LAPORAN KERJA PRAKTIK

TINDAKAN PROTEKTIF SISTEM KESELAMATAN REAKTOR SERBA GUNA G. A. SIWABESSY SAAT TERJADI KEGAGALAN CATU DAYA PADA KEDUA POMPA PRIMERPUSAT REAKTOR SERBA GUNA BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL 13 Februari-12 Maret 2012

Diajukan Oleh: Nina Fauziah (09/289119/TK/36010)

PROGRAM STUDI TEKNIK NUKLIR JURUSAN TEKNIK FISIKA FAKULTAS TEKNIK UNIVERSITAS GADJAH MADA YOGYAKARTA 2012

LEMBAR PENGESAHANLAPORAN KERJA PRAKTIK TINDAKAN PROTEKTIF SISTEM KESELAMATAN REAKTOR SERBA GUNA G. A. SIWABESSY SAAT TERJADI KEGAGALAN CATU DAYA PADA KEDUA POMPA PRIMER

Menyetujui, Pembimbing Dosen Pembimbing

(Ir. Edison, M. Si.) NIP. 19631222 199203 1 004 Mengetahui,

(Ir. Anung Muharini, M. T.) NIP. 1969 0801 1994 122001

Kepala PRSG-BATAN

(Drs. Alim Tarigan) NIP. 19561004 198302 1 001 Mengetahui dan Mengesahkan, Ketua Jurusan Teknik Fisika UGM

(Prof. Ir. Sunarno, M. Eng., Ph.D.) NIP. 1955 1124 1983 031001

ii

KATA PENGANTARSegala puji syukur dipanjatkan kepada Allah S.W.T atas berkat dan rahmat-Nya yang berlimpah sehingga penulis dapat menyelesaikan Kerja Praktik di instansi yang berwenang dalam pengembangan teknologi reaktor nuklir, Pusat Reaktor Serba Guna Badan Tenaga Nuklir Nasional, dengan tema Tindakan Protektif Sistem Keselamatan Reaktor Serba Guna G. A. Siwabessy saat Terjadi Kegagalan Catu Daya pada Kedua Pompa Primer. Kerja Praktik ini merupakan salah satu syarat yang harus dipenuhi untuk menyelesaikan program studi S1 Jurusan Teknik Fisika Fakultas Teknik Universitas Gadjah Mada. Melalui Kerja Praktik ini diharapkan para mahasiswa/mahasiswi dapat melihat secara langsung aplikasi ilmu yang didapat selama masa perkuliahan pada dunia kerja. Penulis telah mempelajari banyak hal pada pelaksanaan Kerja Praktik ini, mulai dari lingkungan kerja, keselamatan kerja yang ketat dan berkelanjutan, suasana kerja yang menyenangkan dan menjadi inspirasi untuk maju dan berusaha untuk menjadi lebih baik. Dalam pelaksanaan penyusunan Laporan Kerja Praktik, penulis mendapatkan pantauan, arahan serta bimbingan dari berbagai pihak. Maka dalam kesempatan ini, tak lupa penulis mengucapkan terima kasih kepada pihak-pihak yang telah membantu pelaksanaan dan penyusunan Laporan Kerja Praktik kepada: 1. Orang tua dan keluarga tercinta yang selalu memberi nasihat dan dukungan sehingga menjadi sumber inspirasi untuk selalu maju dan berjuang memberikan yang terbaik, 2. Prof. Sunarno selaku Ketua Jurusan Teknik Fisika Universitas Gadjah Mada; 3. Ibu Ir. Anung Muhairini M. T., selaku dosen pembimbing Kerja Praktik yang meluangkan waktu, tenaga, dan pikiran dalam memberikan bimbingan dan arahan sehingga laporan kerja praktek ini dapat terselesaikan, 4. Bapak Drs. Alim Tarigan, selaku Kepala PRSG-BATAN yang telah mengizinkan penulis untuk melaksanakan Kerja Praktik di PRSG-BATAN,

iii

5. Bapak Ir. Edison, M. Si., selaku pembimbing Kerja Praktik penulis yang banyak membantu dan mewujudkan impian penulis untuk melaksanakan kerja praktek di BATAN, 6. Bapak Jaja, Bapak Jonnie, Bapak Toto, Bapak Mariatma, dan Bapak Aziz, yang telah banyak membantu penulis dalam banyak hal; studi lapangan, serta penjelasan secara gamblang mengenai sistem-sistem reaktor sehingga sangat membantu penulis dalam proses pemahaman sistem reaktor, 7. Bapak Kiyat, Bapak Tri, Bapak Suryana, Ibu Yati dan Ibu Tati dan semua pihak di bagian pengajaran Jurusan Teknik Fisika UGM yang banyak membantu penulis dalam permasalahan administrasi seputar Kerja Praktik, serta 8. Pihak-pihak lain yang telah membantu penulis namun tidak dapat disebutkan satu per satu. Semoga setiap kebaikan dari pihak-pihak tersebut akan mendapatkan imbalan dari Tuhan Yang Maha Esa. Penulis sadar bahwa dalam penyusunan Laporan Kerja Praktik ini masih terdapat kekurangan, untuk itu penulis siap menerima masukan berupa kritik dan saran yang membangun dan kiranya dapat membantu untuk penyusunan laporan lain yang lebih baik di masa yang akan datang. Akhir kata, semoga Laporan Kerja Praktik ini dapat bermanfaat bagi penulis khususnya dan bagi pembaca.

Yogyakarta, 13 Juni 2012

Nina Fauziah 09/289119/TK/36010

iv

ABSTRAKNama : Nina Fauziah Judul : Tindakan Protektif Sistem Keselamatan Reaktor Serba Guna G. A. Siwabessy saat Terjadi Kegagalan pada Kedua Pompa Primer TINDAKAN PROTEKTIF SISTEM KESELAMATAN REAKTOR SERBA GUNA G. A. SIWABESSY SAAT TERJADI KEGAGALAN CATU DAYA PADA KEDUA POMPA PRIMER. Analisis mengenai kemungkinan adanya kejadian yang tidak diinginkan pada sistem reaktor, seperti kejadian pemadaman listrik secara mendadak (kegagalan catu daya), sangat penting dilakukan untuk menjamin kemampuan dan keamanan desain sistem. Di Reaktor Serba Guna G. A. Siwabessy, salah satu kejadian kegagalan catu daya pernah terjadi pada tanggal 20 November 2011, pukul 03.43. Saat itu reaktor sedang beroperasi pada daya 15 MW. Kejadian ini menyebabkan matinya sistem pendingin utama, sistem ventilasi, dan sistem purifikasi. Reaktor scram secara otomatis pada jam tersebut. Selanjutnya dilakukan tindakan protektif aktif untuk membuang panas peluruhan, yaitu pengoperasian dua sistem pendingin kolam (JNA 10 dan 30) pukul 03.44. Suhu maksimal yang dicapai sekitar teras reaktor adalah 42oC, sementara suhu maksimal yang diizinkan adalah 47oC. Maka dapat disimpulkan bahwa tindakan protektif yang dilaksanakan mampu mempertahankan reaktor dalam kondisi aman. Kata kunci: tindakan protektif, kejadian, scram, panas peluruhan, suhu maksimal.

v

DAFTAR ISILEMBAR PENGESAHAN. ii KATA PENGANTAR. iii ABSTRAK.. v DAFTAR ISI... vi DAFTAR TABEL..... viii

DAFTAR GAMBAR.. ix DAFTAR GRAFIK. x BAB I PENDAHULUAN.. 1 1.1 Latar Belakang..... 1 1.2 Tujuan.. 1 1.3 Tempat dan Waktu Kerja Praktik.... 2 BAB II REAKTOR SERBA GUNA G. A. SIWABESSY (RSG-GAS)... 3

2.1 Sejarah.... 3 2.2 Uraian Singkat Spesifikasi Reaktor 4 2.3 Visi dan Misi.. 7 3.2.1 Visi PRSG.................... 7

3.2.2 Misi PRSG............................................... 8 2.4 Fasilitas....................... 8 BAB III KEGIATAN KERJA PRAKTIK DI SUB BIDANG KESELAMATAN OPERASI (SBKO).. 10 3.1 Profil SBKO............................. 10 3.2 Struktur Kepengurusan SBKO.. 11

