif  (PXS)
Untuk  keperluan simulasi  kejadian  hilangnya aliran  air  umpan,  dua  komponen  sebagai  bagian dari  PXS  harus  dimodelkan  dan  ditambahkan  ke  dalam  model  dasar  AP1000  yang  diperoleh  dari penelitian sebelumnya [5]. Kedua model tambahan itu adalah sistem PRHR, satu tangki IRWST, dan dua tangki  CMT,  dimana  nodalisasi  AP1000 dengan tambahan sistem  pendingin teras pasif tersebut ditunjukkan pada  Gambar  3.  Sistem  PRHR  terdiri dari penukar  kalor tipe C-Tube yang  terendam  di dalam  tangki  IRWST  yang  berisi  air  pendingin  berkandungan  asam  borat  ( borated  cooling  water ). Penukar kalor PRHR menyediakan pembuangan kalor pendingin primer melalui jalur sirkulasi alam. Air  temperatur  tinggi  mengalir  secara  alami  melalui  jalur  inlet  PRHR  yang  terhubung  ke  salah  satu lengan panas dan memasuki tubesheet dari penukar kalor PRHR pada tekanan dan temperatur sistem primer  reaktor.  Pembuangan  kalor  terjadi  dengan  cara  pendidihan  pada  permukaan  luar tubes . Pendingin primer bertemperatur rendah mengalir kembali ke untai primer melalui bagian bawah dari pembangkit  uap.  Karena  terhubung  dengan  sistem  primer  reaktor,  maka  PRHR  beroperasi  pada tekanan sistem reaktor dimana terjadi aliran sirkulasi alam fase tunggal. Pada kondisi operasi normal reaktor, pipa keluar ( outlet ) penukar kalor diisolasi oleh dua katup berbasis operasi udara tekan ( air- operated valve /AOV) untuk mencegah interaksi air pendingin dalam pipa dengan sistem reaktor. Salah satu  katup  tersebut  baru  akan  membuka  secara  otomatis  saat  hilangnya  tekanan  udara katup  yang terjadi ketika level air pembangkit uap turun melampaui nilai tertentu. Saat beroperasi, penukar kalor PRHR akan mendinginkan sistem pendingin reaktor hingga temperatur 215,56 ºC dalam waktu 36 jam dengan atau tanpa pompa primer. Pemodelan PRHR serta uji fungsinya telah divalidasi pada referensi [11]
Komponen  lainnya  adalah  dua  tangki  CMT  yang  didesain  untuk  menggantikan  sistem  injeksi keselamatan  tekanan  tinggi  pada  PWR  konvensional  (Generasi  II).  Setiap  tangki  baja  CMT  dengan volume  besar  memiliki  jalur  penghubung  dari  salah  satu  lengan  dingin  sistem  pendingin  reaktor  ke bagian  atas  tangki  sebagai  jalur  inlet  dan  dari  bagian  bawah  tangki  ke  nosel  injeksi  bejana  secara langsung  ( direct  vessel  injection /DVI)  sebagai  jalur outlet . Nosel  DVI  merupakan  jalur  injeksi langsung  ke  bagian  downcomer  dari  bejana  reaktor.  Setiap  tangki  berisi  air  dingin  berborat  dengan katup  inlet  yang  dijaga  pada  posisi  terbuka  sehingga  tekanan  tangki  sama  dengan  tekanan  sistem pendingin primer. Katup  outlet tangki CMT  dijaga pada  kondisi tertutup  untuk  mencegah terjadinya
sirkulasi alam saat operasi normal reaktor. Dengan demikian aliran sirkulasi alam hanya akan terjadi bila katup outlet dibuka, dimana air dingin borat mengalir langsung ke dalam bejana reaktor dan fluida primer lengan dingin mengalir ke atas masuk ke bagian atas tangki CMT.
Gambar 3. Nodalisasi AP1000 dengan sistem pendinginan teras pasif

## Penetapan Kondisi Awal Simulasi dan Asumsi Yang Digunakan.
Kondisi awal simulasi diperlukan untuk menentukan sekuensi kejadian setelah kejadian pemicu dan hasil output dari simulasi. Asumsi dan kondisi awal yang digunakan dalam simulasi adalah:
- Terjadi  kegagalan  pompa  air  umpan  utama  ( main  feedwater  pump ) pada  salah  satu  untai sekunder yang menyuplai air umpan ke satu pembangkit uap.
