RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK

Transkripsi

1 RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK RINGKASAN Apabila ada sistem perpipaan reaktor pecah, sehingga pendingin reaktor mengalir keluar, maka kondisi ini disebut kecelakaan kehilangan air pendingin (Loss of Coolant Accident, LOCA). Bila terjadi LOCA, Sistem Pendingin Teras Reaktor Darurat (Emergency Core Cooling SYstem, ECCS) secara otomatis akan bekerja. Dengan bantuan ECCS tersebut, air bersuhu rendah akan dialirkan ke dalam reaktor, sehingga pendinginan pada teras reaktor akan tetap terjaga. Efektivitas ECCS telah dikonfirmasikan melalui eksperimen dengan fasilitas besar yang memodelkan reaktor. URAIAN Pada reaktor pembangkit listrik tipe air ringan, panas yang timbul pada teras reaktor diambil dengan air bertekanan tinggi (pendingin reaktor). Pada reaktor BWR, air disirkulasikan ke teras hingga mendidih. Sedangkan pada reaktor PWR, air disirkulasikan di bawah suhu didih. Keadaan di mana perpipaan sistem pendingin reaktor pecah, atau katup (valve) dalam keadaan terbuka yang mengakibatkan pendingin reaktor mengalir keluar, disebut Kecelakaan Kehilangan Air Pendingin (LOCA). Apabila terjadi LOCA, reaktor secara otomatis berhenti. Namun demikian, karena setelah itu pun produk fisi yang terdeposisi di dalam bahan bakar nuklir terus menerus mengeluarkan panas (meskipun hanya beberapa persen dibanding saat operasi), maka untuk mencegah kerusakan teras akibat panas tersebut, keberadaan pendingin harus dipertahankan secukupnya. Untuk itu, pertama-tama, diperlukan agar pendinginan di dalam teras reaktor tidak mengalami pengurangan secara signifikan. Untuk mempersiapkan seandainya terjadi LOCA, pada reaktor dilengkapi alat penyelamat yang disebut Sistem Pendingin Teras Reaktor Darurat (ECCS; salah satu bentuk instalasi keselamatan teknik), yang tersusun dari tangki bertekanan oleh pompa atau gas Nitrogen. Bila terjadi LOCA, yang mengakibatkan tekanan di dalam reaktor turun, ECCS ini secara otomatis akan bekerja, air bersuhu rendah akan mengalir ke dalam reaktor. Pada saat melakukan pembangunan reaktor baru atau renovasi yang besar, dilakukan simulasi komputer dengan mengasumsikan kondisi abnormal dan berbagai macam kecelakaan dan diwajibkan agar suhu permukaan batang bahan bakar menunjukkan setinggi-tingginya di bawah 1200 C (untuk PLTN air ringan yang menggunakan bahan bakar berkelongsong Zircalloy). Sehingga, seandainya hal-hal yang diasumsikan tersebut terjadi, dapat dipastikan bahwa tidak akan terjadi emisi zat radioaktif dari dalam batang bahan bakar. Pekerjaan klarifikasi seperti ini disebut Evaluasi Keselamatan (Safety Evaluation). Pada saat evaluasi keselamatan, LOCA merupakan salah satu yang penting di antara kecelakaan yang diasumsikan. Untuk mengklarifikasi cukup tidaknya unjuk kerja ECCS, pada evaluasi keselamatan digunakan kondisi yang sangat ekstrim yang secara teknis tidak mungkin akan terjadi, yaitu diharuskannya untuk membuat asumsi yang mencakup pipa pendingin terbesar di dalam reaktor dengan diameter 70 cm mengalami patah sempurna secara seketika. Lebih dari itu, dengan membuat asumsi pipa patah pada posisi yang tidak menguntungkan untuk pendinginan teras dan juga dengan asumsi bahwa sebagian ECCS mengalami kerusakan, maka keberlangsungan kecelakaan tersebut harus diprediksi secara ketat dengan menggunakan model simulasi (disebut dengan model "konservatif"). Evaluasi keselamatan yang demikian itu, harus diklarifikasi bahwa betul-betul "konservatif". Untuk memeriksa efektivitas ECCS dan toleransi dalam desain, dilakukan riset secara eksperimen dengan menggunakan alat yang besar yang memodelkan reaktor. JAERI sejak 1970 melakukan rencana riset LOCA yang disebut program ROSA. Pada term ke-2 dan ke-4 program tersebut, dilakukan eksperimen dengan objek PWR, dan pada term-3 dilakukan dengan objek BWR. Selain itu, di beberapa negara lain dilakukan juga hal serupa. Berdasarkan eksperimen ini, baik BWR ataupun PWR, apabila pipa pendingin reaktor mengalami pecah (aktualnya tidak akan terjadi), untuk sesaat di dalam teras hampir kosong dan suhu batang bahan bakar mulai naik. Selama itu, karena tekanan di dalam reaktor perlahan-lahan menurun, ECCS akan bekerja dan air dalam jumlah yang besar akan dialirkan ke dalam teras, sehingga pendinginan di dalam teras mengalami pemulihan. Proses pendinginan paling akhir ini disebut proses pemenuhan air kembali (reflooding). Untuk proses pada PWR khususnya yang berhubungan dengan eksperimen yang detail (pengujian pembuktian efek pemenuhan air kembali), telah dilakukan di JAERI Ensiklopedi Teknologi Nuklir Batan 1/5

