PENGARUH KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN SEKUNDER TERHADAP PARAMETER TERMOHIDROLIK TERAS REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG

Transkripsi

1 Prosiding Seminar Nasiona Sains dan Teknoogi Nukir PTNBR BATAN Bandung, 3 Juni 009 Tema :Peningkatan Peran Iptek Nukir PENGARUH KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN SEKUNDER TERHADAP PARAMETER TERMOHIDROLIK TERAS REAKTOR TRIGA 000 BANDUNG Reinady Nazar PTNBR BATAN, J. Tamansari No. 71, Bandung, 4013 Emai: reinazar@tekom.net ABSTRAK. PENGARUH KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN SEKUNDER TERHADAP PARAMETER TERMOHIDROLIK TERAS REAKTOR TRIGA 000 BANDUNG. Untuk mendapatkan informasi engkap tentang kondisi kegagaan sistem pendingin sekunder, teah diakukan simuasi kejadian kehiangan airan pendingin sekunder reaktor TRIGA 000 Bandung ketika beroperasi pada daya 000 kw, menggunakan program komputer RELAP5/MOD3.. Pada peneitian ini teras reaktor TRIGA 000 Bandung dimodekan daam bentuk teras tujuh kana. Daam simuasi ini diasumsikan bahwa motor penggerak pompa sekunder kehiangan catu daya, sehingga gaga berfungsi. Hasi perhitungan daam kondisi tunak diperoeh awa kondisi tunak tercapai seteah 500 detik dari sejak reaktor muai beroperasi pada daya 000 kw, suhu keongsong kana terpanas adaah 150,63 C, suhu pendingin keuar kana terpanas adaah 111,36 C, suhu masuk reaktor 35,5 C, dan suhu keuar reaktor 45,75 C. Hasi perhitungan transien memperihatkan, sebeum terjadi scram suhu keongsong kana terpanas 159,78 C dan suhu pendingin keuar kana terpanas 115,86 C. Seteah terjadi scram yaitu 150 detik seteah kegagaan pompa sekunder suhu pendingin keuar dan suhu pendingin masuk reaktor terus mengaami kenaikan hingga mencapai 53,15 C yang berasa dari panas sisa peuruhan. Kata kunci: Reaktor TRIGA 000 Bandung, kehiangan airan pendingin sekunder, mode teras tujuh kana ABSTRACT. THE INFLUENCE OF LOSS OF SECONDARY COOLANT FLOW TO THERMOHYDRAULIC PARAMETER OF BANDUNG TRIGA 000 REACTOR CORE. To get compete information about condition of faiure of secondary cooing system, the simuation of oss of secondary cooant fow of Bandung TRIGA 000 reactor under the operation of 000 kw power has been done, by appying computer program RELAP5/MOD3.. At this research, core of Bandung TRIGA 000 reactor is modeed in the form of seen channes core. On this simuation was assumed that secondary pump actuator got oss of power, so faied in function. The resut of cacuation in condition of steady state indicated that the initia condition of steady state was reached 500 seconds after reactor started operation on 000 kw power, the hottest channe cadding temperature was 150,63 C, the hottest channe cooant outet temperature was 111,36 C, reactor inet temperature was 35,5 C, and reactor outet temperature was 45,75 C. The resut of cacuation in transient condition showed that before scram occurred, the hottest channe cadding temperature was 159,78 C and the hottest channe cooant outet temperature was 115,86 C. After scram occurred, that was 150 seconds after faiure of secondary pump, reactor inet and reactor outet temperature were aways increasing to 53,15 C due to the heat of fission product. Key words: Bandung TRIGA 000 reactor, oss of secondary cooant fow, the form of channes seen core 114

