PENGEMBANGAN MODEL UNTUK SIMULASI KESELAMATAN REAKTOR PWR 1000 MWe GENERASI III + MENGGUNAKAN PROGRAM KOMPUTER RELAP5
Andi Sofrany Ekariansyah, Surip Widodo, Susyadi, D.T. Sony Tjahyani, Hendro Tjahjono, Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, BATAN Email: ace158@centrin.net.id
Diterima editor 11 Desember 2010 Disetujui untuk publikasi 2 Februari 2011
ABSTRAK PENGEMBANGAN MODEL UNTUK SIMULASI KESELAMATAN REAKTOR PWR 1000 MWe GENERASI III + MENGGUNAKAN PROGRAM KOMPUTER RELAP5 . Reaktor daya PWR  AP1000  yang  didesain  oleh Westinghouse adalah  reaktor  Generasi  III + pertama  yang  telah menerima  persetujuan  desain  dari U.S.  Nuclear  Regulatory  Commission (NRC).  Saat  ini  utilitas China  telah  memulai  pembangunan  beberapa  unit  AP1000  di  dua  tapak  terpilih  untuk  rencana operasi  pada  2013-2015.  AP1000  sebagai  desain  PWR  berdasarkan  teknologi  teruji  dari  desain PWR  lainnya  yang  dibuat  oleh Westinghouse dengan  penguatan  pada  sistem  keselamatan  pasif dengan  demikian  dapat  dipertimbangkan  untuk  dibangun  di  Indonesia  bila  mengacu  pada persyaratan pada PP 43/2006 mengenai Perijinan Reaktor Nuklir. Namun demikian, desain tersebut perlu diverifikasi oleh Technical Support Organization (TSO) independen sebelum dapat dibangun di  Indonesia.  Verifikasi  dapat  dilakukan  menggunakan  paket  program  RELAP5  dalam  bentuk analisis kecelakaan. Selama ini analisis kecelakaan PLTN dilakukan untuk tipe PWR 1000 MWe dari generasi  II  atau  tipe  konvensional.  Mengingat  saat  ini  referensi  yang  menggambarkan  teknologi AP1000  yang  menyertakan  teknologi  keselamatan  pasif  sudah  tersedia  maka  dilakukan  kegiatan pemodelan  yang  nantinya  dapat  digunakan  untuk  melakukan  analisis  kecelakaan.  Metode pengembangan  model  mengacu  pada  pedoman  IAEA  yang  terdiri  dari  pengumpulan  data  instalasi, pengembangan engineering data dan penyusunan input deck, verifikasi dan validasi data input. Model yang  berhasil  dikembangkan  secara  umum  telah  mewakili  sistem  AP1000  secara  keseluruhan  dan dianggap sebagai model dasar. Model tersebut telah diverifikasi dan divalidasi dengan data desain yang  terdapat  pada  referensi  dimana  respon  parameter  termohidraulika  menunjukkan  perbedaan hasil ± 3% selain untuk parameter penurunan tekanan teras yang lebih rendah 13%. Sebagai model dasar, input  deck yang  diperoleh  dapat  dikembangkan  lebih  lanjut  dengan  mengintegrasikan pemodelan  sistem  keselamatan,  sistem  proteksi,  dan  sistem  kendali  yang  spesifik  AP1000  untuk keperluan simulasi keselamatan yang lebih rinci.
Kata kunci: pemodelan, Generasi  III + , RELAP5.
MODEL DEVELOPMENT FOR SAFETY SIMULATION OF III+ GENERATION PWR 1000 MWe  USING  RELAP5. Westinghouse’s  AP1000  reactor  design  is  the  first  Generation  III + nuclear  power  reactor  to  receive  final  design  approval  from  the  U.S.  Nuclear  Regulatory Commission  (NRC).  Currently,  the  China’s  utilities  are  starting  construction  several  units  of AP1000 on two selected sites for scheduled operation in 2013–2015. The AP1000, based on proven technology of  Westinghouse-designed  PWR  with  enhancement  on  the passive  safety  system,  could be considered to be built in Indonesia referring to the requirements of government regulation No. 43/2006  regarding  the  Nuclear  Reactor  Licensing.  To  be  accepted  by  the  regulation  agency,  the design  needs  to  be  verified  by  independent  Technical  Support  Organization  (TSO),  which  can  be done using RELAP5 computer code as accident analyses. Currently, NPP safety accident analysis is performed for PWR 1000 MWe of generation II or conventional type. Considering that nowadays references  about  the  technology  of    AP1000    that  includes  passive  safety  technology  has  been available and assessed, a modeling activity used for future accident analyzes is introduced. Method
for developing the model refers to IAEA guide consisting of plant data collection, engineering data and  input  deck  development,  and  verification  and  validation  of  input  data.  The  model  developed should be considered preliminary but has been generally representing the AP1000 systems as the basic model. The model has been verified and validated by comparing thermalhidraulic parameter responses with design data in references with ± 13% deviation except for core pressure drop with 13%  lower  than  design.  As  a  basic  model,  the  input  deck  is  ready  for  further  development  by integrating  safety  system,  protection  system  and  control  system  model  specified  for  AP1000  for purposes of safety simulation in detailed way.
Keywords: Modeling, Generation III + , RELAP5.