3.3 Kegiatan Kerja Praktik... 11 BAB IV TUGAS KHUSUS: TINDAKAN PROTEKTIF SISTEM vi

KESELAMATAN REAKTOR SERBA GUNA G. A. SIWABESSY SAAT TERJADI KEGAGALAN CATU DAYA PADA KEDUA POMPA PRIMER... 14 4.1 Pendahuluan..... 14 4.1.1 Latar Belakang. 14 4.1.2 Tujuan..................................... 15 4.1.3 Batasan Masalah................................. 16 4.1.4 Metode................................ 16 4.2 Sistem Pendingin Reaktor.................................... 16 4.2.1 Sistem Pendingin Primer................................. 18 4.2.2 Sistem Pendingin Sekunder................ 20 4.2.3 Sistem Pendingin Kolam.... 22 4.3 Ragam Keselamatan Teknis (RKT)................................. 24 4.3.1 Sistem dan Peralatan Terkait dengan Pembuangan Panas atau Panas Peluruhan..... 24 4.3.1.1 Sistem pendingin kolam..... 24 4.3.1.2 Roda gila pompa primer............................. 24 4.3.1.3 Pengaturan penutupan katup pada sistem pendingin primer... 24 4.3.1.4 Katup sirkulasi alam....................... 25 4.3.2 Sistem dan Peralatan Terkait dengan Penjagaan Reaktor Shut-down, Pengendalian, dan Penyediaan Daya Listrik Darurat 25 4.3.2.1 Sistem batang kendali...... 26 4.3.2.2 Sistem Proteksi Reaktor (SPR)....................... 26 4.3.2.3 Catu daya darurat....... 27 4.4 Analisis Keselamatan.................................. 28 4.4.1 Batas Keselamatan Reaktor.......................... 28 4.4.2 Fungsi-fungsi Sistem Proteksi Reaktor .. 28

vii

4.4.3 Tindakan Protektif Sistem Keselamatan saat Terjadi Kegagalan Catu Daya pada Kedua Pompa Primer Sesuai LAK. 30 4.4.4 Tindakan Protektif Sistem Keselamatan saat Terjadi Kegagalan Catu Daya pada Kedua Pompa Primer dalam Praktik. 34 4.5 Kesimpulan......................................... 36 DAFTAR PUSTAKA....................... 37 LAMPIRAN.................................... 38

DAFTAR TABELBAB I PENDAHULUAN (Tidak ada tabel) BAB II REAKTOR SERBA GUNA G. A. SIWABESSY (RSG-GAS) Tabel 2.A Spesifikasi RSG-GAS......... 7 Tabel 2.B Beberapa Pemanfaatan Fasilitas RSG-GAS....... 9 BAB III KEGIATAN KERJA PRAKTIK DI SUB BIDANG KESELAMATAN OPERASI (SBKO) (Tidak ada tabel) BAB IV TUGAS KHUSUS: TINDAKAN PROTEKTIF SISTEM KESELAMATAN REAKTOR SERBA GUNA G. A. SIWABESSY SAAT TERJADI KEGAGALAN CATU DAYA PADA KEDUA POMPA PRIMER Tabel 4.A Data Desain Sistem Pendingin Primer 18 viii

Tabel 4.B Data Desain Sistem Pendingin Sekunder................... 21 Table 4.C Data Desain Komponen Sistem Pendingin Kolam......... 23 Tabel 4.D Variabel-variabel untuk Proteksi Otomatis pada SPR..... 29 Tabel 4.E Kondisi Teras Awal, Parameter-parameter Input, dan Asumsi-asumsi untuk Kecelakaan Potensial....... 31 Tabel 4.F Parameter Komponen-komponen Sistem Reaktor dan Sistem Keselamatan Tanggal 20 November 2012.......... 35

DAFTAR GAMBARBAB I PENDAHULUAN (Tidak ada gambar) BAB II REAKTOR SERBA GUNA G. A. SIWABESSY (RSG-GAS) Gambar 2.A Gedung PRSG-BATAN........................................ 3 Gambar 2.B Posisi Tabung Berkas (Beam Tube) S1-S6. 9 BAB III KEGIATAN KERJA PRAKTIK DI SUB BIDANG KESELAMATAN OPERASI (SBKO) Gambar 3.A Struktur Organisasi PRSG-BATAN... 10 BAB IV TUGAS KHUSUS: TINDAKAN PROTEKTIF SISTEM

ix

KESELAMATAN REAKTOR SERBA GUNA G. A. SIWABESSY SAAT TERJADI KEGAGALAN CATU DAYA PADA KEDUA POMPA PRIMER Gambar 4.A Sistem-sistem Pendingin Utama RSG-GAS.......................... 17 Gambar 4.B Ruang Primer.............. 19 Gambar 4.C Menara Pendingin...................................... 21

DAFTAR GRAFIKBAB I PENDAHULUAN (Tidak ada grafik) BAB II REAKTOR SERBA GUNA G. A. SIWABESSY (RSG-GAS) (Tidak ada grafik) BAB III KEGIATAN KERJA PRAKTIK DI SUB BIDANG KESELAMATAN OPERASI (SBKO) x

(Tidak ada grafik) BAB IV TUGAS KHUSUS: TINDAKAN PROTEKTIF SISTEM KESELAMATAN REAKTOR SERBA GUNA G. A. SIWABESSY SAAT TERJADI KEGAGALAN CATU DAYA PADA KEDUA POMPA PRIMER Grafik 4.A Transien Laju Alir dan Daya Reaktor saat LOFA..... 32

BAB I PENDAHULUAN

1.1

Latar Belakang

xi

Kerja Praktik merupakan kegiatan yang bermanfaat bagi mahasiswa untuk dapat terjun langsung ke dunia kerja. Kegiatan ini dilakukan agar mahasiswa dapat meningkatkan pemahaman akan ilmu pengetahuan yang telah didapat dalam perkuliahan dengan mengaplikasikan teori ke dalam praktik, serta memperkaya pengetahuan dengan ilmu-ilmu yang sebelumnya tidak didapatkan di dunia pendidikan.Oleh karena pentingnya kegiatan Kerja Praktik, maka kegiatan ini dijadikan salah satu syarat yang harus dipenuhi untuk menyelesaikan program S1 Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik Universitas Gadjah Mada, Yogyakarta. Untuk mahasiswa Porgram Studi Teknik Nuklir, khususnya dengan bidang konsentrasi Teknologi Energi Nuklir, tempat pelaksaan Kerja Praktik yang paling sesuai tentunya adalah pada sebuah pusat reaktor nuklir. Di pusat reaktor nuklir, mahasiswa dapat mempelajari segala hal yang terkait dengan nuklir, dari hal kecil seperti pengukuran dosis radiasi, sampai hal yang besar seperti pengendalian keselamatan reaktor. Karenanya, penulis melaksanakan Kerja Praktik di Pusat Reaktor Serba Guna Badan Tenaga Nuklir Nasional (PRSG-BATAN), Serpong, Tangerang. Di PRSG-BATAN ini terdapat Reaktor Serba Guna G. A. Siwabessy (RSG-GAS) yang merupakan reaktor riset dengan tipe Material Testing Reactor (MTR). Dengan dilaksanakannya Kerja Praktik di PRSG-BATAN ini, diharapkan pengalaman yang didapatkan oleh penulis mampu membawa manfaat terutama bagi penulis. 1.2 Tujuan Selain menjadi salah satu syarat kelulusan, Kerja Praktik juga merupakan sarana untuk mengembangkan ilmu yang diperoleh di bangku kuliah dan untuk mengetahui penggunaan teknologi nuklir dalam kehidupan sehari-hari. Secara umum, tujuan dari kegiatan Kerja Praktik adalah: 1. Memberikan pengalaman kerja lapangan kepada mahasiswa, 2. Membantu mahasiswa dalam memahami materi kuliah yang telah disampaikan serta aplikasinya di lapangan, dan

xii

3. Memperluas pengetahuan mahasiswa mengenai fenomena-fenomena yang belum pernah disampaikan di kelas. 1.3 Tempat dan Waktu Kerja Praktik Kerja Praktik dilaksanakan pada: Tempat : Pusat Reaktor Serba Guna - Badan Tenaga Nuklir Nasional, Kawasan Pusat Pengembangan Ilmu Pengetahuan dan Teknologi (PUSPIPTEK) Gedung 31, Serpong, Tangerang, Banten. Tanggal : 13 Februari-12 Maret 2012. Waktu : Senin-Kamis pukul 07.30-16.00 WIB. Jumat pukul 07.30-16.30 WIB.

BAB II REAKTOR SERBA GUNA G. A. SIWABESSY (RSG-GAS)

xiii

2.1

Sejarah Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) yang dibangun di kawasan PUSPIPTEK Serpong merupakan salah satu fasilitas yang dimiliki oleh Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) yang dikelola dan dioperasikan oleh Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG). Menurut Peraturan Kepala BATAN Nomor : 392/KA/XI/2005 Tentang Organisasi dan Tata Kerja, tugas PRSG adalah melaksanakan pengelolaan reaktor riset 1). Dari struktur organisasi BATAN, PRSG berada di bawah Deputi Kepala Bidang Pengembangan Teknologi dan Energi Nuklir. Reaktor Serba Guna dibangun sejak tahun 1983. Setelah dicapai kritis pertama pada 27 Maret 1987, kemudian diresmikan oleh presiden RI pada tanggal 20 Agustus 1987. Akhirnya pada bulan Maret 1992 dicapai operasi reaktor pada daya penuh 30 MW. Gedung PRSG-BATAN ditampilkan pada Gambar 2.A.