- Pada kondisi normal, pompa air umpan startup akan langsung bekerja untuk menggantikan fungsi pompa air umpan utama, namun pada kejadian selanjutnya pompa air umpan startup diasumsikan mengalami kegagalan.
- Reaktor beroperasi pada daya 102 % dari daya termal nominal.
- Trip reaktor dari sinyal level celah sempit ( narrow range ) pembangkit uap  rendah.
- Pembuangan uap melalui bypassing ke kondenser tidak tersedia.
- Fungsi keselamatan untuk membuang kalor peluruhan teras adalah penukar kalor PRHR.
- Pelepasan uap sistem sekunder dicapai melalui katup keselamatan pembangkit uap.
- Pompa  pendingin  reaktor  utama  tetap  berfungsi  sampai  berhenti  otomatis  bersamaan dengan aktuasi tangki CMT.
Simulasi  dengan  penetapan  kondisi  awal  dan  asumsi  di  atas  bertujuan  untuk  menunjukkan kemampuan  sistem  proteksi  dan  pemantauan  keselamatan  AP1000  dan  kemampuan  sistem keselamatan pasif dalam membuang kalor peluruhan teras reaktor secara jangka panjang.

## Aktuasi Sistem Proteksi dan Fitur Keselamatan Teknis.
Sistem  proteksi dan  pemantauan  keselamatan  AP1000  berfungsi  untuk  mendeteksi  kondisi instalasi  di  luar  batas  normal  dan  mengaktuasi  fungsi  keselamatan  yang  diperlukan  untuk  mencapai dan  menjaga  instalasi  pada  kondisi  padam  aman  ( safe  shutdown  condition ).  Aktuasi  sistem  proteksi reaktor,  seperti  trip  reaktor,  dan  fitur  keselamatan  teknis  dilakukan  melalui  sistem  proteksi  dan
pemantauan  keselamatan  bila setpoint sistem  keselamatan  dicapai  untuk  parameter  instalasi  tertentu. Tabel  1  berisi  rincian setpoint sistem  proteksi  dan  pemantauan  keselamatan  AP1000  yang  harus ditambahkan dalam data masukan untuk menentukan sekuensi kecelakaan hilangnya aliran air umpan. Pada tabel tersebut, waktu tunda atau delay time untuk aktuasi katup jalur penukar kalor PRHR sebesar 62  detik  dan  katup  isolasi  tangki  CMT  sebesar  17  detik  disesuaikan  dengan  hasil  analisis  sekuensi kejadian berdasarkan referensi [8].
Tabel 1. Rincian setpoint sistem proteksi dan pemantauan keselamatan Fungsi Proteksi Sinyal Aktuasi Variabel Aktuasi ( Trip Setpoint ) Trip reaktor Level  celah  sempit  pembangkit  uap ( narrow range ) rendah  (2 detik waktu tunda) [8] Trip  pompa  air  umpan  (selain  untai yang gagal) Trip reaktor - Trip pompa pendingin primer Aktuasi safeguard : Temperatur  lengan  dingin  sistem primer  ( T cold ) rendah  ,78 °C [11] (15 detik waktu tunda) [8] Aktuasi MSIV (tutup) T cold rendah  ,78 °C [12] Trip turbin Trip reaktor - Katup keselamatan pressurizer buka-tutup Tekanan pressurizer 03D buka)  17.098 MPa (tutup) [13] Katup keselamatan uap utama buka- tutup Tekanan pembangkit uap 03D buka)  8.10 MPa (tutup) [14] Katup jalur PRHR buka Level  celah  sempit  pembangkit  uap ( narrow  range )  rendah  dan  aliran pompa air umpan startup rendah  [12] (asumsi  62 detik  waktu tunda dari kegagalan pompa air umpan startup ) Katup isolasi CMT buka Aktuasi safeguard : Temperatur  lengan  dingin  sistem primer ( T cold ) rendah & [12] (17 detik waktu tunda)
Gambar 4 menunjukkan diagram alir rencana simulasi yang menggambarkan sekuensi kejadian yang diharapkan dan aktuasi sistem proteksi dan sistem keselamatan yang berkaitan.