## PENDAHULUAN
Desain reaktor AP1000 dari Westinghouse Electric Company adalah reaktor Generasi III + pertama  yang  menerima  persetujuan  desain  akhir  dari U.S.  Nuclear  Regulatory Commission (NRC). AP1000 adalah PWR dengan dua untai pendingin yang didesain untuk menghasilkan  energi  listrik  1154  MWe  dan  didesain  berdasarkan  kinerja  teruji  dari  desain PWR  lain  yang  dibuat  oleh Westinghouse .  Kelebihannya  dari  desain  konvensional  adalah penggunaan  sistem  keselamatan  pasif  dan  kesederhanaan  desain  untuk  meningkatkan keselamatan  dan  operasi  serta  pengurangan  biaya  konstruksi.  Pada  tanggal  24  Juli  2007, Westinghouse  Electric  Company dan  rekan  konsorsiumnya, Shaw  Group ,  menandatangani kontrak dengan beberapa utilitas China yaitu State Nuclear Power Technology Corporation Ltd (SNPTC), Sanmen  Nuclear  Power  Company  Ltd , Shandong  Nuclear  Power  Company Ltd ,  dan China  National  Technical  Import  &  Export  Corporation (CNTIC)  untuk pembangunan  empat  AP1000  di  China.  Kontrak  tersebut  merupakan  yang  pertama  untuk reaktor Generasi III + [1]. Pada tahun berikutnya, kontrak tersebut telah berkembang sehingga 6 unit akan dibangun di tapak Sanmen dengan 2 unit pertama dimulai pembangunannya pada Februari  2008  untuk  beroperasi  pada  tahun  2013–2015  dan  6  unit  lainnya  juga  akan dibangun di tapak Haiyang dengan 2 unit pertama akan mulai dibangun pada Juli 2008 untuk rencana operasi tahun 2014–2015[2].
Desain  AP1000  yang  telah  teruji  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. Bila PWR Generasi III + ditetapkan sebagai salah satu tipe PWR yang akan dibangun di  Indonesia,  beberapa  kegiatan  verifikasi  keselamatan  harus  dilakukan  baik  oleh  badan pengawas yang kemungkinan bekerja sama dengan Technical Support Organization (TSO) yang  merupakan  organisasi  independen  yang  berfungsi  untuk  melakukan  pengkajian terhadap  sistem  keselamatan  PLTN  yang  akan  dibagun  di  Indonesia.  Salah  satu  obyek kajian  adalah  verifikasi  dokumen  Laporan  Analisis  Keselamatan  (LAK)  untuk  keperluan perizinan  di  badan  pengawas.  Pada  LAK  terdapat  beberapa  hal  yang  berkaitan  dengan rincian  deskripsi  desain,  sistem  keselamatan,  dan  respon  reaktor  untuk  berbagai  jenis kejadian  kecelakaan  yang  dipostulasikan.  Evaluasi  kejadian  kecelakaan  dasar  desain  pada LAK  dapat  dilakukan  antara  lain  dengan  RELAP5 Computer  Code yang  didesain  untuk menghitung respon termohidraulik sistem pendingin reaktor secara keseluruhan.
Pemodelan reaktor daya yang selama ini dilakukan di Pusat Teknologi Keselamatan Reaktor (PTRKN)-BATAN baru sebatas pada reaktor daya Generasi II seperti PWR Standar Jepang  dan  PWR  Standar  Korea  yang  umumnya  diperoleh  dari  pelatihan  yang diselenggarakan  oleh  negara-negara  pemilik  PLTN.  Model-model  tersebut  telah
dimanfaatkan  untuk  melakukan  verifikasi  keselamatan  pada  kondisi  kecelakaan  maupun transien dengan menggunakan paket program RELAP5 [3,4].
Melalui situs jejaring resmi [5] yang memuat dokumen referensi PWR Generasi III+ yaitu “AP-1000  European  Design  Control  Document” yang  disiapkan  oleh  Westinghouse Electric  Company  pada  tahun  2009  untuk  tujuan  sertifikasi  desain  kepada  US-NRC,  data desain  AP1000  dapat  diunduh  secara  bebas  karena  merupakan “non-proprietary  class  3 document” yang secara keseluruhan terdiri dari 21 Bab. Dengan adanya dokumen tersebut, maka  pemodelan  PWR  Generasi  III+  menggunakan  program  perhitungan  termohidraulika RELAP5  dapat  dilakukan  terutama  mengacu  pada  desain  reaktor  daya  Westinghouse AP1000.  Pemodelan  AP1000  menggunakan  RELAP5  telah  dilakukan  oleh  pihak  lain terutama oleh ANSALDO[6] yang juga terlibat dalam pengembangan PWR dengan sistem keselamatan  pasif  yang  merupakan  ciri  dari  PWR  Generasi  III+.  Namun input  deck yang telah  dibuat  tidak  bisa  diakses  karena  merupakan proprietary  data .  Dengan  demikian pemodelan  reaktor  dalam  bentuk  penyusunan input  deck hanya  mengacu  pada  data  desain yang  terdapat  pada  dokumen  AP1000  di  atas  tanpa  pembanding  dengan input  deck dalam referensi lain.
