emergency core cooling system
Post on 24-Jun-2015
112 Views
Preview:
TRANSCRIPT
EMERGENCY CORE COOLING SYSTEM(LIGHT WATER REACTOR)
Angga Kautsar
23309010
Light Water Reactor Merupakan jenis PLTN yang paling banyak
dibangun (PWR 265 unit, BWR 94 unit) Menggunakan air (H2O) sebagai pendingin dan
moderator PWR : 2 siklus pendingin BWR: 1 siklus pendingin
Loss of Coolant Accident (LOCA) Merupakan kecelakaan kehilangan pendingin
pada reaktor nuklir. Merupakan salah satu kejadian parah yang
diperhitungkan dalam desain reaktor nuklir. Berdasarkan dampaknya dapat dibedakan
menjadi Large Break LOCA (LBLOCA) dan Small Break LOCA (SBLOCA)
Emergency Core Cooling System ECCS adalah sistem pendinginan darurat pada
teras reaktor yang digunakan pada saat terjadi LOCA.
ECCS berfungsi untuk: mendinginkan teras pada saat LOCA untuk
mencegah kerusakan bahan bakar dengan menginjeksi sejumlah besar pendingin campuran air dan boric acid ke sistem pendingin reaktor.
Memberikan racun neutron tambahan untuk menjamin reaktor tetap shutdown.
Sistem ECCS PWR HPIS (High Pressure
Injection System) set point pada12,41 MPa
Low Pressure Injection System (LPIS) set point 1,03 MPa
Accumulator Injection System set point 4,14 Mpa
Sistem ECCS pada BWR
Low Pressure Core Spray: Bersama LPCI dan HPCS pada LOCA, Bersama LPCI dan ADS pada small LOCA
Low Pressure Core Injection: Digunakan pada saat Residual heat removal system
High Pressure Core Spray: Dapat mendinginkan teras pada small LOCA Auto-Depressurisation System: Menurunkan tekanan dengan melepaskan
steam ke kolam suppresi
Contoh Large Break LOCA pada PWR Design Based Accident (DBA) pada PWR adalah
patahan guillotine pada cold leg sistem primer yang mengakibatkan hilangnya pendingin dari kedua sisi.
Fase kejadian : Blowdown phase, Refill phase, Bypass phase, Reflood phase, Long term cooling phase
LBLOCA phases Blowdown phase:
Terjadi penurunan tekanan sangat cepat dan hilangnya aliran massa yang besar.
Mengaktifkan sistem ECCS high pressure safety injection dan accumulator.
Bypass phase: Ketika ECCS mulai beroperasi tekanan uap dalam teras menahan aliran pendingin accumulator sehingga air mengalir melalui bagian atas
LBLOCA phases (2) Refill Phase:
Tekanan Reactor Vessel sudah berkurang Aliran accumlulator sudah tidak terhambat Diaktifkan Low Pressure Safety Injection
Reflood Phase: Pada fase ini lower plennum sudah terisi dan teras
mulai tergenang air. Air terus mengisi sampai ketinggian saluran
masukan, kelebihan air akan dikeluarkan melalui tempat terjadinya kebocoran
LBLOCA phases (3) Long term cooling phase:
air pendingin dialiran ke sisi kaki dingin yang tidak bocor dari pompa LPIS dan dijaga tekanan hidrostatisnya sehingga aliran menuju teras dapat dilakukan dengan sirkulasi alam
Uap yang dihasilkan dalam teras keluar melaui bocoran dan dikondensasikan oleh semprotan air dalam sungkup reaktor.
PWR Small Break LOCA Untuk kebocoran yang lebih kecil, tekanan
sistem primer berkurang sehingga mengaktifkan set point High Pressure Safety Injection sehingga High Pressure Safety Injections dimulai.
Pada kebocoran kecil teras tetap tergenangi air karena make up water reaktor dapat mengganti jumlah yang hilang.
Contoh BWR LOCA Design Basis Accident untuk LOCA pada BWR
adalah kebocoran pada jalur resirkulasi bagian suction
Contoh BWR LOCA Hilangnya pendingin menyebabkan
temperatur kelongsong bahan bakar meningkat dengan cepat dan teras mulai tidak terendam.
Pengaktifan High Pressure Core Spray untuk mendinginkan bagian atas teras.
Low Pressure Injection Safety aktif ketika tekanan mulai turun.