Gambar 4. Diagram alir sekuensi kejadian dan aktuasi sistem proteksi dan sistem keselamatan

## HASIL DAN PEMBAHASAN

## Hasil Simulasi Kondisi Tunak
Sebelum  dilakukannya  simulasi  kondisi  kecelakaan,  dilakukan  simulasi  kondisi  tunak  selama waktu  tertentu  untuk  menunjukkan  kestabilan  parameter  kondisi  awal.  Tabel  2  menunjukkan parameter  kondisi  awal  setelah  100  detik  simulasi  berupa  daya  reaktor,  temperatur  inlet  dan outlet teras, tekanan sistem pendingin reaktor, laju alir lengan panas dan dingin per untai, laju alir uap total, tekanan uap pada outlet pembangkit uap, temperatur air umpan pada inlet pembangkit uap, dan kalor total yang dipindahkan dari sistem primer ke sistem sekunder.
Tabel 2. Nilai operasi nominal parameter reaktor kondisi tunak
Parameter Reaktor Nilai Operasi Nominal RELAP5 Data Desain Daya reaktor (MWth) 3473,8 3400 Temperatur inlet/outlet teras (ºC) 292,22/327,98 280,67/323,33 Tekanan sistem pendingin reaktor (MPa) 15,935 15,45 Laju alir lengan panas / dingin (kg/detik) 8809,9/4404,8 7696,10/3848,0 Laju alir uap total (kg/detik) 1930,35 1887,44 Tekanan uap pembangkit uap (MPa) 6,077 5,76 Temperatur air umpan (ºC) 226,67 226,67 Laju alir air umpan (kg/detik) 966,0 943,72 Perpindahan kalor total dari primer ke sekunder (daya teras dan daya pompa primer) (MWt) 3490,4 3415
.(*$*$/$13203$$,5803$13$'$6$/$+6$78817$,6(.81'(5 6XSODLDOLUDQNHSHPEDQJNLWXDSEHUNXUDQJ /HYHODLUSHPEDQJNLWXDS Level air  21 % Sinyal trip reaktor
Temperatur lengan dingin (T cold ) turun Daya reaktor turun T cold & x Isolasi jalur uap,
x Trip pompa pendingin primer
x Trip turbin,
x Bypass kondenser l Sinyal aktuasi pompa air umpan startup (tapi gagal beroperasi) Sinyal katup isolasi CMT buka Sinyal katup isolasi PRHR buka Perubahan termohidraulika sistem primer
dan sekunder x Katup keselamatan pressurizer buka-tutup
x Katup keselamatan pembangkit uap buka-tutup
Keluaran simulasi juga menghitung rasio fluks kalor kritis dan fluks kalor aktual pada kanal kalor di bagian teras reaktor. Pada model AP1000, kanal kalor teras mewakili kanal-kanal pendingin di antara  satu  perangkat  bahan  bakar  teras.  Hasil  rasio  fluks  kalor  kritis  dan  fluks  kalor  aktual digunakan  untuk  mengetahui  nilai  DNBR  pada  kondisi  tunak  maupun  transien  dan  hasil perhitungan awal menunjukkan nilai DNBR minimum adalah 1,32. Hasil tersebut belum divalidasi karena  belum  mempertimbangkan  faktor  teknis  lainnya  dalam  perhitungan  DNBR  namun  tetap akan dianalisis perubahannya selama simulasi kondisi kecelakaan.

## Hasil Simulasi Kondisi Kecelakaan
Tabel 3 menunjukkan sekuensi kejadian per waktu untuk kasus hilangnya suplai air umpan ke salah satu pembangkit uap dihitung setelah 100 detik simulasi kondisi tunak. Sekuensi kejadian hasil perhitungan  menggunakan  RELAP5  dibandingkan  dengan  data  desain  AP1000  berupa  hasil perhitungan menggunakan LOFTRAN seperti terdapat pada dokumen pembanding [8]. Hasil analisis dalam  dokumen  pembanding  diperoleh  menggunakan  versi  termodifikasi  dari  LOFTRAN  code  [15] dan ditulis dalam WCAP-15644 [16].