Pengembangan  model  dilakukan  melalui  tahapan-tahapan  seperti  yang  ditunjukkan dalam  pedoman  IAEA  [7].  Melalui  kegiatan  pemodelan  tersebut  diharapkan  akan meningkatkan  kemampuan  sumber  daya  manusia  BATAN  dalam  bidang  verifikasi  dan validasi  keselamatan  nuklir  khususnya  dalam  analisis  kecelakaan  dan  transien  pada  PLTN khususnya PLTN PWR Generasi III+.

## TINJAUAN PUSTAKA
Deskripsi AP-1000 [8]
Desain  AP1000  termasuk  dalam  desain  PWR  Generasi  III+  yang  memiliki  fitur khusus  yaitu  penggunaan  sistem  keselamatan  pasif  untuk  meningkatkan  keselamatan instalasi  dan  untuk  memenuhi  kriteria  dan  persyaratan  keselamatan  yang  ditetapkan  oleh USNRC dalam hal kinerja dan biaya operasi. Tujuan utama pengembangan AP1000 adalah untuk  menjaga tujuan desain, rincian desain dan dasar perijinan yang terdapat pada AP600 sebagai dasar pengembangannya dengan mengoptimalkan output daya sehingga mengurangi biaya pembangkitan listrik.
AP1000 dibuat berdasarkan teknologi PWR teruji pada umumnya, tetapi menekankan fitur keselamatan berdasarkan gaya gerak secara alami seperti aliran gravitasi, aliran sirkulasi alami,  dan  nitrogen  bertekanan.  Dengan  demikian  tidak  menggunakan  komponen  aktif seperti  pompa,  fan,  atau  generator  diesel.  Sistem  keselamatan  pasif  AP1000  terdiri  dari sistem  pendinginan  teras  pasif  ( Passive  Core  Cooling  System/PXS ),  sistem  isolasi pengungkung  ( Containment  Isolation  System ),  sistem  pendinginan  pengungkung  pasif ( Passive  Containment  Cooling  System/PCS ),  dan  sistem  layak-huni  darurat  ruang  kendali utama ( Main Control Room Emergency Habitability System ). Sebagai perbandingan dengan desain sistem keselamatan Generasi II, PXS menggantikan fungsi sistem pendinginan teras darurat  ( Emergency  Core  Cooling  System/ECCS )  pada  PWR  konvensional.  PXS  bersifat pasif karena sistem-sistem di dalamnya tidak memerlukan suplai daya AC dan aktuasi sistem berlangsung  otomatis.  Katup-katup  penggerak  biasanya  berfungsi  secara  fail-safe  dan digerakkan melalui baterai, pegas, atau gas terkompresi.
Hal  tersebut  akan  meminimalkan  pengendalian  sistem  keselamatan  sehingga  akan berdampak  pada pengurangan  jumlah  dan  tingkat  kerumitan  tindakan  operator.  Kondisi  ini juga  berdampak  terhadap  jumlah  komponen  serta  persyaratan  perawatan  dan  survailans.
! " # ! $ % & ' (! ) Vol. 13 No.1 Februari 2011, Hal. 49-61
Karena AP1000 berdasarkan teknologi PWR yang teruji, maka komponen  yang digunakan telah terstandarisasi sehingga mengurangi suku cadang, perawatan serta pelatihan.
Gambar  1  menunjukkan  desain  AP-1000  yang  terdiri  dari  bejana  reaktor,  untai pendingin  primer  dan  untai  pendingin  sekunder.  Sistem  pendingin  AP1000  terdiri  2  untai perpindahan panas dengan masing-masing untai mempunyai satu lengan panas ( hot leg ) dan dua lengan dingin ( cold leg ), pembangkit uap dan 2 pompa yang dipasang secara langsung terhadap pembangkit uap.
G* + , * - . / 01 2* 34 5 6 7. 8 8 8 9 :;
Deskripsi Relap5 [9] RELAP5  adalah  program  perhitungan  termohidraulika  yang  dikembangkan  untuk menganalisis keseluruhan perilaku termohidraulika sistem pendingin reaktor dan teras secara keseluruhan,  interaksi  sistem  kendali,  kinetika  reaktor,  dan  perpindahan  gas non- condensable .  Versi  SCDAP/RELAP5  merupakan  hasil  penggabungan  program  RELAP5 dan SCDAP. Model di dalam SCDAP ( Severe Core Damage Analysis Package ) menghitung penyebaran  kerusakan  ke  teras  reaktor.  Model  tersebut  menghitung  peningkatan  panas, oksidasi  dan  pelelehan  batang  bahan  bakar  dan  batang  kendali,  penggelembungan  dan pecahnya  kelongsong  batang  bahan  bakar,  pelepasan  produk  fisi  dari  batang  bahan  bakar, dan disintegrasi batang bahan bakar menjadi debris dan bahan leleh.
