Analisis aspek termohidrolik reaktor riset TRIGA 2000 untuk beberapa kategori kecelakaaan pada laporan analisis keselamatan (LAK) menggunakan RELAP/SCDAP/MOD3.4

RAFLIS, Helen, DR. Ing. Sihana

2010 | Tesis | S2 Teknik Mesin

Studi termohidrolik reaktor riset masih perlu terus dilakukan mengingat banyaknya kasus-kasus kecelakaan terpostulasi dalam Laporan Analisis Kecelakaan (LAK). Telah dilakukan penelitian aspek termohidrolika reaktor riset TRIGA 2000 menggunakan RELAP/SCDAP/MOD3.4. Penelitian ini diawali dengan melakukan perhitungan dalam keadaan tunak (steady state condition) dengan beberapa variasi daya reaktor, kemudian dilakukan perhitungan untuk beberapa kategori kecelakaan pada laporan analisis keselamatan (LAK) seperti kecelakaan penyisipan reaktivitas (reactivity insertion accident, RIA), kehilangan aliran pendingin (loss of flow accident, LOFA), dan kehilangan fluida pendingin (loss of coolant accident, LOCA) karena pecahnya pipa sisi primer dan tabung berkas (beam tube). Untuk perhitungan keadaan tunak, dilakukan penyesuaian (adjusment) kecepatan aliran pendingin yang masuk teras reaktor dengan hasil perhitungan menggunakan computational fluid dynamic (CFD) kemudian hasil dibandingkan dengan hasil perhitungan menggunakan STAT code termodifikasi dan hasil pengukuran reaktor. Pada kecelakaan penyisipan reaktivitas dilakukan simulasi dengan variasi daya dan reaktivitas sehingga diketahui bahwa keadaan terburuk (worst case) terjadi pada daya rendah akan menghasilkan lonjakan daya (power excursion) yang sangat besar. Pada kecelakaan kehilangan aliran pendingin, diasumsikan pompa primer mati dan tanpa SCRAM diketahui adanya sirkulasi alam pada tangki reaktor karena adanya negative fuel temperature reactivity feedback dapat menjaga daya dan temperatur bahan bakar tetap rendah. Pada kecelakaan kehilangan fluida pendingin, untuk pecahnya pipa pada sisi primer bagian terendah tidak menyebabkan air tangki menjadi kosong karena adanya lubang shipon breaker sehingga menjaga level tangki reaktor tetap pada posisi lubang tersebut. Untuk pecahnya pipa beam tube, level air tangki mencapai posisi setengah ketinggian teras reaktor. Pada simulasi ini selanjutnya monitor ketinggian air (reactor protection system) memberikan tanda bahaya dan reaktor akan SCRAM dan sistem pendingin teras darurat (emergency core cooling system, ECCS) berfungsi ketika permukaan air mencapai posisi 5 m di bawah level normal.

Thermalhydraulic study of research reactor is still continously improved to considered that there are many postulated accidents cases in safety analysis report (SAR). Thermalhydraulic aspect analysis of research reactor using RELAP/SCDAP/MOD3.4 was performed. This analysis began with steady state condition calculation for variation of reactor power, then followed by accidents condition considerd in safety analysis report (SAR) such as reactivity insertion accident (RIA), loss of flow accident (LOFA) and loss of coolant accident (LOCA) due to primary cold leg break and beam tube rupture. For steady state calculation, to adjust the flow to the core, the calculation result using computational fluid dynamic (CFD) was used. Then, the results were compared with modified STAT code and measurement. For reactivity insertion accidents simulations were performed with power and reactivity variation inorder to find the worst case, in this thesis paper shown that at low power RIA causes power excursion very high. During loss of flow accident simulation was assumed primary pump trip and without SCRAM, a natural circulation in the reactor tank was established and negative fuel temperature reactivity feedback that maintained the power and fuels temperature were still low. During loss of coolant accident simulation, in case of primary cold leg break at the lowest part, the break flow was stopped by siphon breaker holes existing at the discharge and suction pipe and the water level was remained at that holes level. In case of the beam tube rupture simulation, water level descent to the middle of the core. This simulation assumed that water level monitor gives emergency signal, reactor scram and emergency core cooling system was actuated when water level at 5 m below normal level.

Kata Kunci : Termohidrolika,Reaktor riset,Kecelakaan penyisipan reaktivitas,Kecelakaan kehilangan pendingin,RELAP/SCDAP/MOD34, thermal hydraulic, research reactor, reactivity insertion accident (RIA), loss of flow accident (LOFA), loss of coolant accident (LOCA), and