Tabel 3. Sekuensi waktu untuk kejadian hilangnya suplai air umpan
No. Kejadian Waktu (detik) LOFTRAN RELAP5 1. Air umpan hilang 0,0 0,0 2. Sinyal level air celah sempit pembangkit uap rendah untuk trip reaktor 60,4 66,5 3. Batang kendali turun 62,4 68.5 4. Katup keselamatan pembangkit uap membuka 80,0 76,0 5. Aktuasi penukar kalor PRHR dari sinyal air pembangkit uap rendah (62 detik waktu tunda dari sinyal level air pembangkit uap rendah) 122,4 128,5 6. Katup keselamatan pembangkit uap menutup 134,0 299,0 7. Temperatur lengan dingin mencapai setpoint T cold rendah 1144,6 2061,9 8. Trip pompa pendingin reaktor dari sinyal “S” T cold rendah 1150,6 2076,9 9. Isolasi jalur uap dari sinyal “S” T cold rendah 1156,6 2073.9 10. Aktuasi CMT dari sinyal “S” T cold rendah 1161,6 2078.9 11. Katup keselamatan pressurizer membuka 3490,0 39143,0 12. Katup keselamatan pressurizer menutup 17702,0 58711,0 13. Kesetimbangan pembuangan kalor oleh penukar kalor PRHR dengan kalor peluruhan ~ 17620,0  ~ 43000,0 14. Volume air pressurizer maksimum tercapai 19548,0  ~ 43000,0
Dari Tabel 3 terlihat bahwa sekuensi waktu untuk aktuasi sistem proteksi dan fitur keselamatan teknis setelah kejadian hilangnya aliran air umpan antara hasil simulasi menggunakan LOFTRAN dan RELAP5  menunjukkan  kemiripan. Kemiripan  waktu terutama terlihat pada  waktu  turunnya  level air umpan di pembangkit uap yang mempengaruhi terpicunya sinyal trip reaktor (No. 2 dan 3). Walaupun demikian  penurunan  temperatur  lengan  dingin  untuk  mencapai  nilai  sinyal  T cold rendah  setelah  trip reaktor terlihat  berbeda (No.7)  dimana pada RELAP5 lebih lambat. Perbedaan tersebut diperkirakan dari  perbedaan  kemampuan  pengambilan  kalor  peluruhan  oleh  model  penukar  kalor  PRHR  yang berbeda  dengan  data  desain  teknis.  Hal  tersebut  kemungkinan  juga  mempengaruhi  pencapaian kesetimbangan  kalor  antara  produksi  kalor  peluruhan  teras  dan  pembuangan  kalor  melalui  penukar kalor PRHR yang terjadi lebih lama. (No. 13). Dari sisi aktuasi sistem proteksi dan fitur keselamatan teknis,  kenaikan  tekanan  uap  pada  pembangkit  uap  setelah  trip  reaktor  mencapai  nilai  aktuasi  katup keselamatan  pembangkit  uap  sebesar  8,17 MPa  pada  kisaran  detik  ke-76 (No.  4). Kenaikan tekanan uap  tersebut  disebabkan  oleh  pemanasan berlebihan  karena  berhentinya  suplai  air  umpan  akibat  trip reaktor dan ditutupnya katup penghenti turbin, dan tidak berfungsinya pengalihan ( bypassing ) uap ke
kondensor.  Bekerjanya  katup  keselamatan  pembangkit  uap  dari  hasil  perhitungan  RELAP5 menunjukkan  kesesuaian  asumsi  dengan  perhitungan  LOFTRAN  setelah  kejadian  yaitu  tidak berfungsinya katup bypass ke kondenser setelah trip reaktor.