Program  perhitungan  SCDAP/RELAP5/Mod3.2  dapat  memodelkan  banyak komponen  secara  umum  untuk  menyimulasikan  suatu  sistem.  Model  komponen  mencakup batang  bahan  bakar,  batang  kendali,  pompa,  katup,  perpipaan,  bejana  reaktor,  simulator batang bahan bakar elektrik, pompa jet, turbin, separator, akumulator, dan komponen sistem kendali.  Selain  itu,  juga  termasuk  pemodelan  proses  tertentu  seperti  form  loss,  aliran  pada
(Andi Sofrani E.)
abrupt  area  change ,  percabangan, choked  flow , boron  tracking ,  dan  perpindahan  gas non- condensable , termasuk juga pemodelan untuk kinetika reaktor. RELAP5  memodelkan  komponen  dan  sistem  sebagai  komponen  maupun  gabungan komponen hidrodinamika satu dimensi, fluida multifasa dalam bentuk single volumes, time- dependent  volumes ,  pipa,  anulus,  percabangan,  akumulator,  maupun  pompa.  Setiap  model hidrodinamika  saling  terhubung  dengan  model  junction,  baik  berupa time-dependent junction,  single/multiple-junction ,  atau  katup.  Struktur  panas  ( heat  structure )  terdapat  pada komponen  pembangkit  panas, seperti  teras  dan  heater,  maupun  pada bagian dimana  terjadi perpindahan panas yang dihubungkan dengan komponen hidrodinamika seperti pembangkit uap.

## METODOLOGI
Pedoman  IAEA  dalam  referensi  [7]  menguraikan  tahapan-tahapan  kegiatan  yang harus  dilakukan  untuk  menyusun input  deck yang  sesuai  dengan  bahasa  pemrograman RELAP5. Pada intinya terdapat 4 kegiatan yang harus dilakukan yaitu:
• Pengumpulan data instalasi
Pada  tahap  awal  data  yang  harus  tersedia  adalah  data  desain  dan  spesifikasi teknis bejana reaktor beserta struktur internal, desain bahan bakar, desain teras, desain  sistem  primer  dan  sistem  sekunder.  Spesifikasi  teknis  yang  harus diketahui  antara  lain  geometri,  parameter  termohidraulika  seperti  tekanan, temperatur, dan laju alir sistem.
• Pengembangan engineering data dan penyusunan input deck
Pengembangan engineering data dilakukan bersamaan dengan penyusunan code input  deck untuk  RELAP5. Engineering data  meliputi  catatan  bagaimana  data teknis  yang  terkumpul  dikonversi  ke  dalam  bentuk input  deck melalui perhitungan,  asumsi  penyederhanaan,  dan  konversi  satuan.  Termasuk  di dalamnya  juga  skema  nodalisasi  yang  menggambarkan  komponen  tunggal maupun sistem reaktor yang ingin dimodelkan. Secara spesifik, data engineering untuk  komponen  hidrodinamika  dalam  RELAP5  meliputi flow  area ,  panjang, volume, elevation change , dan diameter hidraulik.
• Verifikasi data input
Input  deck yang  telah  dibuat  harus  diverifikasi  untuk  mengetahui  ada  tidaknya kesalahan  yang  timbul  dari  pengembangan  data engineering sampai penyelesaian  data  input.    Verifikasi  meliputi  kegiatan  mereview  dan  cek  silang dari input deck untuk mengonfirmasi tidak adanya kesalahan penulisan.
• Validasi data input
Validasi  dilakukan  setelah input  deck selesai  diverifikasi  dan  merupakan persyaratan  sebelum input  deck dapat  dijalankan  untuk  kegunaan  analisis keselamatan. Kegunaan  validasi adalah  untuk  menunjukkan bahwa  model  yang diperoleh  telah  cukup  mewakili  fungsi-fungsi  dari  sistem  reaktor  yang dimodelkan  dan  apakah  parameter  operasi  penting  sesuai  dengan  data pembanding.  Pada  tahapan  awal  pengembangan  model,  kegiatan  validasi meliputi  pemeriksaan  kondisi steady  state operasi  normal  untuk  dibandingkan dengan data operasi instalasi.
E F HK L F MK N L O P Q F R SL T F Vol. 13 No.1 Februari 2011, Hal. 49-61

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Data Engineering Untuk Model Hidrodinamika
Komponen  hidrodinamika  hasil  pengembangan  data engineering untuk  AP1000 terdiri dari 17 komponen untuk bejana reaktor, 14 komponen untuk perpipaan sistem primer, 2 komponen untuk sistem pressurizer , 4 komponen untuk sistem pompa, dan 14 komponen untuk  pembangkit  uap  sisi  primer  dan  sekunder.  Gambar  2  menunjukkan  model  AP1000 dalam bentuk nodalisasi komponen hidrodinamika di atas.
UV W X V Y Z [ \] ^ V _`aV a` b c d e e e

## Model Bejana Reaktor dan Struktur Internal
Tabel  1  berisi  rincian  data  engineering  untuk  setiap  komponen  hidrodinamika  yang memodelkan  sistem  bejana  reaktor  dan  struktur  internal  dalam  AP1000.  Data engineering diperoleh  berdasarkan  perhitungan  dari  dimensi  komponen  utama  bejana  reaktor,  dimensi inlet dan outlet nosel, dimensi core barrel , dimensi struktur pendukung teras, dimensi batang kendali,  dan  dimensi  teras.  Dimensi  teras  terutama  untuk  menghitung  luas  aliran  melalui subkanal  bahan  bakar  menjadi  luasan  kanal  teras  rerata  ( average  core  channel )  dan  untuk mengetahui panjang teras aktif.