Gambar 2.A Gedung PRSG-BATAN 2)

2.2

Uraian Singkat Spesifikasi Reaktor Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) merupakan reaktor riset jenis MTR (Material Testing Reactor) pertama di dunia yang dioperasikan dengan menggunakan elemen bakar pengkayaan Uranium rendah, Low Enriched Uranium

xiv

(LEU). Pada saat rancang bangun RSG-GAS dilaksanakan, hanya tersedia elemen bakar LEU jenis Oksida (U3O8-Al) yang dapat digunakan untuk memenuhi spesifikasi yang ditentukan. Oleh karena itu RSG-GAS menggunakan bahan bakar Oksida dengan densitas Uranium dalam meat sebesar 2,96 g/cm3 dengan pengkayaan Uranium-235 sebesar 19,75%. Kemajuan yang dicapai oleh program Reduced Enriched Uranium for Research and Test Reactors (RERTR) ialah penggunaan bahan bakar mutakhir Uranium Silisida U3Si2-Al dalam reaktor riset dan reaktor uji, dengan densitas Uranium dalam meat sebesar 4,8 g/cm3. Bahkan dalam kajian yang dilakukan oleh Thamm dilaporkan bahwa hanya bahan bakar Silisida yang dapat dioperasikan di reaktor riset sampai dengan densitas Uranium dalam meat sebesar 5 g/cm3 tanpa batasan fraksi bakar. Dalam rangka meningkatkan kinerja reaktor, dilakukan konversi teras RSG-GAS dari bahan bakar Oksida menjadi Silisida. Hal ini dilakukan karena penggunaan bahan bakar Silisida dengan densitas Uranium yang lebih tinggi dapat meningkatkan panjang siklus operasi reaktor. Program konversi teras RSG-GAS dilakukan secara bertahap. Tahap pertama konversi bahan bakar dari Oksida menjadi Silisida dengan densitas Uranium dalam meat yang sama yaitu 2,96 g/cm3. Tahap kedua konversi bahan bakar Silisida dari densitas Uranium 2,96 g/cm3 ke densitas Uranium yang lebih tinggi. Sampai saat ini keputusan untuk langkah kedua belum dilakukan mengingat penyediaan bahan bakar Silisida dengan densitas lebih tinggi bergantung pada pabrikasi elemen bakar. Konversi tahap pertama dimulai sejak tahun 1999 dengan menggunakan konversi teras campuran bahan bakar Oksida dan Silisida. Diperlukan 10 siklus operasi teras campuran untuk mendapatkan teras setimbang silisida penuh. Teras setimbang Silisida penuh dicapai pada teras ke-XLV pada bulan Agustus 2002. Komponen-komponen reaktor dan teras reaktor yang akan diuraikan dalam bagian ini meliputi elemen bakar, sistem pengendali reaktivitas, desain neutronik, desain termohidrolik, dan bahan-bahan reaktor.

xv

Reaktor menggunakan air ringan sebagai pendingin teras dan juga sebagai moderator. Komponen-komponen teras reaktor disusun pada kisi-kisi yang terdiri atas 10 x 10 posisi. Kisi-kisi dikelilingi oleh selubung teras untuk mengarahkan aliran pendingan agar melewati komponen-komponen teras. Di luar selubung teras, blok reflektor berbentuk-L terbuat dari Beryllium diletakkan berdampingan dengan teras reaktor. Bagian bawah kisi-kisi berada pada ketinggian +1,05 m, bidang tengah teras aktif berada pada ketinggian +1,55 m, dan bagian bawah blok reflektor berada pada ketinggian +1,15 m. Struktur penyangga yang menahan kisi-kisi, selubung teras, dan blok Beryllium terbuat dari bahan paduan Aluminium. Kisi-kisi terdiri atas 100 lubang yang identik untuk menahan elemen bakar, elemen bakar kendali, elemen reflektor Beryllium, dan posisi iradiasi. Ujung elemenelemen ini tepat masuk ke dalam lubang kisi. Lubang tambahan yang lebih kecil tersedia di antara lubang-lubang kisi utama untuk mendinginkan permukaan luar elemen. Susunan teras setimbang (TWC) terdiri atas 40 elemen bakar standar, 8 elemen bakar kendali, dan 8 posisi iradiasi. Ruang kosong yang tersedia pada kisi-kisi 10 x 10 dengan celah (pitch) yang berdimensi 81 mm x 77,1 mm diisi dengan elemen reflektor yang dibuat dari bahan Beryllium dan posisi iradiasi misalnya untuk sistem rabbit. Susunan reflektor ini menutup dua sisi samping dari teras reaktor. Blok reflektor Beryllium dan posisi-posisi eksperimen, terutama tabung berkas menutup dua sisi teras lainnya. Blok Beryllium dipisahkan dari teras reaktor dengan selubung teras. Elemen bakar didasarkan pada teknologi MTR. Setiap elemen bakar standar terdiri atas bagian ujung di bagian bawah, dan perangkat pemegang di bagian atas, 2 pelat samping dan 21 pelat elemen bakar. Setiap pelat elemen bakar terdiri atas rangka AlMg2 dan 2 lembaran penutup dari bahan yang sama, yang membungkus pelat meat dispersi U3Si2-Al.

xvi

Elemen bakar kendali dirancang untuk dapat disisipi penyerap jenis-garpu (fork type). Bagian yang berisi elemen bakar pada elemen bakar kendali identik dengan bagian yang berisi elemen bakar pada elemen bakar. Sebanyak 15 pelat elemen bakar bagian dalam ditahan oleh 2 pelat samping, sementara ruang untuk 3 pelat elemen bakar pada masing-masing ujung daerah berisi elemen bakar dikosongkan agar bilah penyerap (absorber blade) dapat dimasukkan. Pelat-pelat Aluminium menggantikan 2 dari 3 pelat elemen bakar yang diambil. Perangkat penyerap terdiri atas dua bilah Ag-In-Cd yang diberi lapisan baja tahan karat (bahan 1.4541, sama dengan SS 321). Sistem kendali berfungsi untuk mengendalikan fluks neutron di reaktor dengan gerakan perangkat penyerap pada arah vertikal ke dalam dan ke luar elemen kendali untuk mengatur reaktivitas teras reaktor. Elemen Beryllium terdiri atas ujung fitting bawah, batang Beryllium berbentuk persegi panjang dan pegangan di bagian atas. Selama dioperasikan dengan teras campuran Oksida-Silisida, RSG-GAS memiliki konfigurasi teras yang sama untuk mempertahankan reaktor dapat dioperasikan dalam daya nominal. Penentuan posisi elemen bakar dilakukan dengan mempertimbangakan pembangkitan panas lokal (local power peaking) dan reaktivitas padam. Analisis dan evaluasi desain neutronik menentukan konfigurasi teras reaktor,

dengan posisi batang kendali dan distribusi fraksi bakar yang memadai, sehingga sistem kendali dan proteksi reaktor memberikan reaktivitas kendali yang cukup kendatipun batang kendali yang memiliki nilai reaktivitas tertinggi macet (stuck) pada saat posisi ditarik penuh (fully-up). Analisis dan evaluasi desain termohidrolik menentukan parameter-parameter aliran pendingin, yang menjamin bahwa perpindahan panas yang memadai dijamin di antara kelongsong dan pendingin. Desain ini juga memperhitungkan variasi pada dimensi, pembangkitan daya, dan distribusi aliran.

xvii

Instrumentasi yang tersedia di dalam dan di luar teras reaktor dimaksudkan untuk memantau unjuk kerja neutronik dan termohidrolik reaktor dan untuk menyediakan masukan (input) bagi fungsi-fungsi pengendalian otomatis. Desain teras reaktor dan tindakan korektif dari sistem pengendalian dan proteksi reaktor, menjamin bahwa kerapatan puncak panas lokal (peak local power) tidak akan menyebabkan kerusakan elemen bakar selama operasi normal atau operasi transien. Kondisi tersebut juga tidak akan menyebabkan kerusakan pada pelat elemen bakar akibat kecelakaan terparah yang dipostulasikan. Berikut ini adalah rincian umum spesifikasi dari Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy.Tabel 2.A Spesifikasi RSG-GAS 2)

Daya thermal Flux neutron rata-rata Tipe reaktor Bahan bakar Jumlah bahan bakar Jumlah batang kendali Pendingin reaktor Debit pendingin (primer) Pengayaan Uranium-235

30 MW 1014/cm3 MTR U3Si2-Al 40 8 H2O 800 kg/s 19,75%

2.3 2.3.1

Visi dan Misi 3) Visi PRSG Tahun 2014 RSG-GAS menjadi sumber neutron yang handal sebagai pemacu pemanfaatan dan pengembangan ilmu pengetahuan dan teknologi nuklir.