2 Prosiding Seminar Nasiona Sains dan Teknoogi Nukir PTNBR BATAN Bandung, 3 Juni 009 Tema :Peningkatan Peran Iptek Nukir 1. PENDAHULUAN Peneitian tentang keseamatan reaktor TRIGA 000 Bandung berkembang sejaan dengan persyaratan keseamatan yang dituntut oeh masyarakat maupun persyaratan yang diminta oeh BAPETEN sebagai pihak reguator pemberi izin pengoperasian reaktor. Saah satu aspek yang berkaitan dengan masaah keseamatan reaktor nukir adaah anaisis termohidroik pada teras yang mampu memberikan prediksi karakteristik pada berbagai kondisi operasinya. Termasuk pada saat keceakaan operasi, misanya ketika reaktor kehiangan airan air pendingin sekunder, karena pompa sistem sekunder kehiangan catu daya istriknya sedangkan sistem pendingin primer tetap beroperasi. Tidak berfungsinya sistem pendingin sekunder menyebabkan suhu keuar aat penukar panas pada bagian sisi primer tetap tinggi seperti suhu masukannya. Suhu keuaran ini akhirnya akan menaikkan suhu pendingin primer di tangki reaktor, termasuk suhu masuk ke teras reaktor. Kenaikan suhu masukan ke teras reaktor ini akan mempengaruhi pembuangan panas dari teras tsb. Pada reaktor TRIGA 000 Bandung, suhu koam pencampuran atau suhu keuaran tangki reaktor dipantau dengan aat ukur yang digabungkan dengan sistem proteksi reaktor. Daam ha transien terproteksi, jika suhu yang dipantau meebihi suatu batas yang teah ditentukan, maka sistem proteksi mengeuarkan sinya trip yang kemudian membuat reaktor scram. Pada peneitian ini diakukan anaisis transien kehiangan airan air pendingin sekunder terproteksi menggunakan paket program computer RELAP5/MOD3. [1,], dimana teras reaktor dimodekan dengan 7 pipe yang merepsentasikan 7 kana, yaitu 1 kana dingin dan 6 kana panas. Kana 1 (kana dingin) mewakii daerah yang di daamnya tidak terjadi pembangkitan panas, seperti posisi ring A (centra timbe) tanpa bahan bakar, grid yang berisi grafit (dummy), grid yang berisi batang kendai dan daerah teras yang tidak ditempati bahan bakar. Kana mewakii 6 buah kana berbahan bakar pada ring B dengan fuks rerata. Kana 3 mewakii 1 buah kana berbahan bakar pada ring C dengan fuks rerata. Kana 4 mewakii 13 buah kana berbahan bakar pada ring D dengan fuks rerata, Kana 5 mewakii 4 buah kana berbahan bakar pada ring E dengan fuks rerata. Kana 6 mewakii 30 buah kana berbahan bakar pada ring F dengan fuks rerata, dan Kana 7 mewakii 36 buah kana berbahan bakar pada ring G dengan fuks rerata. Adapun susunan teras yang digunakan pada anaisis ini adaah susunan teras dengan 116 bahan bakar. Simuasi transien kehiangan airan air pendingin sekunder ini ditekankan untuk mengamati kenaikan suhu sebagai fungsi waktu seteah terjadinya transien di beberapa titik penting di daam sistem reaktor, seperti: keuaran dari aat penukar panas pada sisi pendingin primer, suhu masukan ke daam teras reaktor, dan titik terpanas di daam teras reaktor. Pada dasarnya kegiatan ini merupakan rangkaian peneitian peningkatan keseamatan dan pendayagunaan reaktor TRIGA 000 Bandung, untuk memperoeh kondisi operasi reaktor yang aman, seamat dan berdayaguna.. DESKRIPSI REAKTOR TRIGA 000 Reaktor TRIGA 000 Bandung merupakan reaktor peneitian bertipe tangki (tank type) (Gambar 1a). Reaktor ini mempunyai 11 buah ubang kisi (grid) (Gambar 1b) sebagai rak untuk menyusun eemen bahan bakar di daam teras reaktor dengan poa susunan heksagona. a b c Gambar 1. Tangki reaktor, grid pat, bahan bakar Teras reaktor yang berisi eemen bahan bakar direndam daam tangki reaktor menggunakan air ringan. Air ini seain berfungsi sebagai moderator juga berfungsi sebagai pendingin primer untuk mengambi kaor hasi reaksi fisi yang terjadi di daam teras reaktor. Eemen bahan bakar reaktor TRIGA 000 Bandung berbentuk batang siinder (Gambar 115