Tabel 1. Data engineering untuk bejana reaktor dan struktur internal
Bejana Reaktor dan Struktur Internal Luas aliran (m 2 ) Panjang (Perubahan elevasi), (m) Diameter hidraulika (m) Tipe komponen hidrodinamika Bagian inlet 1,60 1,1496 (-) 0,5398 Branch Downcomer annulus 1,60 6,0291 (-) 0,5398 Annulus Tutup bejana bawah * 1,2469 (+0,7782) 3,7174 Single volume
Plat penyaring aliran bawah 12,81 0,381 (+) 4,0386 Branch Plat penopang teras bawah 4,1448 0,3810 (+) ** Single volume Kanal teras rerata 4,1268 4,2672 (+) 0,0138 Pipe Kanal bypass melalui core shroud 1,8033 5,5909 (+) 1,5153 Pipe Aliran bypass di  dalam struktur  penopang  teras atas 3,0135 1,3238 (+) 0,1269 Single volume Volume  bejana  ke  nosel lengan panas 4,8168 0,3810 (+) ** Branch downcomer upper section 1,6 1,0127 (+) 0,5398 Pipe Penutup bejana atas * 1,7993 (+1,1522) ** Single volume Volume  bejana  di  atas plat penopang atas di luar guide tubes 5,6193 1,3552 (-) 0,3487 Pipe
Volume bejana dari guide tubes atas  di  atas  plat penopang atas 3,2223 1,3552 (+) ** Pipe Volume  bejana  di  bawah plat penopang atas dan di atas nosel lengan panas 4,8168 0,4831(+) ** Single volume
* dihitung oleh RELAP5 berdasarkan input panjang dan volume ** dihitung oleh RELAP5
Model Perpipaan Sistem Primer dan Pressurizer Perpipaan sistem primer terdiri dari dua untai pendingin, dimana setiap untai terdiri dari  satu  lengan  panas  tunggal  ( hot  leg )  dan  dua  lengan  dingin  ( cold  leg )  untuk mensirkulasikan  pendingin  reaktor  melalui  pembangkit  uap.  Perpipaan hot  leg terdiri  dari nosel  dengan  panjang  0,635  m,  diameter  0,999  m  (39,36  inch)  dan  pipa  primer  horizontal dengan panjang 4,012 m dan membentuk sudut 45° mengarah ke bagian bawah pembangkit uap  dengan  panjang  1,355  m.  Perpipaan cold  leg terdiri  dari  pipa  vertikal  ke  bawah  dari pembangkit uap dengan panjang 1,262 m menuju ke pompa primer dan mengarah horizontal ke nosel inlet bejana reaktor dengan panjang pipa 7,974 m, diameter 0,558 m (22 inch) dan panjang nosel inlet 1,170 m, diameter 1,149 m (45,26 inch).
Geometri  perpipaan surge  line menuju pressurizer diperoleh  dengan  mengukur panjang surge line , sudut kemiringannya, dan elevasinya dan mengkonversinya  berdasarkan skala.  Hasil  konversi  menghasilkan  perkiraan  panjang surge  line adalah  26,996  m  dengan elevasi  3,423  m  diukur  dari  ujung surge  line di  pipa  primer  ke  nosel  bagian  bawah pressurizer .  Skema  nodalisasi  untuk surge  line terdiri  dari  satu  komponen  hidrodinamika yang  dibagi  menjadi  beberapa  segmen  dengan  kemiringan  bervariasi.  Skema  nodalisasi untuk pressurizer terdiri dari satu komponen hidrodinamika dengan tipe pipe . Dari basis data yang ada diketahui tinggi keseluruhan pressurizer adalah 12,78 m, diameter dalam 2,54 m, volume  keseluruhan  59,465  m3  dengan  volume  air 28,317 m3.  Tabel  2  menunjukkan  data hidrodinamika untuk perpipaan sistem primer, surge line , dan pressurizer .
o p qr s p tr u s v w x p y zs { p Vol. 13 No.1 Februari 2011, Hal. 49-61
Tabel 2. Data engineering untuk perpipaan sistem primer dan pressurizer Perpipaan Sistem Primer dan Pressurizer Flow area (m 2 ) Panjang (Perubahan elevasi), (m) Diameter hidraulika (m) Tipe komponen hidrodinamika Lengan panas sampai belokan 0,4869 5,6505 0,7874 Pipe Lengan  panas  sampai  ke surge  line  dan  plenum pembangkit uap 0,4869 2,7114 (+1,9174) 0,7874 Single volume Lengan  dingin  vertikal dari  plenum  pembangkit uap 0,3425 0,6315 (-) 0,5588 Pipe Lengan  dingin  horizontal sampai nosel inlet reaktor 0,2452 9,1455 0,5588 Pipe Pressurizer surge line 0,1642 26,9919 (+3,423) 0,5588 Pipe Pressurizer 5,0671 10,2157 2,5400 Pipe

## Model Sistem Pembangkit Uap
Data engineering untuk  pemodelan  sistem  pembangkit  uap  diperoleh  berdasarkan basis  data  mengenai  dimensi  pembangkit  uap,  ruang  pendidih,  separator,  penampung  uap dan  penyuplai  air  umpan.  Perhitungan  data engineering diperoleh  dari  data  tinggi keseluruhan  pembangkit  uap, diameter  dalam  cangkang  atas  dan  cangkang  bawah,  volume air sisi primer, volume air sisi sekunder, luas permukaan perpindahan panas, data teknis lain terkait tube pembangkit uap, data sistem air umpan, jalur uap, dan steam boundary volume .