2.3.2

Misi PRSG Dalam upaya pencapaian visinya, misi PRSG-BATAN adalah: 1. Meningkatkan operasi reaktor menuju 4.200 jam operasi daya tinggi pertahun pada tahun 2014,

xviii

2. Meningkatkan layanan iradiasi dan pemanfaatan RSG-GAS, serta 3. Meningkatkan pengendalian, keselamatan, dan keamanan RSG-GAS, memperoleh Zero Accident. 2.4 Fasilitas Fasilitas RSG-GAS digunakan selain untuk kegiatan-kegiatan penelitian di bidang ilmu dan teknologi nuklir, juga untuk melayani kegiatan iradiasi nuklir. Penelitian di bidang teknologi nuklir dititikberatkan pada penelitian di bidang bahan bakar nuklir, fisika reaktor, dan pelatihan teknisi reaktor. Pelayanan kegiatan iradiasi nuklir dilakukan untuk penelitian uji material dan produksi isotop. Selain fasilitas iradiasi yang berada di teras reaktor, juga terdapat fasilitas iradiasi yang berada di luar teras melalui tabung berkas radiasi S1 hingga S6 (Gambar 2.B). Penggunaan tabung berkas tersebut adalah sebagai berikut : 1. Tabung berkas S1 digunakan sebagai fasilitas Iodine Loop. 2. Tabung berkas S2 digunakan untuk radiografi neutron. 3. Tabung berkas S3 belum digunakan atau kosong. 4. Tabung berkas S4 digunakan untuk spektrometer neutron tiga sumbu. 5. Tabung berkas S5 dilengkapi dengan tabung berkas neutron untuk menyalurkan berkas neutron ke gedung Neutron Guide Hall, serta sebagian berkas neutron digunakan untuk difraktometer neutron empat lingkaran. 6. Tabung berkas S6 digunakan sebagai difraktometer neutron untuk pengukuran tegangan sisa.

xix

Gambar 2.B Posisi Tabung Berkas (Beam Tube) S1-S6 2) Material yang diiradiasi di dalam fasilitas yang ada di reaktor harus ditempatkan di dalam wadah berupa kapsul. Bentuk dan dimensi kapsul yang digunakan di dunia ini sangat beragam, tergantung dari jenis fasilitas yang akan memuatnya. Fasilitas uji yang terdapat di RSG-GAS dapat membawa material mencapai kedalaman teras maksimum, sehingga material tersebut mendapatkan paparan iradiasi neutron yang tinggi. Tabel 2.B Beberapa Pemanfaatan Fasilitas RSG-GAS 2) Fasilitas Iradiasi PRTF (Power Ramp Test Facility) Doping Silikon Produksi radioisotop Sistem rabbit Teknik Bidang Aplikasi Pengembangan bahan bakar reaktor Pembuatan bahan semi konduktor Kedokteran, industri, tracer, penelitian Analisis unsur Pengguna Universitas, lembaga penelitian, masyarakat, industri

Iradiasi neutron

xx

BAB III KEGIATAN KERJA PRAKTIK DI SUB BIDANG KESELAMATAN OPERASI (SBKO)

3.1

Profil SBKO Gambar 3.A berikut ini adalah struktur organisasi dari PRSG-BATAN.

Gambar 3.A Struktur Organisasi PRSG-BATAN 2) Dari struktur organisasi dapat dilihat bahwa dalam Bidang Keselamatan (BK) terdapat 3 sub bidang, salah satunya adalah Sub Bidang Keselamatan Operasi

xxi

(SBKO). Di dalam gedung kantor PRSG-BATAN, ruangan-ruangan BK berada di lantai 4. Personil SBKO mempunyai tugas untuk mengidentifikasi perubahan pada desain reaktor atau eksperimen yang mempengaruhi keselamatan. Perubahan ini harus dianalisis dan ditulis dalam bentuk Laporan Analisis Keselamatan (LAK). Hal-hal yang harus dianalisis di antaranya menyangkut analisis neutronik dan thermohidrolik. Selain itu, keputusan mengenai apakah reaktor dapat dioperasikan atau tidak berada di tangan personil SBKO, di mana keputusan diambil berdasarkan kecocokan nilai dari parameter-parameter yang telah ditentukan antara kondisi instrumen pada saat itu dengan nilai standar yang telah ditetapkan oleh personil Bidang Keselamatan. Pengambilan data dilakukan oleh penanggung jawab sistem dari Bidang Sistem Reaktor (BSR), sementara personil SBKO hanya melakukan pengawasan. Kegiatan ini biasa disebut dengan istilah witnessing. 3.2 Struktur Kepengurusan SBKO Struktur kepengurusan SBKO adalah sebagai berikut. 1. Kepala SBKO 2. Pranata Nuklir Ahli Madya : Ir. Edison, M. Si. : 1. Ir. R. Indrawanto 2. Drs. A. Mariatama 3. Pranata Nuklir Terampil Penyelia : 1. Jonnie Albert Korua 2. Sinisius Suwarto 4. Pranata Nuklir Ahli Muda : Jaja Sukmana, S. St.

5. Pranata Nuklir Terampil Pelaksana Lanjutan : Irwan 6. Pranata Nuklir Ahli Pertama 3.3 Kegiatan Kerja Praktik Kegiatan yang penulis lakukan selama melaksanakan kerja praktik adalah mempelajari secara garis besar serta mengamati beberapa sistem reaktor dan sistem keselamatan yang diaplikasikan dalam RSG-GAS. xxii : Abdul Aziz R. H, S. T.

Sistem reaktor merupakan sinergi dari komponen-komponen penunjang operasi reaktor, sementara sistem keselamatan merupakan sistem yang penting untuk keselamatan, yang menjamin safe shut-down dari reaktor atau pembuangan panas peluruhan dari teras, atau untuk membatasi konsekuensi dari Anticipated Operational Occurrences (AOO) dan Design Basis Accidents (DBA). Sistem keselamatan terdiri dari sistem proteksi, sistem aktuasi keselamatan, dan sistem bantu keselamatan. Komponen dari sistem keselamatan dapat disediakan hanya untuk safety functions, atau untuk safety functions pada beberapa kondisi operasi reaktor dan non-safety functions pada kondisi operasi lain. 4) Studi dilakukan dengan membaca Laporan Analisis Keselamatan (LAK) serta kunjungan ke gedung reaktor dengan didampingi personil-personil dari SBKO. Selain melakukan studi, penulis juga sedikit mencari pengalaman dalam penyusunan LAK Rev. 10 yang siap diterbitkan. Dalam penyusunan LAK Rev. 10, penulis membantu dalam mencari kekeliruan penulisan, penyusunan halaman, serta kelengkapan lampiran-lampiran seperti tabel-tabel dan gambar-gambar. LAK dibuat untuk justifikasi lokasi dan desain, dan menjadi dasar untuk pengoperasian reaktor riset secara aman dan selamat. LAK merupakan acuan bagi badan pengawas (BAPETEN) untuk melakukan inspeksi terhadap pengoperasian reaktor. LAK harus diperbaharui selama umur operasi reaktor atas dasar pengalaman serta hasil pengamatan yang diperoleh, sesuai dengan persyaratan peraturan yang ada. Secara rinci, fungsi-fungsi LAK adalah: a. Sebagai alat bantu perancang untuk mengintegrasikan komponen sistem dengan benar dan tepat, mengingat perancangan reaktor dan pembuatan LAK adalah dua proses interaktif yang saling melengkapi, b. Untuk meyakinkan bahwa isu keselamatan dalam desain reaktor telah diidentifikasi dalam anlisis keselamatan dan terdapat konsistensi di antara desain dan analisis keselamatannya, c. Untuk membantu dalam penilaian kriteria desain, persyaratan dan batasan desain, dan evaluasi bahaya yang akan diterima dengan adanya reaktor,

xxiii

d. Untuk membantu operator dalam pelatihan maupun pengenalan terhadap fasilitas reaktor lebih lanjut, dan e. Untuk meyakinkan penetapan batas dan kondisi operasional suatu parameter tertentu yang harus selalu memadai dalam melindungi keselamatan reaktor selama umur reaktor melalui berbagai tahapan.

xxiv

BAB IV TUGAS KHUSUS: TINDAKAN PROTEKTIF SISTEM KESELAMATAN REAKTOR SERBA GUNA G. A. SIWABESSY SAAT TERJADI KEGAGALAN CATU DAYA PADA KEDUA POMPA PRIMER

4.1 4.1.1

Pendahuluan Latar Belakang Reaktor Serba Guna G. A. Siwabessy (RSG-GAS) merupakan reaktor riset dengan jenis Material Testing Reactor (MTR). Berbeda dengan reaktor daya yang lebih memanfaatkan energi hasil reaksi fisi, reaktor riset lebih memanfaatkan neutron yang dihasilkan dari reaksi fisi yang terjadi 5). Pada RSG-GAS, neutron digunakan untuk menguji bundel bahan bakar PLTN jenis PWR, menguji material untuk bejana tekan, serta memproduksi radioisotop serta isotop-isotop untuk industri. Karena energi reaksi fisi tidak diambil manfaatnya, maka temperatur pendingin tidak perlu tinggi, cukup pada rentang 40-50oC, dan daya dari reaktor riset tidak begitu besar. Daya reaktor riset sebesar 30 MW seperti RSG-GAS sudah termasuk tinggi. Dari 455 reaktor riset yang ada di dunia, 184 di antaranya berdaya >1MW, dan hanya 46 yang berdaya >30 MW 6). Panas sebesar 30 MW dihasilkan oleh 40 bundel bahan bakar dan 8 batang kendali, di mana untuk setiap bundel bahan bakar terdiri dari 21 pelat Uranium-235 dengan kelongsong AlMg2. Bahan bakar dibuat menjadi pelat agar serapan neutron Uranium-235 relatif kecil, sehingga fluks neutron menjadi tinggi. Satu bundel bahan bakar terdiri dari 21 saluran pendingin dengan lebar 0,255 cm dan panjang