Tekanan primer di pressurizer sesuai perhitungan RELAP5 juga menunjukkan kenaikan hingga nilai  bukaan  katup  keselamatan pressurizer seperti  juga  terlihat  dari  hasil  perhitungan  LOFTRAN. Namun penyebab peningkatan tekanan primer dari kedua perhitungan kemungkinan berbeda.  Gambar 5 menunjukkan  perubahan  tekanan  primer  hasil  perhitungan  LOFTRAN,  sedangkan  Gambar  6 menunjukkan perubahan tekanan primer hasil perhitungan RELAP5. Dari hasil perhitungan RELAP5, kenaikan tekanan primer tertinggi hanya terjadi sebelum trip reaktor, untuk kemudian turun setelah trip reaktor  akibat  terjadinya  pendinginan  sistem  dari  pengambilan  kalor  oleh  penukar  kalor  PRHR  dan turun  drastis  ketika  pompa  pendingin  primer  berhenti  bekerja.  Kenaikan  tekanan  primer  terjadi  lagi setelah  masuknya  injeksi  pendingin  dari  tangki  CMT  ketika  tekanan  sistem  primer  turun  di  bawah tekanan tangki CMT. Perubahan tersebut berbeda dengan hasil perhitungan LOFTRAN pada Gambar 5, dimana tekanan primer masih naik hingga ke nilai bukaan katup keselamatan pressurizer, sementara pada Gambar 6 tekanan primer turun secara berkelanjutan. Kenaikan tekanan primer hingga ke nilai aktuasi katup keselamatan pressurizer terjadi bila tangki IRWST dibuat tertutup pada model RELAP5. Hal  itu  disebabkan  oleh  terjadinya  saturasi  tekanan  udara  IRWST  yang  mengakibatkan  penurunan kemampuan  pengambilan  kalor  sistem  primer  oleh penukar  kalor  PRHR  (Gambar  6 garis  terputus). Bila  tekanan  udara  IRWST  dihubungkan  dengan  ruang  pengungkung,  peningkatan  tekanan  IRWST yang mengarah ke penurunan pengambilan kalor oleh penukar kalor PRHR terjadi lebih lambat yang mengakibatkan  peningkatan  tekanan  sistem  primer  (Gambar  5  garis  penuh).  Kejadian  tersebut menunjukkan  perlunya  proses  resirkulasi  pendingin  pada  sistem  IRWST  secara  berkelanjutan  agar tidak  terjadi  peningkatan  tekanan  udara  IRWST  yang  menghalangi  fungsi  pengambilan  kalor  oleh penukar kalor PRHR secara jangka panjang dan mencegah keluarnya inventori sistem primer melalui katup  keselamatan pressurizer .  Hasil  di  atas  juga  menunjukkan  pentingnya  peranan  pengungkung (sungkup) sebagai buangan akhir perpindahan kalor dari tangki IRWST. Fungsi pengungkung sebagai bagian  dari  fitur  keselamatan  terekayasa  AP1000  diaplikasikan  sebagai  sistem  pendinginan pengungkung pasif ( passive containment cooling system /PCS), namun tidak dimodelkan dalam analsis ini [17].
Gambar 5. Perubahan tekanan primer hasil perhitungan LOFTRAN [8]

## Gambar 6. Perubahan tekanan primer hasil perhitungan RELAP5
Untuk mengetahui kontribusi penukar panas PRHR dan resirkulasi tangki CMT terhadap panas peluruhan  teras,  dilakukan  simulasi  tambahan  dengan  kasus  yang  sama  namun  tanpa  aktivasi  kedua sistem di atas. Gambar 7 menampilkan grafik perubahan tekanan primer yang diperoleh bila penukar panas  PRHR  dan  resirkulasi  tangki  CMT  tidak  bekerja.  Dari  grafik  tersebut  terlihat  kesamaan perubahan tekanan primer hingga pada kisaran detik ke-100, dimana batang kendali mulai jatuh untuk men-trip  reaktor.  Reaktivitas  negatif  dari  batang  kendali  menurunkan  daya  termal  reaktor  dan  juga tekanan  primer  hingga  ke  level  tertentu.  Namun  tekanan  primer  cenderung  tidak  berubah  karena pengaruh panas peluruhan yang tidak terbuang secara maksimal akibat tidak bekerjanya penukar panas PRHR. Akibatnya temperatur pendingin sistem primer juga tidak dapat turun ke setting sinyal untuk menghentikan  pompa  pendingin  primer.  Panas  peluruhan  teras  yang  tidak  terbuang  tersebut  pada awalnya  masih  bisa  dibuang  melalui  air  pendingin  sekunder  yang  masih  tersisa  di  pembangkit  uap. Namun ketika kapasitas pembuangan panas peluruhan tidak memadai, tekanan primer akan mengalami kenaikan  yang  pada  akhirnya  mencapai  setting  aktivasi  katup  keselamatan pressurizer .  Simulasi terhenti pada kisaran detik ke-4000 ketika air pendingin sekunder di salah satu pembangkit uap habis hingga menaikkan temperatur material tube penukar panas.