Tabel 3. Data engineering untuk sistem pembangkit uap
Sistem pembangkit uap Flow area (m 2 ) Panjang (Perubahan elevasi) (m) Diameter hidraulika (m) Tipe komponen hidrodinamika Inlet plenum 3,7721 2,207 (+) 2,1921 Single volume U-tube 1,8916 20,8332 (+10,1624) 0,0155 Pipe Outlet plenum 3,7721 2,4199 (-) 2,1921 Single volume Sisi sekunder 7,4885 11,7625 (+) 0,0543 Pipe Separator 17,2544 2,8566 (+) 4,572 Separator Downcomer atas 2,0592 2,8566 (-) 0,19 Single volume Downcomer ring 1,2883 1,3459 (-) 0,19 Branch Downcomer bawah 1,2883 10,4166 (-) 0,19 Pipe Bagian atas 17,2544 2,8566 (+) 4,572 Single volume Kubah uap 17,2544 2,8566 (+) 4,572 Branch Pompa air umpan 0,0683 - - Time-dependent junction Sumber air umpan 92,903 0,3048 15,24 Time-dependent volume Jalur uap 0,4115 2,0 0,724 Single volume Steam boundary volume 92,903 0,3048 15,24 Time-dependent volume

## Model Pompa Sirkulasi Utama
Untuk pemodelan pompa sirkulasi utama, tidak ada data mengenai head pompa dan kurva torsi dari pompa yang digunakan AP1000. Sebagai gantinya, digunakan karakteristika pompa  Westinghouse  yang  terintegrasi  dalam  RELAP5.  Parameter  terkait  operasi  pompa diambil  dari  basis  data  dan  dimasukkan  sebagai  data  input  pompa  seperti  terlihat  dalam Tabel 4.
Tabel 4. Karakteristika pompa utama dan nilai desain Parameter Nilai desain Data input RELAP5 Kecepatan pompa 1800 rpm 188.4 rad/detik Laju alir desain 17886.07 m             Developed head 365 feet 111.25 m Torsi - 33043 Nm Momen inersia - 3110 kg m                         
discharge / suction 22/26 inches Juntion  area  discharge/ suction : 0.3425/0.2452 m 2 Tekanan desain unit (psia)
2500 (17,237 abs MPa)
-
Model Heat-Structure di Teras dan Pembangkit Uap Heat-structure diperlukan  untuk  memodelkan  pembangkitan  panas  oleh  perangkat bahan bakar ( fuel assembly ) ke kanal pendingin di dalam teras. Pada tahapan ini pemodelan dibatasi pada kanal pendingin rerata dimana sumber panas  diasumsikan berasal dari rerata keseluruhan panas yang dibangkitkan dari batang bahan bakar di dalam teras. Secara aksial, heat-structure dibagi menjadi 9 bagian sesuai dengan pembagian kanal rerata. Secara radial, satu batang bahan bakar dibagi menjadi 12 segmen yang memodelkan geometri pelet bahan bakar, gap, dan kelongsong. Luasan permukaan bahan bakar keseluruhan dihitung dari tinggi bahan  bakar  (teras)  aktif  dikalikan  jumlah  batang  bahan  bakar  di  dalam  teras.  Sebagai sumber daya diambil dari perhitungan kinetika reaktor yang dimasukkan sebagai input daya atau dari tabel daya. Setiap pembagian aksial dari core heat-structure juga memiliki faktor daya  aksial  sebagai internal  source  multiplier yang  nilainya  diambil  dari  kurva  distribusi daya aksial pada basis data. Tabel 5 menampilkan input data heat-structure di dalam teras.
Tabel 5. Data masukan heat-structure di dalam teras Pembagian aksial 9 Pembagian radial 13 Radius pelet, gap, dan kelongsong (m) 0,00409 0,00827 0,01302 Panjang per segmen aksial (m) 0,47413 Luas  permukaan  bahan  bakar  per  segmen aksial (m 2 ) 19651,87 Faktor daya aksial Sesuai kurva distribusi daya aksial Diameter hidraulika pertukaran panas (m) 0,0138 m
Heat-structure lain juga terdapat pada pembangkit uap yaitu untuk memodelkan tube penukar  panas.  Tube  pembangkit  uap  berbentuk  U  dibagi  menjadi  12  segmen  axial  dan  4 segmen radial serta masukan data diameter dalam dan luar dari tube penukar panas. Tabel 6 berisi input data heat-structure untuk memodelkan tube penukar panas.