2 sejak Dari hasil eksperimen dapat dibuktikan bahwa kenaikan suhu permukaan batang bahan bakar dibandingkan dengan evaluasi keselamatan berada pada nilai yang jauh di bawahnya. (Lihat Gambar 1) Dibandingkan dengan kecelakaan pecah sempurna pipa besar yang demikian itu (disebut LOCA pecah besar), kecelakaan yang diprioritaskan setelah terjadinya kecelakaan PLTN Three Mile Island (kecelakaan TMI), merupakan kecelakaan LOCA dalam skala lebih kecil (LOCA pecah kecil). Pada kecelakaan TMI, katup dengan diameter beberapa cm terbuka begitu saja, dari sini pendingin mengalir keluar, yang semestinya ECCS akan bekerja sehingga dapat diatasi sampai pada kondisi aman. Tetapi, karena operatornya menghentikan kerja ECCS di tengah jalan, maka jumlah pendingin di dalam reaktor berkurang secara drastis yang akhirnya mengakibatkan teras menjadi panas dan mengalami kerusakan. Dengan belajar dari kecelakaan ini, untuk LOCA pecah kecil dilakukan penelitian yang mendetail yang meliputi pengaruh operasional oleh operator dan pengaruh kerusakan alat. Gambar 2 adalah contoh eksperimen di JAERI tentang pengaruh penampang pecah yang terjadi pada pipa pendingin terhadap perubahan suhu permukaan batang bahan bakar di reaktor BWR. Secara keseluruhan, dibandingkan dengan nilai batas sebesar 1200 C hasil eksperimen menunjukkan temperatur maksimum yang jauh di bawahnya. Sehubungan dengan LOCA pecah kecil di reaktor PWR, pada term ke- 4 dari program ROSA JAERI, eksperimen dengan menggunakan alat yang paling besar di dunia (Large Scale Test Facility) untuk jenis ini, telah mulai dilakukan sejak Dari hasil percobaan, setelah LOCA terjadi, pompa yang mensirkulasikan pendingin reaktor secara otomatis berhenti. Tetapi, karena adanya perbedaan densitas antara air dalam teras yang terpanaskan dan air yang didinginkan dalam pembangkit uap, maka akan terjadi sirkulasi secara alamiah, sehingga pendinginan teras dapat dipertahankan. Seandainya pendingin reaktor berkurang dan tekanan mengalami penurunan, yang mengakibatkan air teras mulai mendidih, maka campuran antara air dan uap akan mengalami sirkulasi. Selanjutnya bila pendingin berkurang secara drastis (misalnya kerusakan yang parah pada ECCS), pada bagian atas sistem primer menjadi uap sehingga sirkulasi terhenti, namun demikian teras akan tetap didinginkan oleh air yang mengalami pendidihan. Kondisi ini ditunjukkan pada Gambar 3. Pada LOCA pecah kecil, karena aliran dari lobang kebocoran tidak begitu kuat, air dan uap di dalam reaktor akan terpisahkan oleh gaya gravitasi, sehingga air akan terkumpul di bagian bawah. Oleh karena itu, seperti ditunjukkan pada Gambar 3, selama teras tertutupi oleh air, pendinginan teras akan dapat terjaga. Seandainya jumlah air berkurang menjadi di bawah 1/3 pada kondisi operasi normal, pendinginan teras tidak tercukupi. Dengan skenario beberapa alat mengalami kerusakan dalam waktu yang sama pun, pencapaian kondisi yang demikian ini perlu waktu yang cukup lama. Sementara itu, apabila operator melakukan tindakan yang tepat, kecelakaan dapat dinetralisir secara aman. Hasil eksperimen ini, digunakan untuk mengklarifikasi bahwa model simulasi yang digunakan untuk evaluasi keselamatan reaktor adalah cukup "konservatif". Selain itu, hasil ini bermanfaat juga untuk pengembangan program komputer analisis baru yang digunakan untuk melakukan evaluasi yang lebih akurat. Ensiklopedi Teknologi Nuklir Batan 2/5

3 GAMBAR : Gambar 1. Suhu permukaan kelongsong bahan bakar di teras saat reflooding selama kecelakaan LOCA besar pada PWR (Perbandngan antara nilai perkiraan berdasarkan model evaluasi keselamatan dan data eksperimen JAERI) Ensiklopedi Teknologi Nuklir Batan 3/5

4 Gambar 2. Perubahan suhu permukaan kelongsong bahan bakar di teras pada eksperimen (JAERI) dengan pemodelan pecahnya pipa re-sirkulasi pada pompa keluaran untuk BWR Ensiklopedi Teknologi Nuklir Batan 4/5

5 Gambar 3. Distribusi pendingin reaktor pada LOCA kecil untuk PWR Ensiklopedi Teknologi Nuklir Batan 5/5