xxv

6,7 cm. Proses pembangkitan panas terjadi karena adanya reaksi fisi pada Uranium235 oleh neutron termal. 7) RSG-GAS menggunakan bahan bakar berupa U3Si2-Al dengan muatan uranium sebesar 2,96 gr/cm3. Energi reaksi sebesar 202 MeV biasanya berbentuk energi kinetik fragmen fisi, dan gerakan fragmen fisi ini akan bertumbukan dengan inti di sekitarnya sehingga suhu meningkat . Saluran-saluran pendingin digunakan untuk mendinginkan pelat-pelat bahan bakar, dengan pendingin berupa H2O. Karena peningkatan suhu yang terjadi relatif besar, maka dibutuhkan sistem pendingin yang baik untuk mencegah pelelehan bahan bakar, baik saat reaktor sedang beroperasi maupun beberapa jam pasca shut-down atau trip, karena adanya panas peluruhan. Jadi, sistem pendingin merupakan salah satu sistem keselamatan yang ada di setiap reaktor, termasuk di RSG-GAS. Secara teknis, keselamatan RSG-GAS sudah didokumentasikan dalam Laporan Analisis Keselamatan (LAK). LAK ini sudah beberapa kali mengalami revisi, dan dalam praktiknya penulis menggunakan LAK revisi ke-7, 9, dan 10 selama proses pembelajaran sistem-sistem yang ada di RSG-GAS serta pengerjaan laporan kegiatan Kerja Praktik. Dalam kajian keselamatan RSG-GAS yang ada di LAK, terdapat kajian keselamatan operasi normal dan operasi tidak normal. Kajian keselamatan operasi tidak normal merupakan tindakan sistem keselamatan yang akan dijalankan ketika terdapat kejadian saat reaktor sedang beroperasi. Salah satu kondisi kejadian yang dikaji di dalam LAK adalah Loss of Flow Accident (LOFA). Menurut LAK, LOFA dapat terjadi karena kegagalan pompa primer (akibat kerusakan, atau kegagalan catu daya), kegagalan katup, pecahnya pipa pendingin primer, tersumbatnya pipa pendingin primer, dan kegagalan pembukaan katup sirkulasi alam. Mengingat pemadaman listrik secara mendadak bukan merupakan hal yang asing bagi masyarakat Indonesia, sehingga dalam Kerja Praktik ini, penulis memilih topik Tindakan Protektif Sistem Keselamatan Reaktor Serba Guna G. A. Siwabessy saat Terjadi Kegagalan Catu Daya pada Kedua Pompa Primer. 4.1.2 Tujuan

xxvi

Tujuan dari studi ini adalah untuk mempelajari dan memahami tindakan protektif sistem keselamatan Reaktor Serba Guna G. A. Siwabessy saat terjadi kegagalan catu daya pada kedua pompa primer. 4.1.3 Batasan Masalah Dalam mengkaji topik yang dipilih, penulis membatasi masalah pada: 1. Deskripsi sistem keselamatan dalam upaya mempertahankan integritas reaktor tanpa analisis kuantitatif, 2. Seluruh komponen sistem pendingin berada dalam kondisi normal, dan 3. Kejadian hanya diakibatkan oleh kegagalan catu daya pompa primer. 4.1.4 Metode Metode yang digunakan adalah metode studi literatur serta studi lapangan. 4.2 Sistem Pendingin Reaktor Serba Guna G. A. Siwabessy Sistem pendingin utama Reaktor Serba Guna G. A. Siwabessy (RSG-GAS) terdiri dari sistem pendingin primer, sistem pendingin sekunder, dan sistem pendingin kolam. Terdapat pula sistem pendingin darurat, yang hanya digunakan saat terjadi Loss of Coolant Accident (LOCA). Sistem pendingin primer dan sekunder berfungsi untuk menjamin suhu yang aman di dalam teras reaktor selama reaktor beroperasi normal hingga daya termal desain (30 MW). Sistem pendingin kolam digunakan untuk membuang panas peluruhan yang masih tersisa setelah reaktor dipadamkan secara normal (shut-down), maupun setelah trip akibat adanya kejadian atau gangguan. Gambar sistem pendingin primer, sekunder, dan kolam dapat dilihat pada Gambar 4.A. Sistem pendingin primer dan pendingin kolam menggunakan air demineralisasi sebagai medium pendingin. Selama reaktor beroperasi, panas yang dihasilkan di dalam teras reaktor diambil oleh air pada sistem pendingin primer yang mengalir ke bawah melewati teras. Di dalam penukar panas (heat exchanger), air dari sistem primer memindahkan panas yang diterimanya ke sistem pendingin sekunder. Selanjutnya, pada sistem

xxvii

pendingin sekunder panas dibuang ke lingkungan melalui menara pendingin (cooling tower).

xxviii

Gambar 4.A Sistem-sistem Pendingin Utama RSG-GAS 7)

4.2.1

Sistem Pendingin Primer Sistem pendingin primer didesain untuk beban pemindahan panas nominal 32.400 kW. Data desain sistem pendingin primer dirangkum pada Tabel 4.A. Tabel 4.A Data Desain Sistem Pendingin Primer 1) Tekanan Suhu desain Laju alir massa normal Kemampuan membuang panas (di luar experimen) Suhu inlet teras (suhu udara luar 28oC) Suhu oulet teras Rugi-rugi tekanan sistem Jumlah pompa primer Laju alir tiap pompa Head total pompa Daya motor tiap pompa Daya tiap pompa Jumlah penukar panas Kemampuan penukar panas Tekanan operasi sisi primer Tekanan operasi sisi sekunder 11 bar 60oC 861 kg/s 32.400 kW 40,2oC 48,9oC 2,5 bar 3 x 50% 1.570 m3/h 28 m 160 kW 940 kW 2 x 50% 16.200 kW 1,1 bar 0,2 bar

Air pendingin primer diisap ke bawah melalui teras reaktor, kemudian mengalir ke dalam delay chamber yang berada di sebelah kolam reaktor. Pada delay chamber, pelat-pelat penghalang dipasang dengan tujuan memperpanjang lintasan aliran pendingin dalam delay chamber, sehingga peluruhan isotop Nitrogen-16, yang dihasilkan dari reaksi Oksigen-16 (n,p), diluruhkan dalam waktu yang cukup (kirakira 50 detik). Nitrogen-16 memiliki waktu paro 7,2 detik. Dengan demikian, aktivitasnya saat keluar dari delay chamber mencapai 0,8% aktivitas awalnya. Air primer keluar dari delay chamber, kemudian masuk ke ruang katup. Empat katup berjenis butterfly flaps dipasang pada pipa-pipa di ruang katup. Katup-katup ini akan menutup secara otomatis saat terjadi Loss of Coolant Accident (LOCA). Selanjutnya, aliran air pendingin primer akan memasuki ruang primer (Gambar 4.B).

Gambar 4.B Ruang Primer Ruang primer (primary cell) merupakan ruangan tertutup berisikan pompa-pompa sirkulasi primer, dua buah penukar panas, dan sambungan-sambungan sistem bantu. Aliran pendingin dari ke dua cabang pendingin, di mana tiap cabang terdiri dari satu pompa primer dan satu penukar panas. Tiap cabang pendingin didesain untuk mengambil panas 50% dari panas yang dibangkitkan di dalam sistem primer. Laju alir tiap pompa primer 1.570 m3/jam dan kemampuan pemindahan panas tiap penukar panas 16.200 kW. Selain itu, pompa ketiga yang terhubung dengan katupkatup berfungsi sebagai pompa cadangan dan operasinya bisa diarahkan ke salah satu penukar panas. Masing-masing dari ketiga pompa dapat berfungsi sebagai cadangan. Untuk mencegah ketiga pompa beroperasi bersamaan, diberlakukan sistem saling kunci (interlock) pada katup-katup sebelum pompa, pemutus arus (circuit-breaker) pompa cadangan dikunci pada posisi terbuka. Tiap pompa primer dilengkapi dengan katup isap dan tekan yang digerakkan dengan motor dan check valve. Selain katup, masing-masing pompa primer juga dilengkapi dengan sebuah roda gila (fly wheel) yang diletakkan di antara motor dan pompa. Roda gila berfungsi untuk memperpanjang waktu peluncuran sisa putaran pompa (coast down time) setelah kegagalan catu daya listrik utama. Air pendingin primer mengalir melewati saluran sel penukar panas, dengan laju alir massa 430 kg/s, dan suhu inlet/outlet 49oC/40oC. Tiap penukar panas disiapkan untuk memindahkan 50% beban total pemindahan panas primer pada operasi reaktor dengan daya penuh. Kedua penukar panas berjenis sel dan pipa (shell-and-

tube type), dipasang pada posisi vertikal dengan sambungan untuk air primer dan sekunder pada ujung atas. Di dalam penukar panas, air pendingin sekunder mengalir melalui pipa-pipa dengan laju alir massa 485 kg/s, dan suhu inlet/outlet sebesar 32oC/40oC. Air pendingin primer mengalir di sekeliling pipa-pipa tersebut dengan arah berlawanan. Air pendingin primer mentransfer panas ke air pendingin sekunder dengan cara konduksi, diperantarai oleh pipa-pipa pada penukar panas. Sebelum kembali ke kolam reaktor, outlet kedua penukar panas digabung melewati satu pipa aliran balik (return line). Pipa ini melewati ruang katup kemudian berakhir pada distributor cincin yang berada di dasar kolam. 4.2.2 Sistem Pendingin Sekunder Sistem pendingin sekunder adalah pengambil panas terakhir untuk instalasi reaktor. Panas yang dibangkitkan di dalam sistem primer dipindahkan melalui penukar panas dan dibuang ke lingkungan pada menara pendingin. Data desain sistem pendingin sekunder terangkum pada Tabel 4.B. Sistem sekunder disiapkan untuk mengambil panas total 38.000 kW (tidak termasuk 1 menara pendingin tambahan untuk beban eksperimen), terdiri dari 2 cabang yang masing-masing menanggung beban sebesar 50% dari beban total. Terdapat 3 pompa di sistem sekunder, tiap pompa berkemampuan 50% beban total. Pompa-pompa dibuat interlock sehingga maksimum hanya dua pompa yang dapat dioperasikan paralel, masing-masing untuk 1 cabang sistem sekunder. Dua blok menara pendingin dibuat paralel, masing-masing terdiri dari 3 modul menara pendingin. Selain itu disediakan sebuah modul (modul ketujuh) di atas kolam menara pendingin yang sama untuk membuang panas tambahan yang berasal dari eksperimen di dalam kolam reaktor. Tiap pompa sekunder memasok air pendingin ke satu penukar panas. Katup-katup isolasi dipasang pada pipa pendingin sekunder pada titik inlet dan outlet penukar panas. Katup-katup ini akan menutup secara otomatis apabila konsentrasi aktivitas air pendingin sekunder melampaui harga 5 x 10-6 Ci/m3 7).

