SEMINAR NASIONAL VI SDM TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA, 18 NOVEMBER 2010 ISSN 1978-0176 Roziq H.STTN-BATAN & Fak. Saintek UIN SUKA777 ANALISIS INTEGRITAS BEJANA TEKAN REAKTORPWR DAN VVER Roziq Himawan Badan Tenaga Nuklir Nasional, Kawasan Puspiptek Serpong Gd. 80, PTRKN-BATAN,Cisauk, Tangerang Selatan, 15310 Abstrak ANALISIS INTEGRITAS BEJANA TEKAN REAKTOR PWR DAN VVER. Bejana tekan reaktor merupakan komponen yang paling vital diantara komponen PLTN, sehingga disebut sebagai jantung PLTN. Olehkarenaitu,selamadioperasikandalamrentangumurdesainnya,bejanatekanreaktorharus100% terjaminintegritasnyaselamaberoperasidanumurbejanatekanreaktormenjadipenentuumurPLTNitu sendiri. Makalah ini membahas analisis perbandingan integritas bejana tekan reaktor untuk reaktor jenis air bertekanan(PWRdanVVERdengan dayapembangkitanlistrikkelas1000MW).Perbandingandilakukan berdasarkanstandardesainyangdigunakan,materialyangdigunakan,spektrumenergineutronyang digunakanuntukanalisisdampakiradiasiterhadapmaterialdanpendekatandalammelakukananalisis integritas.Darihasilkajiandiketahui,untukjenisreaktordengandayapembangkitanlistrikyangsetara, meskipun terdapat beberapa perbedaan dalam hal jenis material, ukuran dan pendekatan analisis integritas, namundalamkondisioperasinormalsampaidenganbatasumurdesainnya,keduajenisreaktor menunjukkan integritas yang memenuhi margin keselamatan, dimana nilai stress intensity factor pada retak yangdipostulasikanmasihdibawahnilaifracturetoughnessmaterialsertapergeserantemperaturacuan masih lebih kecil dari nilai yang ditetapkan. Selain itu, untuk analisis kecelakaan parahpun, dalam analisis PressurizedThermakShocksyangdilakukanberdasarkanstandarASME, kedua jenisreaktortetapmampu mempertahankan integritasnya.Kata kunci : Bejana tekan reaktor, Integritas, Pressurized Water Reactor (PWR), VVERAbstract REACTORPRESSUREVESSELINTEGRITYANALYSISFORPWRANDVVER.Reactor PressureVesselisthemostimportantcomponentofNPP,socalledasaheartofNPP.Therefore,the operationthroughouttheplantlife design,reactorpressurevesselhasto be100% assured itsintegrityand the life of reactor pressure vessel determined the life of NPP itself. In this paper, comparation analysis result of reactor pressure vessel integrity of pressurized water reactor type (PWR and VVER which has 1000 MWe powergeneration)isdescribed.Acomparationstudywasperformedaccordingtothestandarddesign, material used in construction, neutron energy spectrum which is used to analyze irradiation effect to material andtheintegrityassessmentapproach.Inthisstudy,itisknownthat,forareactorwithsamepower generation, both NPP has integrity within safety margin along the life design under normal operation, since the stress intensity factor of crack to be postulated is below the value of material fracture toughness andthe shift of reference temperature is below the limit. In the severe accident analysis, such as Pressurized Thermal Shocksevent,anassessmentwhichisconductedaccordingtoASME,bothreactorstillmaintaintheir