## Gambar 7. Perubahan tekanan primer tanpa aktuasi PXS
Aktuasi  penukar  kalor  PRHR  dengan  membukanya  katup  isolasi  PRHR  terjadi  setelah tercapainya  sinyal  level  pembangkit  uap  rendah  dengan  asumsi  terjadi  kegagalan  operasi  pompa  air umpan startup setelah 62 detik. Kapasitas penukar kalor PRHR ketika pompa pendingin reaktor masih bekerja  lebih  besar  dari  kalor  peluruhan,  sehingga  sistem  pendingin  reaktor  mengalami  pendinginan dan terjadi penurunan  tekanan  primer. Karena  pompa pendingin utama  berhenti otomatis bersamaan dengan tercapainya sinyal T cold rendah,  penukar  kalor PRHR  beroperasi  pada  kondisi sirkulasi alam. Sinyal T cold rendah  juga  membuka  katup  isolasi  jalur  injeksi  dari  tangki  CMT,  dan  langsung menginjeksi pendingin ke anulus bejana tekan reaktor ketika tekanan reaktor lebih rendah dari tekanan pendingin  tangki  CMT.  Ketika  sistem  primer  mengalami  pendinginan,  kapasitas  pembuangan  kalor penukar  kalor  PRHR  juga  menurun.  Laju  pembuangan  kalor  dari  sistem  pendingin  reaktor  juga menurun di bawah kalor peluruhan akibat injeksi dari tangki CMT dan aliran sirkulasi penukar kalor PRHR.  Akibatnya  sistem  pendingin  reaktor  mengalami  peningkatan  temperatur  kembali  yang menyebabkan  peningkatan  pembuangan  kalor  dari  PRHR.  Peningkatan  temperatur  sistem  pendingin primer  tersebut  berlanjut  hingga  laju  pembuangan  kalor  PRHR menyamai  produksi  kalor  peluruhan yang masih ada yang terjadi pada kisaran 43000 detik setelah kejadian seperti terlihat pada Tabel 2. Gambar  8 menunjukkan  perubahan  fluks  kalor  melalui  penukar  kalor  PRHR  sebagai  fraksi  daya reaktor  nominal  hasil  perhitungan  LOFTRAN  dan  pada  Gambar  9 diberikan  hasil  perhitungan perubahan  fluks  kalor  tersebut  menggunakan  RELAP5.  Dari  perbandingan  kedua  grafik  terlihat kecenderungan perubahan yang hampir sama terutama ketika pompa pendingin primer masih bekerja, ketika terjadi trip pompa pendingin primer yang bersamaan dengan injeksi pendingin dari tangki CMT.
Gambar 8. Perubahan fluks kalor PRHR hasil perhitungan LOFTRAN [8]
Gambar 9.  Perubahan fluks kalor PRHR hasil perhitungan RELAP5
Hasil  perhitungan  DNBR  minimum  untuk  kondisi  kecelakaan  tidak  menunjukkan  penurunan berarti  dari  kondisi  tunak  yaitu  pada  kisaran  1,3.  Hasil  perhitungan  menggunakan  LOFTRAN menunjukkan penurunan nilai DNBR dari nilai kondisi tunak 2,9 hingga ke nilai 2,6 untuk kemudian naik  kembali  setelah trip reaktor  sementara  nilai  minimun  DNBR  adalah  1,25  untuk  kondisi kecelakaan.  Dengan demikian masih dibutuhkan pemodelan RELAP5 secara lebih rinci terutama pada bagian  teras  pada  kondisi  tunak  untuk  dapat  menghasilkan  perubahan  DNBR  minimum  yang  lebih tepat pada kondisi tunak dan kondisi kecelakaan.