 ¡¢ £ ¤¢ ¥ £ ¦ § ¨ © ª£ « Vol. 13 No.1 Februari 2011, Hal. 49-61
Tabel 6. Data masukan heat-structure tube pembangkit uap Pembagian aksial 12 Pembagian radial 4 Radius dalam, luar tube (m) 0,00775 0,00875 Panjang per segmen aksial (m) 1,7361 Luas permukaan bahan bakar per segmen aksial (m ¬ ­ ® ¯ ° ±² ³ ´ ±µ Diameter hidraulika pertukaran panas sisi primer, sekunder (m) 0,0154 0,0543

## Verifikasi  dan Validasi Model
Verifikasi dan validasi model dilakukan dengan menjalankan program RELAP5 pada kondisi  tunak  selama  1000  detik  perhitungan.  Verifikasi  dilakukan  untuk  mengetahui  ada tidaknya kesalahan dalam penulisan input deck dan tidak dibahas secara rinci dalam makalah ini karena lebih merupakan proses trial and  error . Kondisi awal ( initial condition ) sebagai penentu  perubahan  parameter  termohidraulika  sistem  reaktor  adalah  daya  teras,  tekanan primer, laju alir air umpan, dan tekanan uap pada kondisi operasi normal, daya penuh. Input daya teras sesuai desain adalah 3400 MW, tekanan primer di ruang udara pressurizer 15,41 MPa, laju alir air umpan pada satu pembangkit uap 943,75 kg/detik, dan tekanan uap sebesar 5,76 MPa. Tabel 6 di bawah ini berisi hasil perhitungan RELAP5 untuk beberapa parameter operasi dan termohidraulika reaktor dan nilai pembandingnya sesuai data desain AP1000.
Tabel 6. Hasil perhitungan RELAP5 kondisi tunak, daya penuh dan daya lebih Parameter sistem reaktor Output RELAP5 Data desain [10] Teras Daya teras (MWt) 3400,00 3400,00 Tekanan inlet/outlet teras (Pa) 1,601E+07 / 1,577E+07 P: 0,275±0.028 MPa Temperatur inlet/outlet teras (°C) 289,21 / 329,32 280,67 / 323,33 Sistem Primer Tekanan PRZ (ruang udara) (Pa) 1,570E+07 1,545E+07 Tekanan lengan dingin (Pa) 1,596E+07 1,592E+07 Level PRZ (m) 6,6363 6,39 Tekanan lengan panas (Pa) 1,571E+07 1,549E+07 Laju alir lengan dingin (kg/detik) 3848,0 (rho=748,84 kg/ m ¶ · (18499,01 m 3 /jam) 17886,07 m 3 /jam Laju alir lengan panas (kg/detik) 7696,10 (rho=658,13 kg/m ¶ · (42098.00 m 3 /jam) 40347,57 m 3 /jam Daya NSSS (MWt) 3413,63 3415,0 Pompa Primer Temperatur suction (K) 561,786 Q pompa = 15 MW Temperatur discharg e (K) 562,143 Steam Generator Laju alir uap (kg/detik) 943,91 943,72 Level air pembangkit uap (m) 10,851 - Tekanan uap (Pa) 5,890E+06 5,764E+06 Daya per unit (MWt) 1706,8 1707,5
Dari  hasil  output  terlihat  bahwa  sebagian  besar  parameter  termohidraulika  yang dibandingkan sesuai dengan data desain. Pada sisi teras, perbedaan tekanan antara inlet dan
outlet  teras  sebesar  0,239  Mpa  atau  bila  dibanding  dengan  data  desain  0,275  MPa  berarti lebih rendah 13 %. Meskipun demikian hasil yang lebih baik terlihat pada hasil perhitungan temperatur inlet dan outlet teras dengan perbedaan ± 3 %. Dari daya termal teras 3400 MW akan  dihasilkan  daya  termal  untuk  dibuang  ke  sistem  sekunder  sebesar  3413,63  MW. Tambahan daya 13,63 MW diperoleh dari panas yang dihasilkan dari 4 pompa primer seperti terlihat pada kenaikan temperatur fluida antara inlet pompa dan outlet pompa, yang berarti hampir sama dengan data desain yaitu 15 MWt. Laju alir lengan panas dan lengan dingin bila dikonversikan  ke  satuan  debit  sedikit  lebih  besar  dari  data  desain  karena  perbedaan  massa jenis  fluida  pada  temperatur  dan  tekanan  sistem  terkait.  Selain  itu  model  hidrodinamika lengan  panas  dan  dingin  masih  tanpa  masukan form  loss  coefficient .  Hal  tersebut  juga berpengaruh  pada  perhitungan  tekanan  primer  di  lengan  dingin  dan  lengan  panas  yang sedikit  lebih  besar  dari  tekanan  desain.  Perbedaan  tekanan  sistem  primer  antara  inlet  dan outlet  bejana  reaktor  terhitung  sebesar 0,256  MPa  yang  berarti  lebih  kecil  dari  data  desain sebesar 0,430 MPa. Tekanan sistem primer  yang diukur pada ruang udara pressurizer juga terlihat sama dengan data desain pada kisaran 15,5 MPa. Pada input data deck , nilai tekanan awal  harus  dimasukkan  lebih  kecil  dari  tekanan  desain  yaitu  13,9  MPa.  Pada  proses pemasukan  energi  dari  daya  termal  teras,  tekanan  sistem  primer  naik  secara gradual dan mencapai kesetimbangan pada tekanan desain di atas. Pada sistem pembangkit uap dari daya termal yang terbangkitkan sebesar 3413,6326 MW, perhitungan RELAP5 juga menghasilkan perhitungan daya pada dinding luar tube pemanas yang tersedia untuk  memanaskan sistem sekunder  sebesar  3413,6324  MW.  Daya  tersebut  terlihat  memadai  untuk  memanaskan  dan menguapkan  air  umpan  di  dalam  pembangkit  uap.  Pada  laju  alir  air  umpan  sesuai  desain yaitu  943  kg/detik dihasilkan  uap  pada  laju  alir  yang  sama  pada  kapasitas  air  umpan  yang tetap. Kapasitas air umpan yang tetap dapat dilihar dari level air umpan pada pembangkit uap yang juga tetap yaitu pada kisaran 10 m. Gambar 3 menampilkan grafik tekanan primer dan tekanan uap di pembangkit uap serta temperatur lengan dingin dan panas pada daya termal teras nominal 3400 MW, sementara Gambar 4 menampilkan grafik level air pressurizer dan level  air  umpan  di  pembangkit  uap.  Level pressurizer terlihat  identik  dengan  nilai  data desain.  Data  desain  untuk  level  air  umpan  pada  kondisi  operasi  tidak  disebutkan  nilai nominalnya,  namun  bila  dihitung  dari  tinggi  komponen  hidrodinamika  yang  memodelkan ruang  penampung  air  umpan  di  dalam  pembangkit  uap  dengan  asumsi  keseluruhan komponen  hidrodinamika  berisi  air,  maka  diperoleh  tinggi  air  umpan  maksimal  sebesar 11,763  m.  Bila  dilihat  dari  tinggi U-tube pemanas  sebesar  10,1628  m,  maka  hasil  output level air umpan sebesar 10,851 m di atas telah memenuhi persyaratan desain karena U-tube telah terendam pendingin sekunder.