3 Prosiding Seminar Nasiona Sains dan Teknoogi Nukir PTNBR BATAN Bandung, 3 Juni 009 Tema :Peningkatan Peran Iptek Nukir 1c), terbuat dari paduan uranium dan zirconium hibrida yang dibungkus keongsong baja tahan karat SS-304. Sistem pendingin reaktor TRIGA 000 Bandung terdiri dari: tangki reaktor, sistem pendingin primer dan sistem pendingin sekunder (Gambar ). Tangki reaktor berdiameter uar 1,981 meter, tinggi 7,55 m dan diisi dengan air ringan sampai ketinggian 7,35 m. Sistem pendingin primer terdiri dari, dua buah pompa sentrifuga untuk mengairkan air pendingin keuar dan masuk tangki reaktor (daam keadaan norma digunakan satu pompa), aat penukar kaor tipe peat untuk memindahkan kaor dari sistem primer ke sistem sekunder serta beberapa katup untuk mengatur airan daam pemipaan sistem primer. Sistem pendingin sekunder terdiri atas dua buah menara pendingin, dua buah pompa sentrifuga untuk mengairkan air pendingin keuar dan masuk menara pendingin (daam keadaan norma digunakan satu pompa), aat penukar kaor tipe peat untuk memindahkan kaor dari sistem primer ke sistem sekunder serta beberapa katup untuk mengatur airan daam pemipaan sistem sekunder. Gambar. Sistem pendingin reaktor TRIGA 000 Reaktor TRIGA 000 Bandung diengkapi dengan sistem diffuser untuk membeokkan sebagian arah airan air pendingin yang keuar dari teras reaktor, sehingga memperpanjang waktu tempuh air pendingin menuju permukaan tangki dan memperambat perjaanan N-16 yang mengikuti airan air pendingin dari permukaan teras ke permukaan air tangki. Ha ini akan mengurangi aktiitas N-16 dipermukaan air tangki, karena. sebagian N-16 akan meuruh sebeum mencapai permukaan tangki. Sistem diffuser terdiri dari pompa, sistem pemipaan, katup-katup dan nozze. Nozze ditempatkan di atas teras reaktor. Secara garis besar proses termohidroik pada reaktor TRIGA 000 dimuai dengan perpindahan kaor hasi fisi di daam eemen bahan bakar ke air pendingin primer yang terjadi di daam teras reaktor secara koneksi aamiah. Kaor yang pindah ke air pendingin primer, seanjutnya dibawa meaui sistem pendingin primer ke penukar kaor untuk dipindahkan ke air pendingin sekunder. Perpindahan kaor yang terjadi di daam penukar kaor ini berangsung secara koneksi paksa. Kaor yang pindah ke air pendingin sekunder, seanjutnya dibawa meaui sistem pendingin sekunder ke menara pendingin untuk dibuang ke ingkungan. Pembuangan kaor ke ingkungan meaui menara pendingin berangsung secara koneksi paksa. 3. DESKRIPSI PROGRAM RELAP5/MOD 3. Kajian ini diakukan dengan menggunakan program komputer RELAP5/MOD3. yang merupakan hasi pengembangan beberapa generasi dari paket program komputer RELAP (Reactor Excursion and Leak Anaysis Program)[1]. Prinsip kerja program komputer RELAP5/MOD3. adaah menggunakan mode hidrodinamika dua zat cair (two fuid mode) yang bekerja daam 5 (ima) persamaan dasar yaitu (dua) persamaan kontinuitas massa (untuk uap dan air), (dua) persamaan momentum (untuk uap dan air) dan 1 (satu) persamaan energi tota. Pada mode ini hanya dibutuhkan dua persamaan konstitutif pada batas uap dan air, yaitu persamaan gesekan (interphase drag) dan persamaan pertukaran massa (interphase mass exchange). Variabe dasar yang digunakan program komputer RELAP5/MOD3. adaah kerapatan fasa uap dan cair (ρ), kuaitas uap (χ), energi daam fasa campuran (U) dan kecepatan air fasa uap dan fasa cair masing-masing adaah ν dan ν. Sedangkan operasi dasar matematika yang digunakan untuk perhitungan numerik adaah penjumahan dan pengurangan dari masingmasing persamaan fasa cair dan fasa uap. Perhitungan yang diakukan pada RELAP5/MOD3. adaah memodekan sistem hidrodinamika dengan mode satu dimensi, transien, dengan airan dua fasa air-uap yang dapat mengandung gas ain yang tak 116