integrity. Keywords:Reactorpressurevessel,Integrity,PressurizedWaterReactor(PWR),VVER. PENDAHULUAN Bejanatekanreaktormerupakankomponensangat pentingyangdikategorikankedalamstandar keselamatanKelas1dalamreaktorairringantipe reaktorairbertekanan(PressurizedWaterReactor, SEMINAR NASIONAL VI SDM TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA, 18 NOVEMBER 2010 ISSN 1978-0176 STTN-BATAN & Fak. Saintek UIN SUKARoziq H.778 PWR).Selaindidalamnyaterdapatterastempat berlangsungnyareaksifisi,bejanatekanreaktor sekaligusberfungsiuntukmencegahkeluarnya bahanradioaktifhasilreaksifisi.Olehkarenaitu, integritassuatubejanatekanharusdijagaselama umurpakainyadanjugaharusmempertimbangkan terkaitdengankemungkinanperpanjanganumur instalasi(PlantLifeExtension).Karenafungsinya ini,makabejanatekanreaktordidesaindan diproduksiberdasarkanperaturanyangketat,yang manaperaturantersebutberbeda-bedaberdasarkan regulasi dari negara pemilik. Dalamrangkamenyongsongpembangunan PLTNpertamadiIndonesia,PusatTeknologi ReaktordanKeselamatanNuklir,BadanTenaga NuklirNasional(PTRKN-BATAN)mempersiap- kanSumberDayaManusiauntuksiapmenjadi pendukung teknis (Technical Support Organization, TSO). Pada penelitian sebelumnya, sebagai kegiatan awal,telahdilakukananalisisintegritasbejana tekanreaktoruntukreaktorPWRdengan menghitung Stress Intensity Factor (SIF) pada retak yangdipostulasikandalamkondisitransienoperasi normal berdasarkan Metoda Elemen Hingga[1]. Dalam makalah ini akan dibahas terkait dengan kajian teknis analisis perbandingan integritas bejana tekanreaktoruntukVVERdanPWRkelas1000 MW.VVERmerupakanreaktorbuatanRusiayang merupakantipereaktoryangmiripdenganreaktor PWR.BerbedadengantiperaktorRBMKyang menggunakangrafitsebagaimoderatornya,maka reaktor tipe ini menggunakanair sebagaimoderator sekaliguspendinginsebagaimanahalnyadengan reaktor PWR. SejalandenganjatuhnyakomunisdiUni Soviet,eraketerbukaandiRusiatelahdimulai, sehingga teknologi reaktor yang dahulunya tertutup, saatinidapatdiketahuimelaluiaktivitas-aktivitas yangdiprakarsaiolehIAEA.Dalamkajianini, PWRdiambilkarenapadadasarnyaPWRyang dioperasikansaatinimemilikidasarataukonsep yangmiripyangterwakiliolehdesainprodukdari AmerikaSerikat,dimanadesainnyaberdasarkan standarASMESectionIIIdanSectionXI[2,3]. SedangkanVVERyangmerupakanprodukRusia diproduksiberdasarkanstandarRusiayangbanyak dioperasikandiwilayahEropaTimur.Kajian difokuskanpadaanalisisintegritasbejanatekan, yangdilakukanmelaluikajianstandartentang desainbejanatekanreaktordanevaluasiintegritas bejanatekanrekan,beberapadokumenterbitan IAEAsertamakalah-makalahterkaitdengan evaluasi integritas bejana tekan reaktor. DESKRIPSIBEJANATEKANREAKTOR VVER DAN PWR AntarareaktorPWRdanVVERkelas1000MW, memilikidataspesifikasiyangtidakjauhberbeda. Tabel1memperlihatkandataspesifikasireaktor PWRdanVVERkelas1000MW,yangkeduanya merupakanreaktorgenerasikeduadalamurutan evolusi. Bejanatekanreaktortipeairbertekananyang ada saat ini, padaprinsipnya didesainberdasarkan 2 kelompokbesarCodesdanStandards,yaitu