## KESIMPULAN
Analisis dari hasil simulasi hilangnya aliran air umpan ke pembangkit uap sebagai bagian dari kategori kegagalan pendingin yang menyebabkan penurunan pembuangan panas oleh sistem sekunder menunjukkan bahwa teras, sistem pendingin reaktor, dan sistem sekunder masih berada dalam kondisi aman.  Kapasitas  pembuangan  kalor  melalui  penukar  kalor  PRHR  telah  terverifikasi  kemampuannya dalam  membuang  kalor  peluruhan  teras  dan  mencegah  keluarnya  pendingin  sistem  primer  melalui katup  keselamatan pressurizer .  Namun  untuk  perhitungan  DNBR  minimum,  masih  dibutuhkan
pemodelan  lebih  baik  pada  kondisi  tunak  untuk  dapat  memperoleh  hasil  yang  tepat  pada  kondisi kecelakaan.  Secara  umum,  model  PWR  maju  yang  dilengkapi  dengan  sistem  pendinginan  teras  ciri pasif yang telah dikembangkan tetap selamat ketika terjadi kecelakaan hilangnya aliran air umpan.

## UCAPAN TERIMA KASIH
Makalah  ini  merupakan  bagian  dari  hasil  kegiatan  penelitian  dan  pengembangan  Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN dengan judul Verifikasi Kecelakaan Kegagalan Pendingin  pada  Reaktor  Daya  PWR  Maju  menggunakan  Visual  Plant  Analyzer  berbasis  ViSA- RELAP5. Untuk itu kami mengucapkan terima kasih kepada Kementerian Riset dan Teknologi yang telah  mensponsori  kegiatan  ini  melalui  Program  Peningkatan  Kemampuan  Peneliti  dan  Perekayasa Tahun Anggaran 2011.

## DAFTAR PUSTAKA
1. European  Nuclear  Society. Nuclear  power  plants,  world-wide,  reactor  types. Available from: http://www.euronuclear.org/info/encyclopedia/n/npp-reactor-types.htm . Accessed Februari 08, 2012.
2. T.L.  Schulz. Westinghouse  AP1000  advanced  passive  plant. Nuclear  Engineering  and Design. 2006; 236: 1547–1557.
3. Wikipedia. Generation  III  Reactors. Available  from: http://en.wikipedia.org/wiki/ Generation_III_reactor#Generation_III_reactors. Accessed Februari 08, 2012.
4. Wikipedia. AP1000. Available  from: http://en.wikipedia.org/wiki/AP1000.  Accessed Februari 08 , 2012.
5. 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;13:50-62
6. Surip Widodo, dkk. Verifikasi kecelakaan kegagalan pendingin pada reaktor daya PWR maju menggunakan  visual  plant  analyzer  berbasis  ViSA-RELAP5. Laporan  Teknis  Program Peningkatan Kemampuan Peneliti dan Perekayasa. PTRKN-BATAN; 2011
7. J.YANG,  et al. Simulation and analysis on 10-in. cold leg small break LOCA for AP1000. Annals of Nuclear Energy. 2012.
8. Westinghouse  Electric  Co.  AP-1000  European  design  control  document,  Chapter  15: Accident Analyses. EPS-GW-GL-700 Revision 0; 2009
9. Westinghouse Electric Co. AP-1000 European design control document, Chapter 4: Reactor. EPS-GW-GL-700 Revision 0; 2009
10. Westinghouse  Electric  Co.  AP-1000  European  design  control  document,  Chapter  6: Engineered Safety Features”, EPS-GW-GL-700 Revision 0; 2009
11. Andi  Sofrany,  Surip  Widodo.  Pemodelan  sistem  pembuangan  kalor  sisa  secara  pasif menggunakan RELAP5.  Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Penelitian Dasar IPTEK Nuklir, Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan (PTAPB); 2011.
12. Westinghouse  Electric  Co,  “AP-1000  European  design  control  document,  chapter  16: Technical Specifications”, EPS-GW-GL-700 Revision 0, 2009
13. Westinghouse Electric Co. AP-1000 European design control document, chapter 5: Reactor Coolant System and Connected Systems. EPS-GW-GL-700 Revision 0; 2009
14. Westinghouse  Electric  Co.  AP-1000  European  design  control document,  chapter  10:  Steam and Power Conversion. EPS-GW-GL-700 Revision 0; 2009
15. BURNETT, T.W.T, et al,. LOFTRAN code description. WCAP-7907-P-A (Proprietary) and WCAP-7907-A (Nonproprietary); 1984
16. AP1000  code  applicability  report. WCAP-15644-P  (Proprietary)  and  WCAP-15644-NP (Nonproprietary), Revision 2; 2004
17. 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