Tabel 4.B Data Desain Sistem Pendingin Sekunder 7) Tekanan desain Suhu desain Kapasitas (di dalam eksperimen) Laju alir desain (di luar eksperimen) Jumlah pompa sirkulasi Laju alir tiap pompa Tinggi tekan pompa total (total head) Daya motor tiap pompa (rated) Daya tiap pompa Jumlah modul menara pendingin (di luar eksperimen) Kapasitas tiap modul Laju alir tiap modul Suhu udara luar Suhu aliran balik ke menara pendingin (di dasar menara) Cooling tower range Cooling tower approach 6 bar 60oC 38.000 kW 3.900 m3/h 3 x 50% 1.950 m3/h 29 m 220 kW 190 kW 6 5.500 kW 650 m3/h 28oC 32oC 7,3oC 4oC

Pendingin sekunder mengalir dari satu penukar panas ke satu blok menara pendingin (Gambar 4.C). Setiap blok disiapkan untuk mengambil 50% dari beban penuh sistem pendingin sekunder, dengan suhu inlet/outlet 39,2oC/32oC. Tiap blok terdiri dari tiga menara pendingin yang beroperasi paralel. Untuk eksperimen disediakan sebuah menara pendingin tambahan yang serupa dan dapat dihubungkan ke salah satu blok menara pendingin.

Gambar 4.C Menara Pendingin

Di dalam menara pendingin, air hangat disemprotkan dari bagian atas menara melalui nosel distributor dan mengalir ke bawah. Terdapat blower yang digunakan untuk membantu proses pendinginan air. Kehilangan air karena penguapan dan penyemprotan digantikan dengan menambahkan air proses. 4.2.3 Sistem Pendingin Kolam Sistem pendingin kolam terdiri dari tiga jalur pendingin kolam yang bersifat independen dan redundan, dipasang di dalam kolam reaktor untuk membuang panas peluruhan setelah reaktor shut-down atau trip. Setiap jalur mempunyai desain dan kemampuan pengambilan panas yang sama, yakni masing-masing berbobot 100%. Daya listriknya dipasok oleh distributor daya utama (dari PLN) atau generator diesel sebagai cadangan apabila terjadi kegagalan catu daya utama. Pada pendingin kolam, digunakan pipa-pipa bersirip. Fungsi sirip ini adalah untuk memperluas daerah perpindahan panas secara konduksi dari air kolam ke pipa. Air di dalam pipa bersirip menerima panas dari pipa, kemudian air dialirkan ke atas oleh pompa untuk didinginkan dengan menggunakan penukar panas berpendingin udara. Panas tersebut dibuang ke lingkungan, dibantu dengan hembusan angin dari dua blower yang dipasang pada sisi atas penukar panas. Sistem pendingin kolam bersifat tertutup. Data desain komponen sistem pendingin kolam dirangkum pada Tabel 4.C.

Tabel 4.C Data Desain Komponen Sistem Pendingin Kolam 7) Pompa-pompa sirkulasi sistem pendingin kolam Jumlah Tipe Material Suhu operasi maksimum yang diijinkan Tekanan pada sisi inlet Suhu operasi Tinggi tekan (head) Laju alir Daya motor Tabung ekspansi Jumlah Tipe Material, terendam Tekanan operasi yang diijinkan Suhu operasi maksimum yang diijinkan Tekanan operasi Suhu operasi Kapasitas total Kapasitas efektif Pendingin kolam konveksi alam Jumlah Tipe Material Tekanan operasi yang diijinkan Suhu operasi yang diijinkan Tekanan operasi Penukar panas berpendingin udara Jumlah Tipe Material Tekanan operasi yang diijinkan Suhu operasi yang diijinkan Tekanan operasi Suhu operasi Laju alir massa JNA10/20/30 AP001 3 Standard centrifugal pump Austentic stainless steel 60oC 2,5 bar 40oC 17 m 28 m3/h 2,4 kW JNA10/20/30 BB001 3 Vertical Austentic stainless steel 3 bar 110oC (max.) 2,5 bar (max.) 30oC 50 liter 25 liter JNA10/20/30 BC002 3 Finned tube immersion coolers AlMg3 6 bar 75oC 5 bar JNA10/20/30 BL001 3 Finned tube coolers Austentic stainless steel 7 bar 70oC 4 bar 65oC 7,6 kg/s

Daya termal 4.3 Ragam Keselamatan Teknis (RKT)

63 kW

Tujuan utama dari Ragam Keselamatan Teknis (RKT) adalah meniadakan atau meminimalisasi serendah mungkin radiasi nuklir yang keluar ke lingkungan apabila terdapat kejadian atau kondisi di luar batas keselamatan. RKT yang ada dalam rancangan sistem RSG-GAS adalah 7): a. Sistem dan peralatan terkait dengan pembuangan panas atau panas peluruhan, b. Sistem dan peralatan terkait dengan penjagaan integritas kolam reaktor, c. Sistem dan peralatan terkait dengan penjagaan fungsi pengungkung, d. Sistem dan peralatan terkait dengan penjagaan reaktor shut-down, dan pengendalian, dan penyediaan daya listrik darurat. RKT yang terkait dengan kejadian Loss of Flow Accident (LOFA) akibat kegagalan catu daya listrik adalah butir a dan d. 4.3.1 Sistem dan Peralatan Terkait dengan Pembuangan Panas atau Panas Peluruhan

4.3.1.1 Sistem pendinginan kolam Dalam keadaan normal, apabila sistem pembuangan panas gagal maka panas peluruhan yang masih ada di dalam teras setelah reaktor shut-down akan dibuang ke lingkungan oleh sistem pendingin kolam. Sistem terdiri dari 3 redundan. 4.3.1.2 Roda gila pompa primer Saat motor pompa primer gagal, pendinginan teras oleh sistem primer masih dijamin oleh roda gila. Roda gila adalah sistem keselamatan teknis berupa roda berbentuk ouval dengan massa yang relatif besar, sehingga inersia yang dihasilkan pun besar. Roda gila digunakan untuk menyimpan energi rotasi 8). Ketika motor pompa gagal, roda gila masih dapat berputar karena inersianya sendiri. Inersia roda gila dirancang sedemikian rupa sehingga laju aliran di dalam teras tidak lebih kecil 15% dari nilai nominal sampai 40 detik setelah scram.

4.3.1.3 Pengaturan penutupan katup pada sistem pendingin primer Setelah reaktor scram, aliran sistem primer harus tetap ada selama tingkat suhunya masih terlalu tinggi untuk dibebaskan dengan mode sirkulasi alam dan sistem pendingin kolam. Oleh karena itu waktu penutupan katup isolasi primer diatur > 70 detik 7). 4.3.1.4 Katup sirkulasi alam Dalam kondisi operasi menggunakan sistem pendingin utama, aliran pendingin primer masuk ke dalam pipa melalui teras yang berada di atas pipa tersebut, sehingga air yang naik suhunya akibat menerima panas dari teras mengalir ke arah bawah. Mode ini dinamakan sirkulasi paksa. Sementara konveksi alam merupakan mode perpindahan panas di dalam reaktor yang berlangsung mengikuti hukum alam, di mana untuk material yang sama, material yang memiliki suhu lebih tinggi akan memiliki massa jenis yang lebih rendah. Sehingga dalam kasus ini, air kolam yang mengambil panas dari teras akan mengalir ke kolam bagian atas. Dengan adanya katup sirkulasi alam yang terbuka di bagian bawah teras, terjadilah sirkulasi alam. Katup sirkulasi alam menjamin aliran pendinginan melalui teras yang dibutuhkan setelah reaktor shut-down dan jika panas peluruhan tidak dapat dibebaskan oleh pendingin utama. Terdapat 2 katup sirkulasi alam yang bersifat redundan, posisinya terdapat di bagian bawah teras. Selama reaktor beroperasi dengan sistem primer, efek hisap pompa pendingin primer menyebabkan katup-katup ini tertutup. RKT yang tergabung dalam rancangan menjamin bahwa katup sirkulasi alam di bagian bawah teras terbuka secara otomatis oleh pengaruh gravitasi ketika laju aliran sistem primer turun di bawah 15% dari laju nominal. Kemudian aliran pendingin melalui teras membalik arahnya (ke atas) dan pembuangan panas peluruhan terjadi melalui konveksi alam. 4.3.2 Sistem dan Peralatan Terkait dengan Penjagaan Reaktor Shut-down, Pengendalian, dan Penyediaan Daya Listrik Darurat

Beberapa sistem dan peralatan terkait dengan reaktor shut-down, pengendalian, dan penyediaan daya listrik darurat yang berhubungan dengan kegagalan catu daya listrik adalah sistem batang kendali, sistem proteksi reaktor, dan catu daya darurat.