pertamaadalahASMEyangmerupakanstandar AmerikaSerikat.Standarinidiadopsiolehbanyak negarasepertiJepangdannegara-negaraEropa sehinggastandarKTA,RCC-M,danJSME memilikibanyakkesamaandenganstandarASME. KelompokkeduaadalahPNAEGyangmerupakan standarRusia,yangbanyakdiadopsiolehnegara-negarabekasUniSoviet.Namunsaatiniada keinginanuntukmelakukanharmonisasiantar standar,yangtujuannyaadalahuntukmenyatukan standar yang telah ada. Tabel 1 Spesifikasi PLTN PWR dan VVER kelas 1000 MW generasi kedua [4,5]. VVER 1000 PWR Daya termal (MW) Jumlah untai Pembangkit uap Tekanan sistem primer (MPa) Temp. Inlet teras (C) T teras (C) Diameter dalam bejana (m) Tinggi bejana (m) Tebal dinding bejana (m) 3.000 4 Horizontal 15,7 288,11 29,9 4,136 13,531 0,1925 3.400 4 Vertikal 15,5 292,3 34,8 4,19 13,36 0,216 Didalammendesainsuatubejanatekan,salahsatu faktoryangdigunakanadalahfaktorperhitungan. Faktorperhitunganyangdigunakandalam mendesain bejana tekan ini ada 5 jenis yaitu: a.Analisis tegangan statis, b.Ketahananterhadapnon-ductile/brittle fracture, c.Kekuatan fatik d.Ketahanan terhadap kejadian gempa e.Kajian umur. Darikelimafaktorperhitungandiatas, ketahananterhadapnon-ductile/brittlefracture memegangperananyangsangatpentingkarena, iradiasineutronyangdihasilkanakibatreaksifisi dapatmenimbulkanpenggetasanmaterialbejana tekan,danhaliniakanmenurunkanketahanan terhadapnon-ductile/brittlefracture.Jikasuatu SEMINAR NASIONAL VI SDM TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA, 18 NOVEMBER 2010 ISSN 1978-0176 Roziq H.STTN-BATAN & Fak. Saintek UIN SUKA779 materialbersifatbrittlefracture,makaapabila terjadiretakpadamaterialtersebutakan mengakibatkanunstablecrackgrowthsepertiyang terjadi pada pecahnya kaca. PERBEDAANUTAMAANTARABEJANA TEKANREAKTOR VVERDANPWRKELAS 1000 MW Material Bejana Tekan BaikbejanatekanreaktorPWRdanVVERkelas 1000MWterbuatdaribajaferitik,meskipundalam implementasinyaterdapatperbedaandarisisi komposisipenyusunnya,standar,danmetode fabrikasi.Logamindukmaterialbejanatekan reaktorPWRyangakandiperbandingkandalam kajianiniadalahbajaferitikdengankode SA533B[5,6].BejanatekanreaktorPWRterbuatdari pelatyangkemudianditekukdandi-lasuntuk membentukbentuksilinder.Untukbejanatekan reaktor PWR generasi kedua ini,pengelasandengan arahaxialdanmelingkardilakukanpadadaerah beltline.Sedangkanlogamindukmaterialbejana tekanreaktorVVERyangakandiperbandingkan dalamkajianiniadalahbajaferitikdengankode 15Kh2NMFA.Bejanatekandibuatdenganmetodetempa (forging)untukmembuatbentukring,yang kemudiandilassecaramelingkar.Tabel2dan3 masing-masingmemperlihatkankandunganunsur pengotorutamasertasifattermaldanmekanik materialbejanatekanPWRdanVVERkelas1000 MW. Tabel 2 Unsur pengotor utama dalam material bejana tekan reaktor PWR dan VVER [5,6] Pengotor (w/o) PWR Base PWR Weld VVER Base VVER Weld Cu Ni P 0,14 0,58 0,013 0,055 0,97 0,022 0,07 1,11 0,012 0,04 1,71 0,012 Spektrum Energi Neutron SpektrumenergineutronantarareaktorPWRdan VVERtidakmemilikiperbedaansecarasignifikan. Meskipundemikian,terdapatperbedaandalamhal