4 Prosiding Seminar Nasiona Sains dan Teknoogi Nukir PTNBR BATAN Bandung, 3 Juni 009 Tema :Peningkatan Peran Iptek Nukir terkondensasi. Adapun bentuk persamaan dasar kekekaan massa, momentum dan energi yang digunakan RELAP5/MOD3. adaah sebagai berikut. Persamaan Kekekaan Massa ρ 1 + ( α ρ + α ρ ) = 0 (1) χ ρ + δt A ( 1 χ) ( α ρ A) χ ( α ρ A) () A A Persamaan Kekekaan Momentum = Γ 1 1 α ρ + α ρ + α ρ + α ρ = P + ρg z α ρν FWG α ρν FWL Γ P + + = ρ ρ ρvi FWG + FWL + Γ α ρ α ρ ρfi ( V V ) ρ C ρ ρ ( V V ) ( α ρ + α ρ ) ( ) + Persamaan Kekekaan Energi ( ρu ) 1 ( α ρ e A+ α ρ e A) + A P A α α ρ ρ FI ( α A + α A) + α ρ FWG ( ) + Γ ( ) + Q 1 = + α ρ FWL + dimana; Γ = faktor pembentukan χ = kuaitas uap ρ = kerapatan fasa α = difusiitas terma P = ektor dari tekanan di seuruh se Q = fuks kaor V i = oume atur se ke-i z = aksis arah airan = kecepatan airan fasa e i = U + ( i ) (3) (4) (5) Indeks dan ι = masing-masing menunjukkan apour (uap) dan iquid (cair), FWG dan FWL = wa friction drag untuk uap dan air yang merupakan fungsi inier terhadap kecepatan dan merupakan hasi perkaian dari koefisien friksi, uasan friksi per unit oume dan besar kecepatan fuida. F1 = interphase frictiona drag, merupakan fungsi inier terhadap kecepatan dan merupakan hasi perkaian dari koefisien friksi, uasan friksi per unit oume dan besar kecepatan fuida Pada RELAP5/MOD3. sistem hidrodinamik dimodekan dengan komponenkomponen yang dapat menyimuasikan sistem secara keseuruhan. Mode-mode tersebut antara ain pompa, katup, pipa, struktur peepasan maupun penyerapan energi kaor, kinetika reaktor, pemanas eektris, pompa jet, turbin, separator, akumuator dan komponen sistem kontro. Komponen ini berisi data-data fisis komponen sebenarnya, yaitu geometri dan data fuida di daamnya. Komponen-komponen terdiri dari satu atau ebih oume yang dihubungkan dengan penghubung (junction) yang berisi data airan fuida. Daerah perpindahan panas dimodekan dengan struktur panas yang berisi data geometri dan sifat-sifat fisik bahan. Seain itu terdapat mode proses khusus seperti form oss, airan pada perubahan uas penampang secara mendadak, percabangan, choked fow, boron tracking dan perpindahan gas tak terkondensasi. 4. METODOLOGI DAN TATA KERJA Anaisis diakukan menggunakan program komputer RELAP5/MOD3.. Adapun prosedur kerja yang diakukan daam kegiatan ini adaah: 1. Membuat mode sistem TRIGA 000 Bandung.. Menyusun input deck berdasarkan mode yang dibuat. 3. Eksekusi program untuk kondisi tunak sampai dicapai hasi konergen. 4. Perbandingan hasi perhitungan tunak dengan spesifikasi operasi reaktor atau hasi perhitungan dari program ain. 5. Meengkapi input deck untuk kondisi transien dan eksekusi program. 6. Eksekusi program untuk kondisi transien sampai dicapai hasi konergen Pemodean Reaktor TRIGA 000 Bandung dengan RELAP5/MOD3. Tangki reaktor TRIGA 000 Bandung dan komponennya dimodekan berdasarkan bentuk pendekatan seperti yang ditunjukkan Gambar 3. Pemodean tangki dimuai dengan pembuatan noda komponen-komponen reaktor. 117