4.3.2.1 Sistem batang kendali Sistem batang kendali terdiri dari 8 batang kendali yang dirancang untuk operasi reaktor dalam kondisi operasi maupun shut-down. Sistem Proteksi Reaktor (SPR) akan memicu 8 batang kendali jatuh bebas (scram) apabila ada parameter operasi yang melampaui harga batas scram untuk menjamin keselamatan reaktor. Komponen utama dari batang kendali adalah mekanisme penggerak batang kendali, batang kendali, dan perangkat penyerap jenis garpu yang tersusun dari dua pisau AgInCd dilapisi Stainless Steel (SS). RKT yang masuk dalam desain batang kendali antara lain 7): a. Kemampuan dari batang kendali masuk ke dalam teras tanpa gerakan motor (jatuh bebas), b. Membuat sub-kritis reaktor dengan memasukkan 7 dari 8 batang kendali, c. Terhindarnya satu atau kedua pisau absorber keluar dari elemen kendali. Setiap terjadi putusnya atau patahnya struktur batang kendali menyebabkan batang kendali masuk ke dalam teras. 4.3.2.2 Sistem Proteksi Reaktor (SPR) Fungsi dari Sistem Proteksi Reaktor adalah untuk memantau dan memproses variabel-variabel yang perlu untuk keselamatan reaktor dan lingkungan. Sistem ini mematikan reaktor dan menghidupkan sistem-sistem keselamatan yang lain. RKT yang termasuk dalam SPR adalah 7): a. Pemrosesan sinyal analog yang redundan, b. Sistem redundan terpisah satu dengan yang lain untuk menghindari apabila salah satu sistem gagal akan mempengaruhi yang lain (independen),

c. Banyak bagian yang bisa diuji sendiri dan dapat dilakukan saat reaktor beroperasi, d. Pembandingan sinyal analog yang kontinyu, e. Sifat gagal selamat dari bagian logik menggunakan sistem pulsa dinamis, f. Tersedia sumber daya ganda untuk kabinet elektronik, dan g. Dirancang tahan gempa. Catu daya SPR dipasok oleh 3 sistem daya tak terputus. Pada SPR terdiri dari 7): a. Akuisisi Data Analog Terdiri dari transmiter dan transduser dengan redundansi 3. b. Bagian Analog Pengkondisian sinyal analog dilakukan pada bagian ini, misalnya untuk rangkaian penghitung. Bagian analog dirancang dengan redundansi 3. c. Bagian Logika Di bagian logika digunakan pengukuran harga sinyal analog sebagai penghasil sinyal biner melalui harga batas dan penggunaannya dalam gerbang logika 1-dari-2 atau 2-dari-3. Sinyal keluaran bagian logika diolah secara logika pada bagian kendali prioritas. Bagian kendali prioritas ialah bagian dari RKT dan Sistem Trip Reaktor (STR) yang bekerja sebagai penyambung antara SPR dan instalasi. Kendali prioritas selalu memprioritaskan untuk melaksanakan perintah dari SPR dibandingkan perintah dari sinyal operasional yang lain. 4.3.2.3 Catu daya darurat Terdapat 2 jenis catu daya darurat yang disediakan di RSG-GAS untuk mengatasi kejadian kegagalan catu daya utama dari PLN, yakni daya AC dan DC. Sistem daya darurat AC dibagi dalam 3 rangkaian yang redundan dan independen, masingmasing dipasok oleh satu generator diesel dan peralatan bantunya seperti sistem start-up dan sistem penyedia bahan bakar dengan kemampuan 100%.

Masing-masing generator diesel dapat diuji dengan membebaninya dengan resistor uji. Pengujian ini dapat dilakukan selama reaktor beroperasi karena apabila selama pengujian catu daya normal gagal maka generator secara otomatis akan berfungsi sebagai catu daya darurat. Sistem catu daya DC disediakan untuk memasok sistem-sistem yang berhubungan dengan keselamatan yang membutuhkan daya yang tidak terputus selama kehilangan daya normal sampai hidupnya generator diesel. Sistem ini terdiri dari 3 redundan yang masing-masing dipasok oleh rectifier dan baterai. Dua rectifier mampu memasok semua sistem yang tersambung. Masing-masing baterai mampu menyediakan daya untuk rangkaiannya selama 45 menit 7). 4.4 4.4.1 Analisis Keselamatan Batas Keselamatan Reaktor Batas keselamatan ditetapkan untuk variabel-variabel yang dapat diamati yang berkaitan dengan unjuk kerja termohidrolika teras. Batas keselamatan yang telah ditetapkan dan digunakan di RSG-GAS 7): a. Nilai sebenarnya dari daya reaktor tidak boleh melebihi 34,2 MW. b. Nilai sebenarnya dari faktor bentuk daya arah radial tidak boleh melebihi nilai 2,6. c. Nilai sebenarnya dari laju alir sistem pendingin primer tidak boleh kurang dari 640 kg/s. d. Nilai sebenarnya dari suhu inlet pendingin reaktor primer tidak boleh melebihi 44,5oC. e. Nilai sebenarnya dari tinggi permukaan air kolam tidak boleh kurang dari 12,00 m. Parameter dan rentang (range) kondisi operasi reaktor dengan moda konveksi alam7)

: a. Nilai sebenarnya dari daya reaktor tidak boleh melebihi 758 kW. b. Bridging 1% daya=300 kW.

c. Periode tidak boleh lebih dari 10 detik. d. Batas scram 15 detik. 4.4.2 Fungsi-fungsi Sistem Proteksi Reaktor (SPR) Terdapat 3 jenis tindakan proteksi yang diaktifkan oleh SPR 7): a. Interlock start-up reaktor, b. Trip reaktor, dan c. Ragam Keselamatan Teknis (RKT). Variabel-variabel untuk proteksi otomatis ditunjukkan pada Tabel 4.D.

Tabel 4.D Variabel-variabel untuk Proteksi Otomatis pada SPR 7)Variabel Proses Nilai BatasNilai yang diberikan dalam % berkaitan dengan nila-nilai nominal dan berlaku untuk teras setimbang (TWC=Typical Working Core)

Waktu TundaWaktu dan pembacaan nilai trip dari suatu variabel proses hingga tindakan korektif dimulai misalnya reaktor scram, isolasi gedung

Gerbang LogikaJumlah kanal minimum yang harus dioperasikan

Kerapatan fluks neutron rentang (range) start-up Kerapatan fluks neutron rentang (range) start-up Kerapatan fluks neutron rentang menengah Kerapatan fluks neutron rentang menengah Kerapatan fluks neutron rentang menengah Kerapatan fluks neutron rentang daya Kerapatan fluks neutron rentang daya -/t Kerapatan fluks neutron rentang daya ***) Kerapatan fluks neutron terkoreksi N16 + /t Kerapatan fluks neutron terkoreksi N16 Laju dosis- dalam sistem pendingin primer Mass flow dalam sistem pendingin primer Suhu pada outlet penukar panas Tinggi permukaan air di kolam reaktor Tegangan pada daya darurat (emergency power) Posisi katup isolasi primer Laju dosis- dalam sistem venting kolam reaktor Penutupan katup sikulasi alam1) berlaku untuk keff=0,99 2) drift rate dari generator ramp 3) beda antara nilai sebenarnya dna nilai yang telah ditetapkan

Tidak ada fluks minimum 2 cps 1) terlalu tinggi 1 x 105 cps Tidak ada fluks minimum 1 x 10 A-7

N. A. N. A. N. A. 235 ms 235 ms N. A.4) 4)

1-dari-2 1-dari-2 1-dari-2 1-dari-2 1-dari-2 2-dari-3 2-dari-3 2-dari-3/1-dari-4 **) 2-dari-3 2-dari-3 2-dari-3 2-dari-3 2-dari-3 2-dari-3 3 x 2-dari-3 4 x 2-dari-3 2-dari-3 2-dari-3

Periode terlalu kecil 5% 0,36 rad/h MN42oC h0,60 bar*)*)

1,5%/s 7,5% 3)

2)

235 ms 4) 235 ms 4) 235 ms 4) 235 ms 4) 235 ms 330 ms 497 ms4) 4)

3.310 ms 4)4)