tingkatenergiyangdigunakanuntukperhitungan fluensi.Misalnya,untukreaktorVVER,neutron denganenergilebihbesardaripada0,5MeV dipertimbangkansebagaipembentukfluensiyang diperkirakanakanmemperngaruhikarakteristik materialbejana.SedangkanuntukreaktorPWR, batasenergineutronyangdipergunakanadalah 1MeV[7,8]. Sehingga,dalamperhitungan fluensi-nya saatdi akhirumurdesain,jikadefinisifluensidalam reaktorVVERdikonversidenganenergineutronE >1MeV,makaantarareaktorPWRdanVVER akan memiliki nilai yang mendekati sama. Tabel 3 Karakteristik Termal dan Mekanik bejana tekan reaktor PWR dan VVER 1000[6,7] PWRVVER 1000 BaseCladBaseClad Konduktivitas panas, (Wm-1K) Specific heat capacity, cp (Jg-1K) Thermal expansion coefficient, (1/K 106) Youngs Modulus, E (GPa) Yield strength (MPa) Poisson ratio, v 40,9 0,44 10,3 191 345 0,3 14,2 0,52 15,0 195 207 0,3 35,0 0,446 10,7 208 431 0,3 13,2 0,448 15,3 165 392 0,3 Pendekatan Dalam Melakukan Kajian UmurKajianumurharusdilakukanpadasaatpelaksanaan desainyangberfungsiuntukmemprediksikanumur desain,selamamasaoperasidandiakhirmasa operasiyangdigunakandalamrangka memperpanjangumurreaktor.Kajianumursaat desaindilakukanberdasarkandataeksperimen terhadapmaterialyangdiiradiasidengankondisi samadengankondisireaktordayasesungguhnya. Sedangkanpadasaatoperasi,datamaterial diperolehdarihasilsurveillancematerialyang diletakkandalamterasreaktor.Sehingga,kondisi degradasiakibatiradiasimerupakankondisiaktual yang terjadi pada material bejana tekan. Pelaksanaan surveillancedalamreaktorPWRdilaksanakan beradasarkan ASTM E 185 sedangkan untuk reaktor VVERdilaksanakanberdasarkanPNAEG-7-008-89.Hasilsurveillanceiniakandipergunakanuntuk menentukandampakiradiasineutronterhadapsifat mekanik material bejana tekan reaktor.Pada saat mendesain bejana tekan reaktor PWR danVVERtelahditetapkankurvafracture toughnessmaterialbejanatekanreaktoryang SEMINAR NASIONAL VI SDM TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA, 18 NOVEMBER 2010 ISSN 1978-0176 STTN-BATAN & Fak. Saintek UIN SUKARoziq H.780 merupakanfungsidaritemperatur.Berdasarkan masing-masingstandaryangdigunakanuntuk desain, kedua kurva ini memiliki perbedaan. Selama reaktorberoperasi,dampakiradiasineutron terhadapmaterialbejanatekanreaktor mengakibatkan pergeseran kurva fracture toughness kearahtemperaturtinggi.Halinimenunjukkan terjadinyapenggetasanmaterial.Dalampenentuan integritasbejanatekanreaktor,pergeserankurva fracture toughness ini dibatasi oleh standar.UntukreaktorVVER,dampakiradiasineutron dikarakterisasidenganpenyimpangantemperatur kekritisanuntukkegetasan(criticaltemperatureof brittleness),Tk.DimananilaiTkiniditentukan secaralangsungberdasarkanhasilujiCharpyV-notchsuatumaterialyangtelahmengalamiiradiasi saja, dengan persamaan seperti berikut ini[5,7,8]. NTTTFTkTkT A + A + A + =0 (1) dengan Tk adalah critical temperature of brittleness, Tk0adalahinitialcriticaltemperatureofbrittleness, TFadalahpenyimpanganakibatiradiasi,TT adalah penyimpangan akibat thermal aging dan TN adalahpenyimpanganakibatkerusakanberulang