Mulai proses refill dan reflood
Kecelakaan Three Mile Islands Three Mile Islands unit 2
Lokasi: Middletown , Pensylvania Reaktor Tipe PWR Daya listrik 959 MWe Rancangan Babcock dan Wilcock Mulai Beroperasi pada 30 Desember 1978
Kecelakaan Three Mile Islands Sequence kejadian (1)
Tanggal 28 Maret 1979 pukul 4 pagi pompa utama loop sekunder gagal beroperasi sehingga tidak terjadi pengambilan panas dari loop primer.
Backup pump diaktifkan tapi ternyata valvenya belum dibuka setelah dilakukan maintenance.
Temperatur dan tekanan dalam loop primer meningkat
Pilot Operated Relief Valve pada pressurizer dibuka untuk menurunkan tekanan,
Sequence (1)
Kecelakaan Three Mile Islands Sequence kejadian (2)
Reaktor scrammed. Setelah tekanan turun PORV tetap terbuka
sehingga sekitar 80 ton sistem pendingin keluar ke quench tank.
Temperatur sistem primer terus naik. Aliran pada sistem sekunder terus berkurang
Sequence (2)
Kecelakaan Three Mile Islands Sequence kejadian (3)
Tekanan yang terus turun mengaktifkan Low Pressure Injection System ECCS
Tekanan naik dan level air pada pressurizer bertambah
Karena tidak ada indikator PORV terbuka dan tidak ada indikator level air dalam reactor vessel, operator mengira level air sudah penuh dan mematikan ECCS.
Sequence (3)
Kecelakaan Three Mile Islands Sequence kejadian (4)
Operator baru menyadari valve back up pump tertutup dan membukanya.
Tank quenching mulai penuh dan pendingin radioaktif jatuh ke lantai containment.
Cairan di lantai containment di pompa ke gedung pendukung sehingga menyebarkan zat radioaktif.
Sequence (4)
Kecelakaan Three Mile Islands Sequence kejadian (5)
Dimatikannya ECCS menyebabkan temperatur naik dan terjadi pembangkitan uap dalam teras sehingga tekanan terus naik.
Adanya uap pada sistem primer menyebabkan vibrasi pada pompa primer
Operator mematikan pompa primer untuk menghindari kegagalan.
Sequence (5)
Kecelakaan Three Mile Islands Sequence kejadian (6)
Semakin berkurangnya pendingin mengakibatkan teras bagian atas tidak terendam air
Temperatur teras telah mencapai 2000oC dan hampir setengah teras telah meleleh
Timbul gas hidrogen pada teras akibat reaksi air dan logam
Dilakukan penambahan cooling water melalui ECCS sehingga terjadi pendinginan dengan sirkulasi alami.
Tanggal 27 April setelah proses shutdown dan pendinginan reaktor resmi dideaktif.
Sequence (6)
Penyebab kejadian Kegagalan mekanik pada pompa sekunder dan PORV Kesalahan petugas maintenance dalam membuka
kembali valve back up pompa sekunder setelah maintenance dan LED indikator valve tertutup dalam keadaan tertutupi oleh tag sheet.
Kesalahan interpretasi operator terhadap kondisi PORV dan kondisi level air pada vessel
Tidak adanya indikator kondisi PORV hanya indikator sinyal listrik ke PORV.
Tidak ada indikator kondisi level air pada vessel hanya ada indikator level air pada pressurizer.
Kurangnya pelatihan bagi operator dalam menghadapi keadaan darurat.
Kondisi Teras akhir
Kesimpulan LOCA adalah kecelakaan hilangnya pendingian pada reaktor
nuklir. Pada PWR dan BWR large break LOCA merupakan kejadian yang
diperhitungkan dalam DBA. ECCS adalah sistem untuk sistem pendingin darurat yang
memberikan pendinginan ke teras pada saat kejadian LOCA Sistem ECCS pada PWR meliputi High Pressure Injection, Low
Pressure Injection dan Accumulator Injection System Sistem ECCS pada BWR meliputi Low Pressure Core Spray, Low
Pressure Core Injection, High Pressure Core Spray dan Auto-Depressurization System.
Penyebab kecelakaan TMI-2 adalah kegagalan mekanik pada pompa sekunder dan kegagalan menutup PORV serta kesalahan manusia.
Pada kecelakaan TMI-2 sistem ECCS telah berjalan dengan baik namun dimatikan karena kesalahan interpretasi dari operator.
Terima Kasih
top related