3.875 ms 4) 265 ms 4) 235 ms N. A.4)

nilai batas ini harus dicocokkan aliran massa sebenarnya di dalam sistem

**) 1-dari-4 berlaku hanya untuk detektor ***) distribusi daya non-simetris

4) ditentukan dengan menambahkan waktu-tunda T63 dari masing-masing modul

4.4.3

Tindakan Protektif Sistem Keselamatan saat Terjadi Kegagalan Catu Daya pada Kedua Pompa Primer Sesuai LAK Sesuai dengan ketentuan dari IAEA, analisis kejadian untuk reaktor RSG-GAS dengan elemen bakar Oksida seperti yang dibahas pada SAR Rev. 7 meliputi kejadian yang diakibatkan oleh 9): a. Kehilangan catu daya listrik; b. Insersi reaktivitas lebih dan anomali distribusi daya; c. Kehilangan aliran; d. Kehilangan pendingin; e. Kesalahan penanganan atau kegagalan peralatan; f. Kejadian internal khusus; g. Kejadian eksternal khusus; dan h. Kesalahan manusia. Sementara itu, kejadian hilangnya aliran pendingin primer dimodelkan sebagai berikut: Pada saat teras reaktor yang berbahan bakar Silisida sedang beroperasi pada kondisi tunak (steady) dengan daya 34,2 MW, tiba-tiba motor penggerak dua pompa pendingin primer yang bekerja secara paralel, terhenti akibat putusnya suplai daya listrik (t=0 s). Jadi, kejadian diawali dengan kegagalan catu daya pada kedua pompa primer, yang kemudian menyebabkan Loss of Flow Accident (LOFA). Rangkuman kondisi awal yang diperkirakan sesuai untuk LOFA ditunjukkan dalam Tabel 4.E. Seperti yang telah dijelaskan pada sub-bab sebelumnya bahwa pada sistem pendingin primer terdapat 3 buah pompa yang dipasang paralel. Selama reaktor beroperasi hanya digunakan 2 dari 3 pompa, masing-masing bekerja 50% dari beban total. Konsekuensi ketika terjadi kegagalan catu daya pada kedua pompa adalah turunnya laju aliran sistem primer.

Tabel 4.E Kondisi Teras Awal, Parameter Input, dan Asumsi untuk LOFA 9) Parameter Input Daya, MW Laju alir sistem pendingin primer, kg/s Suhu inlet pendingin, oC Faktor kanal panas nuklir aksial/radial Faktor kanal panas teknik kenaikan fluks panas/suhu pendingin Koefisien void moderator, /% Koefisien suhu elemen bakar, /k Koefisien suhu moderator, /k Fraksi neutron tunda Waktu generasi neutron, s Penyerap tersedia untuk scram (stuck rod diasumsikan) Sub-kritikalitas teras padam %k/k LOFA 34,2 800,0 44,5 2,398/1,599 1,2/1,167 -1,2 x 10-3 -1,1 x 10-4 -1,9 x 10-6 0,0071 63,1 7 1,3

Instrumentasi sistem pengukuran laju aliran massa pada sistem primer yang termasuk dalam akuisisi data analog diukur dengan redundansi 3, terdiri dari 9): JE-01 CF811 (redundan 1); JE-01 CF821 (redundan 2); JE-01 CF831 (redundan 3). Laju aliran pada sistem pendingin primer dimonitor oleh Sistem Proteksi Reaktor (SPR). Kejadian penurunan laju alir terdeteksi ketika laju aliran turun hingga < 90% + 5% dari laju alir nominalnya. Selanjutnya reaktor akan scram secara otomatis. Setelah waktu tunda 0,5 detik, batang kendali mulai jatuh ke dalam teras, dan reaktor berada dalam kondisi shut-down. Saat laju alir sistem pendingin primer kurang dari 15% dari laju alir nominal, katup sirkulasi alam secara otomatis terbuka akibat berkurangnya beda tekanan antara teras dengan kolam reaktor seiring menurunnya laju alir sistem pendingin primer, sehingga katup jatuh secara alami dengan adanya gaya gravitasi. Aliran pendingin di dalam teras berbalik arah menjadi ke atas (sikulasi alam). Masa transisi ini didesain agar tidak terjadi selama kurun waktu 40 detik setelah scram

dengan adanya roda gila. Hal ini menjamin bahwa teras reaktor telah cukup terdinginkan pada fase-fase awal kejadian. Perhitungan laju aliran setelah kegagalan kedua pompa primer dilakukan dengan menggunakan program DUST. Kombinasi antara rugi-rugi tekanan di dalam loop primer dengan karakteristik pompa merupakan acuan untuk menentukan bahwa penurunan laju alir yang tercepat dipilih sebagai asumsi yang digunakan dalam analisis menggunakan program DUST 9): a. Rugi-rugi tekanan sebesar 110% dari nilai desain, b. Laju aliran volumetrik yang dihasilkan pompa adalah 1.570 m3/jam, dengan head pompa 26,7 m. Hasil analisis dapat dilihat pada Grafik 4.A, yang menunjukkan bahwa nilai inersia dari pompa primer ( = 80 kg.m2) menjamin bahwa laju alir masih tersisa 15% dari nilai nominalnya hingga 40 s setelah scram. Grafik 4.A Transien Laju Alir dan Daya RSG-GAS saat LOFA 10)

Laju alir

Daya reaktor

Grafik 4.A menunjukkan penurunan laju alir massa di dalam sistem primer sebagai fungsi waktu saat detik-detik awal setelah kejadian. Trip diiniasiasi dengan adanya sinyal dari laju aliran yang rendah pada detik ke 2,56, dan batang kendali mulai jatuh pada detik ke 3,06 9).

Pembangkitan daya berkurang dari 114% pada 0 s menjadi 111% pada 3,06 s sebagai efek reactivity feedback dari temperatur yang meningkat pada elemen bakar dan pendingin di dalam teras reaktor 9). Koefisien reaktivitas temperatur RSG-GAS dibuat negatif, artinya, daya akan menurun ketika terjadi kenaikan temperatur. Hal ini dirancang dengan memanfaatkan sifat air, di mana peningkatan temperatur akan mengurangi kemampuannya memoderasi neutron. Pengurangan neutron yang termoderasi akan mengurangi jumlah reaksi fisi. Sementara penurunan daya yang drastis setelah adanya efek dari reactivity feedback disebabkan oleh penyerapan sebagian besar neutron di dalam teras oleh batangbatang kendali. Penyerapan sejumlah besar neutron akan menyebabkan pengurangan reaksi fisi dalam angka yang besar pula. Sirkulasi paksa berakhir pada saat katup sirkulasi alam terbuka penuh. Pendingin yang berada di dalam teras reaktor akan memanas dan mengalir ke atas. Air kolam akan bersikulasi melalui katup sirkulasi alam yang berada di bagian bawah teras reaktor, sehingga terjadilah sirkulasi alam. Studi eksperimen menunjukkan bahwa perubahan arah aliran ke arah bawah menjadi ke atas (fase transisi) ketika terbukanya katup sirkulasi alam tidak akan mengganggu proses perpindahan panas, meskipun sirkulasi alam berlangsung sangat lambat. Sirkulasi alam menjamin perpindahan panas peluruhan yang aman dari seluruh komponen yang ada di teras reaktor. Pemindahan panas dalam jangka waktu yang panjang dilakukan dengan menggunakan sistem pendingin kolam. Sistem ini diaktifkan oleh operator. Untuk keperluan analisis keselamatan, diasumsikan bahwa sistem pendingin kolam mulai beroperasi pada menit ke-30. Temperatur air yang terus meningkat diperhitungkan dengan menggunakan program BENTAU. Kondisi batas yang dipilih adalah 9): a. Reaktor beroperasi dalam periode 600 jam, dan faktor overload 1,14. b. Hanya pendingin kolam yang digunakan untuk memindahkan panas. Panas yang diserap oleh dinding kolam dan komponen-komponen lain diabaikan.

c. Temperatur inlet dari sistem pendingin adalah 36oC. Dalam kasus dapat diopersikannya ketiga sistem pendingin kolam, dan 2 di antaranya mulai digunakan 30 menit setelah kejadian, temperatur air kolam tertinggi adalah 58oC, yang dicapai 10 jam setelah terjadinya kejadian. Sementara bila yang digunakan hanya 1 sistem pendingin kolam, suhu tertinggi yang dicapai adalah 62oC saat 28 jam pasca kejadian. 4.4.4 Tindakan Protektif Sistem Keselamatan saat Terjadi Kegagalan Catu Daya pada Kedua Pompa Primer dalam Praktik Dalam praktiknya, kejadian yang pernah ada di RSG-GAS adalah pemadaman listrik dari pusat (PLN) secara mendadak, salah satunya terjadi pada tanggal 20 November 2011. Hal ini menyebabkan matinya sistem pendingin utama reaktor, sistem ventilasi, serta sistem purifikasi. Kejadian tersebut terjadi tepatnya pada pukul 03.43, dan pada jam tersebut reaktor scram. Suhu maksimal yang dicapai di sekitar teras reaktor adalah 42oC, sementara suhu nominal dengan beroperasinya sistem pendingin primer adalah < 47oC. Sekitar 1 menit setelah reaktor scram, yakni pada pukul 03.44, dua sistem pendingin kolam (JNA 10 dan 30) dioperasikan. Hasil pencatatan beberapa parameter sistem ditunjukkan pada Tabel 4.F.

Tabel 4.F Parameter Komponen-komponen Sistem Reaktor dan Sistem Keselamatan Tanggal 20 November 2011 11)

Parameter Daya (MW) Opera si 0 0 0 1 0 2 0 3 0 4 0 5 0 6 0 7 0 8 0 9 1 0 1 1 1 2 1 3 1 4 1 5 1 6 1 7 1 8 1 9 2 0 2 1 2 2 2 3 Jam 0,5 0,8 0,8 0,6 0,6 1 1 1 1 2,3 2,3 2,3 2,3 JNA 30