untukdaerahdengantegangantinggiyangnilainya kurang dari 20C, di daerah teras. ( )3 / 12210 = A F FA T (2) denganAFadalahkoefisiensensitivitasiradiasi dalam hal ini adalah kandungan tembagadan fosfor sedangkan|adalahfluensineutroncepatdalam satuan neutron/cm2 (E>0,5 MeV). DiAmerikaSerikatdampakiradiasineutron dikarakterisasidengantemperaturekivalenyang dinyatakandenganT-RTNDT,denganRTNDTadalah singkatandariReferenceTemperatureforNil DuctileTemperatureyangdidefinisikandidalam standarASME,SectionIII,ArticleNB2331. KenaikanRTNDT akibatpaparanradiasineutron dievaluasiberdasarkanCFR10-50,AppendixG, yang menggunakan persamaan di bawah ini. margin + A + =NDTRTNDTinitialRTNDTRT(3) denganRTNDTadalahtemperaturreferensiuntuk materialnon-iradiasi,RTNDTadalahkenaikan temperaturreferensiakibatiradiasidanmargin ditentukanberdasarkanstandardeviasisuatu parameteryangdigunakanuntukmengantisipasi ketidakpastianagarprediksidilakukanlebih konservatif. ( )( )( )( ) FF CFff CFNDTRT == Alog 1 , 0 28 , 0 (4) denganfadalahfluensineutrondalamsatuan1019 neutron/cm2(E>1MeV),FFadalahfaktorfluence danCFadalahfaktorkimiaberdasarkankandungan tembaga dan nikel. RTNDT ditentukan berdasarkan uji drop weight dan uji Charpy V-notch. Setelahdilakukanevaluasipenurunansifat mekaniksepertidisebutkandiatas,selanjutnya dilakukananalisistegangandananalisisfracture mechanicsuntukmengetahui,integritasaktual bejanatekanreaktor.Analisistegangandilakukan berdasarkankondisipadasaatterjadisevere accident berupa kondis Pressurized Thermal Shock, sedangkanfracturemechanicsdilakukan berdasarkanretakyangdipostulasikan,dengan geometri, posisi dan oriantasi yang bervariasi. PEMBAHASAN DariTabel1dapatdiketahuibahwaantarareaktor PWRdanVVERmemilikikesamaanspesifikasi dayapembangkitandanjugakemiripandalamhal kondisioperasiyangdinyatakandengantekanan, temperaturinletsertaperbedaantemperaturantara inletdanoutletketikareaktorberoperasi.Dari tekananoperasiyangnilainyahampirsama menunjukkanbahwateganganyangbekerjapada dindingbejanatekanreaktorjugatidakterlalu berbeda sehinggadampakpenuaan terhadap dinding bejana tekan reaktorpun tidak begitu berbeda. KemudiandariTabel3,antaramaterialbejana tekan untuk reaktor PWR dan VVER juga memiliki kesamaansifatthermaldansifatmekaniknya.Dari kedua Tabel ini, maka integritas kedua bejana tekan reaktorjikadilihatdarisisidesainberdasarkan analisisteganganstatis,kekuatanfatikdan ketahanan terhadap gempa berada pada tingkat yang setara.Misalnya,untuktekananoperasireaktor yang besarnya sekitar 15 MPamaka nilainyamasih beradajauhdibawahkekuatanluluhmaterialnya. Berdasarkantekanandesain,yangnilainyasekitar dua kali tekanan operasipun, nilainyamasih jauh di bawahnilaiteganganluluhmaterial.Sehingga, integritasdarisisidampakmekanikmemiliki tingkat yang sama.Berdasarkan metode fabrikasinya,bejana tekan reaktorVVERyangdiproduksidenganmetode forgingmemilikikeunggulanbiladibandingkan denganbejanatekanreaktorPWR.Karenadengan metodeforgingberartimereduksijumlah sambunganlasdalamhalinisambunganvertikal dapat