Á Â ÃÄ Å Â ÆÄ Ç Å È É Ê Â Ë ÌÅ Í Â Vol. 13 No.1 Februari 2011, Hal. 49-61
ÎÏ Ð Ñ Ï Ò Ó Ô ÎÒ Ï ÕÖ× Ø Ï Ò Ï Ð Ù ÚÙ Ò Ú Ù Ò Ð Û ÜÖÝ Ò Ï ÞßÖ ×Ï ÚÙ ×Ï àÏ à dan temperatur sistem primer dan sekunder pada daya teras 3400 MWt
ÎÏ Ð Ñ Ï Ò á Ô ÎÒ Ï ÕÖ× Ø Ï Ò Ï Ð Ù ÚÙ Ò Ú Ù Ò Ð Û ÜÖÝ Ò Ï ÞßÖ ×Ï ßÙ âÙ ß pressurizer dan level pembangkit uap pada daya teras 3400 MWt

## KESIMPULAN DAN SARAN
Model yang diperoleh pada penelitian ini secara umum telah mewakili sistem suplai uap berbasis tenaga nuklir ( Nuclear Steam Supply System /NSSS) dari PWR AP1000 secara keseluruhan  yaitu bejana reaktor dan terasnya, untai pendingin primer dan pressurizer , dan untai  pendingin  sekunder  dan  pembangkit  uap  dan  dianggap  sebagai  model  dasar.  Model tersebut  telah  diverifikasi  dan  divalidasi  dengan  data  desain  yang  terdapat  pada  referensi dimana  respon  parameter  termohidraulika  menunjukkan  deviasi  ±  3%  kecuali  pada parameter penurunan tekanan teras yang lebih rendah 13%. Sebagai model dasar, input deck yang diperoleh dapat dikembangkan lebih lanjut dengan mengintegrasikan pemodelan sistem keselamatan,  sistem  proteksi,  dan  sistem  kendali  yang  spesifik  AP1000  untuk  keperluan simulasi keselamatan yang lebih rinci.

## DAFTAR PUSTAKA
1. Chinese  sign  up  for  four  AP1000s.  Modern  Power  System,  September  2007. Availablel  from:  URL  http://www.westinghousenuclear.com/  docs/Contract China.pdf. Accessed: 2010.
2. The  AP1000  features  proven  technology,  innovative  passive  safety  systems. Availablel  from:  URL: https://www.ukap1000application.com/ . Accessed:
January 2010.
3. Andi  Sofrany,  Surip  Widodo.  Analisis  kejadian  steam  generator  tube  rupture (SGTR) berdasarkan skenario Mihama Unit 2. Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir- Tri Dasa Mega. 2010; 12:1-14.
4. Andi  Sofrany.  Analisis  pemulihan  sistem  reaktor  setelah  kejadian  transien station  blackout pada  PWR.  Seminar  Nasional  ke-16  Teknologi  dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir, Surabaya; 28 Juli 2010.
5. Westinghouse. AP100. Availablel from: URL: http://www.ukap1000application. com/. Accessed: Feberuary 01, 2010.
6. A.  Lo  Nigro.  AP1000  RELAP5  Mod.  3.2.2  Input  Deck.  ANSALDO  Nucleare, EPG-GG-GSC-060, Rev. 0; 2001
7. Safety  Report  Series  No.  23.  Accident  analysis  for  nuclear  power  plants. International Atomic Energy Agency, Vienna;  2002
8. Westinghouse Electric Co. The Westinghouse AP1000 advanced nuclear power plant: Plant Description;  2003
9. The  SCDAP/RELAP5  Development  Team.    SCDAP/RELAP5/MOD3.2  Code Manual, NUREG/CR-6150, INEL-96/0422, Revision 1, Volume 1; 1997
10. Westinghouse Electric Co. AP-1000  European design control document.  EPS-
GW-GL-700 Revision 0; 2009