ditiadakan. Perbedaanyangpalingmendasardalam materialbejanatekanreaktorPWRdanVVER adalahkandunganpengotoryangberdampakpada degradasimaterialyaituterkaitdenganproses penggetasanakibatiradiasi(irradiation embrittlement)neutron.DariTabel2diketahui SEMINAR NASIONAL VI SDM TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA, 18 NOVEMBER 2010 ISSN 1978-0176 Roziq H.STTN-BATAN & Fak. Saintek UIN SUKA781 bahwakeduatipematerialbejanatekanreaktor sangatmemperhatikan3unsurutamayaitu tembaga, fosfor dannikel. Untuk kandungan fosfor, keduamaterialbejanamemilikikandunganyang setarasedangkanuntuktembagadannikel berlainan. Dalam standar yang diberlakukan sebagai persyaratanmaterialbejanatekan,standarRusia menetapkanbahwatembagadanfosfordigunakan didalammelakukanevaluasiNDT(NilDuctile Temperature)danmemprediksifracturetoughness sedangkan dalam USNRC guide memasukkan unsur tembagadannikel[5].Sebagaimanatelahdiketahui secaraumum,unsurtembagamerupakanunsur yangpalingdominandalammekanisme penggetasanyangdisebabkanolehterjadinya presipitasitembaga.Materialbejanatekanreaktor PWRmemilikikandungantembagayanglebih tinggisedangkanmaterialVVERmemiliki kandungannikelyanglebihtinggi.Kandungan nikelyangtinggiinibertujuanuntukmemperbaiki sifathardenability.Sedangkankandungantembaga yanglebihtinggipadamaterialPWRdisebabkan olehpenambahantembagadarilapisantembaga elektrodalasyangbertujuanuntukmemperbaiki ketahanankorosidanmeningkatkankonduktivitas listrik yang diperlukan selama proses pengelasan. Selanjutnya,untukmelihatdampakiradiasi padamaterialbejanatekanreaktor,padaTabel4 diperlihatkandatafluensikeduajenisreaktoryang telah dikonversikan ke energi neutron 1MeV. Tabel 4 Fluensi pada material bejana reaktor selama masa operasi reaktor Tipe reaktor FLUX, n.m-2.sec-1 (E>1MeV) LIFETIME* FLUENCE, n.m-2 (E>1MeV) VVERPWR 3-4 x 1014 4 x 1014 3,7 x 1023 4 x 1023 * Berdasarkan lifetime desain masing-masing reaktor Daritabeldiatasdiketahuibahwameskipundalam standarRusiamemperhitungkanfluxneutron berdasarkanenergineutron0,5MeV,namunketika dikonversikankeenergineutrondiatas1MeV, maka antara reaktor PWRdan VVER memiliki flux neutronyangsetaradanfluensiyangdihasilkan pada materialpun nilainya mendekati. Darihasilanalisispengujianmaterial surveillancediketahuibahwasampaidenganumur desain,pergeserannilaitemperaturreferensiuntuk bejanaVVERyangdihitungberdasarkan Persamaan(1),sebesar97Cdansedangkanuntuk bejanaPWRyangdihitungberdasarkanPersamaan (3),sebesar82C [5].Apakahpergeseraninimasih diperbolehkan atau tidak (melampaui ketentuan atau tidak), maka jika dilihat dari standar yang berlaku di Rusia,ternyataRusiatidakmenetapkanbatas maksimumpergeserantemperaturreferensi. Sedangkan di AmerikaSerikat, berdasarkan standar ASME,pergeserantemperaturreferensihanya diperbolehkanmaksimumsampai149Cuntuk sambunganlasanmelingkardan132Cuntukpelat danhasilprodukforging.Jikapersyaratan(standar ASME)iniditerapkanuntukbejanatekanreaktor PWR dan VVER, makapergeserannilai temperatur referensi kedua bejana tersebut masih jauh di bawah batas yang diijinkan. Gambar1dan2menunjukkanhasilanalisis fracturemechanics(analisisdeterministik)untuk kedua jenis bejana reaktor dengan mempostulasikan retakyangmemilikikedalamanbervariasi.Analisis dilakukanberdasarkanLinierElasticFracture Mechanicdandalamkondisiterjadikecelakaan parah,dimanadalamanalisisinidipostulasikan terjadiLOCAyangmengakibatkanECCS beroperasi.Analisistegangandilakukandengan mempertimbangkanteganganpanasakibat terjadinya pendinginan secara tiba-tiba dari airyang diinjeksikan oleh ECCS.Sumbu tegakpada gambar menunjukkan nilai stress intensity factor retakyang dianalisissedangkansumbudatarmenunjukkan waktudalampersensampaidenganpendinginan selesai.Ukuranretakdinyatakandengan perbandinganantarapanjangretakdengantebal dindingbejanatekan.Misalnya,untuka/w=0,1 berartipanjangretaksepersepuluhdaritebal dinding. (a) Orientasi retak longitudinal SEMINAR NASIONAL VI SDM TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA, 18 NOVEMBER 2010 ISSN 1978-0176 STTN-BATAN & Fak. Saintek UIN SUKARoziq H.782 (b) Orientasi retak melingkar Gambar 1. Stress Intensity Factor retak pada VVER dengan kedalaman berbeda[5]. Dari keduagambar ini dapatdiketahui bahwa kedua bejanatekanreaktormemilikikarakteristikyang mirippadaperubahannilaistressintensityfactor padasaatterjadikecelakaanparahuntukukuran retakyangsama.Untukukuranretakyangpaling ekstrimyaitu a/w=0,99 pun keduanya memiliki nilai stressintensityfactoryangmendekati.Danjika ditinjau dari integritas bejana tekan reaktor pada saat terjadikecelakaanparahini,nilaistressintensity factoruntuka/w=0,99adalahsekitar900MPam untukreaktor VVERdansekitar750MPam untuk reaktorPWR.Jikanilaistressintensityfactorini dibandingkandengannilaifracturetoughness, ternyatakeduanilaitersebutmasihdibawahnilai fracturetoughness,untuktemperaturruangannilai fracturetoughnessadalah1.000MPam,dannilai iniakanmeningkatseiringdengankenaikan temperatur (a) Orientasi retak longitudinal (b) Orientasi retak melingkar Gambar 2. SIF retak dengan orientasi longitudinal pada PWR dengan kedalaman berbeda[5]. Berdasarkanorientasiretakmelingkar,makanilai SIFuntukretakyanglongitudinallebihbesar dibandingkandengannilaiSIFuntukretakyang melingkar.Berdasarkanhalini,makametode fabrikasisecaraforgingmemilikikeunggulan komparatifdalamhalintegritasstrukturbejana tekan.Karenadengantidakadanyasambunganlas secaravertikal,berartikebolehjadianterjadinya retak dengan orientasi vertikal akan semakin kecil. Dalam analisis probabilistic fracture mechanics (PFM) terjadinya unstable crack growth (nilai stress intensityfactormelampaunilaifracturetoughness) kegagalanbejanasecaramenyeluruh,diperoleh nilai3,610-5untukreaktorPWRdan110-6 untuk reaktor VVER. Dari hasil ini diketahui bahwa reaktorVVERmemilikiprobabilistikterjadinya unstablecrackgrowthyanglebihrendahdaripada reaktor PWR. Dariserangkaianhasilanalisisini,diketahui bahwameskipunterdapatperbedaanpadamasing-masingreaktor,namundalamanalisissaatterjadi kecelakaanparahdananalisisintegritasmaterial saatdiakhirumurdesainkeduareaktordapat mempertahankan integritasnya. KESIMPULAN Telahdilakukananalisisintegritasbejanatekan reaktorPWRdanVVERkelas1000MW.Bejana tekan reaktor PWR dan VVER didesain berdasarkan filosofiyangsama,meskipunterdapatperbedaan dalamstandardesain,material,danproses pembuatannya.Dalammelakukananalisisintegritas bejanatekanreaktorpun,terdapatpendekatanyang berbedaantarareaktorPWRdanVVER.Meskipun demikian,hasilanalisismenunjukkanbahwakedua jenisreaktormemilikiintegritasyangberadadi dalambatasmarjinkeselamatan.Dalamanalisis kecelakaanparahpun,keduajenisreaktormasih SEMINAR NASIONAL VI SDM TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA, 18 NOVEMBER 2010 ISSN 1978-0176 Roziq H.STTN-BATAN & Fak. Saintek UIN SUKA783 mampu mempertahankan integritasnya. DAFTAR PUSTAKA 1. RoziqHimawandanAnniRahmat,Analisis IntegritasBejanaTekanReaktordalam LingkunganPressurizedThermalShock: PerilakuPerambatanRetak,LaporanTeknis PTRKN-BATAN, 2008. 2. AnnonymASMESectionIII,Rulesfor ConstructionofNuclearFacilityComponents, 2007. 3. Annonym,ASMESectionXI,RulesforIn-serviceInspectionofNuclearPowerPlant Components, 2007. 4. MilanBrumovsky,RPV:Design, ManufacturingandMaterials,Workshopon Irradiation-InducedEmbrittlementofPressure Vessel Steels, Trieste-Italy, November 2009. 5. OyaOzdereGulol,ComparisonofPressure VesselIntegrityAnalysisandApproachesfor VVER1000andPWRVesselsforPTS Conditions, Nuclear Engineering andDesign, Vol. 226 (2003), pp. 231-241. 6. J.S.Kim,et.al.,InvestigationonConstraint EffectofReactorPressureVesselUnder PressurizedThermalShock,Nuclear EngineeringandDesign,Vol.219(2002),pp. 197-206. 7. Annonym,GuidelinesOnPressurized ThermalShockAnalysisForVVERNuclear Power Plants, IAEA-EBP-VVER, 2006. 8. Annonym,AssessmentandManagementof AgeingofMajorNuclearPowerPlant ComponentsImportanttoSafety:PWR PressureVessels,IAEA-TECDOC-1556, 2007. 9. ElisabethKeim,et.al.,LifeManagementof ReactorPressureVesselUnderPressurized ThermalShockLoading:Deterministic ProcedureandApplicationtoWesternand EasternTypeReactors,PressureVesselsand Piping, Vol. 78 (2001), pp.85-98. TANYA JAWAB: Pertanyaan 1.Apakahpenelitianinidapatdiujicobadi industribejanauntuknonnuclearpower? (Gede Ardana) 2.Selainparameter-parameterthermal, temperaturdankandunganpengotorpada bahanbejana,apakahadaparameterlain seperti tekanan dari sistem? (Tegas Sutondo) 3.ApakahpabrikasibejanaPWRdanVVER menggunakanstandardyangsama?(Hari Sudirdjo) Jawaban 1.Metodeevaluasi,yaituanalisisdantractore mechanicsanalysisdapatdiaplikasikanpada bejananonnuclearpower.Hanyasaja, ketentuanstandarduntuknuclearcomponent dan non-nuclear adalah berbeda 2.Untukmelakukananalisismaterialakibat iradiasinetron,digunakanparameter temperaturacuanyangdipengaruhioleh kandunganunsurpengotor,temperatur merupakan faktor yang dicari. 3.Tidak,bejanatekanreaktorPWRdibuat berdasarstandardASMEsedangkanVVER dengan standard PWAEG SEMINAR NASIONAL VI SDM TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA, 18 NOVEMBER 2010 ISSN 1978-0176 STTN-BATAN & Fak. Saintek UIN SUKARoziq H.784