5 Prosiding Seminar Nasiona Sains dan Teknoogi Nukir PTNBR BATAN Bandung, 3 Juni 009 Tema :Peningkatan Peran Iptek Nukir Pada dasarnya pemodean komponen dibuat dengan mengacu pada komponen yang sebenarnya daam arti ukuran diameter untuk pipa, panjang/ketinggian pipa, jenis-jenis katup, posisi percabangan, jenis pompa dan ain-ain. Untuk itu diperukan data geometri sistem dan gambar isometri pemipaan. Gambar 3. Bentuk pendekatan tangki reaktor dan komponennya Gambar 4. Mode dan nodaisasi sistem reaktor TRIGA 000 Bandung Gambar 4 memperihatkan pemodean dan nodaisasi sistem reaktor TRIGA 000 Bandung. Pada pemodean tangki, oume dan pipe digunakan untuk memodekan bagian tangki, pipa dan sauran yang berisi fuida. Junction untuk memodekan hubungan antar airan, batas airan, batas oume, sistem beokan, perubahan area. Branch untuk memodekan percabangan airan. Secara garis besar komponen tangki reaktor digambarkan atas beberapa oume dan branch, yaitu tangki bagian bawah teras, teras bagian bawah, by-pass teras bagian bawah, teras reaktor yang berisi bahan bakar, by-pass teras reaktor, penum atas teras, chimney, by-pass chimney, oume pencampuran antara chimney dengan ujung pipa primer keuar tangki, oume antara ujung pipa primer keuar tangki dengan permukaan air tangki. Untuk daerah atmosfer di atas air pemukaan tangki dimodekan sebagai Time Dependent Voume. Pada nodaisasi tangki reaktor, airan air dari pipa pendingin masuk ke tangki reaktor meaui by-pass teras. Pada by-pass teras airan terbagi tiga, sebagian menuju by-pass chimney, sebagian menuju by-pass teras bawah dan sebagiannya agi menuju teras bawah. Airan dari by-pass teras bawah akan masuk ke tangki bagian bawah teras dan kemudian bercampur kembai dengan air yang masuk ke teras bawah meaui by-pass teras. Airan dari teras bawah akan masuk ke teras meaui 7 kana pemanas. Airan dari teras akan masuk ke chimney. Airan dari chimney akan bercampur di daerah oume pencampuran dengan airan dari by-pass chimney dan airan dari diffuser. Airan dari daerah oume pencampuran seain dihisap oeh pipa primer untuk masuk ke sistem pemipaan primer, juga dihisap oeh pompa diffuser untuk masuk ke sistem diffuser. Nodaisasi sistem pemipaan sisi primer dimodekan daam bentuk pipe untuk pipa-pipa, Junction untuk sambungan, Vae untuk katup dan Time Dependent Voume untuk pompa pendingin primer. Nodaisasi sistem pemipaan sisi sekunder dimodekan sebagai suatu untai terbuka dari sebuah sumber air dingin dan penampungan air panas dengan suatu aju air, tekanan serta suhu masukan yang konstan, daam RELAP5/MOD3. ha ini dinyatakan sebagai mode Time Dependent Junction. Mode daam bentuk pipe untuk pipa-pipa, Junction untuk sambungan, Vae untuk katup dan Time Dependent Voume untuk pompa pendingin sekunder yang mengaami kehiangan aju air pendingin (oss of fow) karena putusnya catu daya istrik penggerak motor pompa. Mekanisme perpindahan panas pada aat penukar kaor dimodekan sebagai tabung siinder dengan fuida suhu ebih panas mengair pada sisi uar, sedangkan pada sisi bagian daam mengair fuida dengan suhu ebih dingin. Data 118

6 Prosiding Seminar Nasiona Sains dan Teknoogi Nukir PTNBR BATAN Bandung, 3 Juni 009 Tema :Peningkatan Peran Iptek Nukir kapasitas panas oumetrik dan konduktiitas materia pembuat aat penukar kaor diberikan sebagai masukan daam bentuk tabe sebagai fungsi dari suhu. Nodaisasi teras reaktor dimodekan dengan 7 pipe yang merepsentasikan 7 kana, yaitu 1 kana dingin dan 6 kana panas. Kana 1 (kana dingin) mewakii daerah yang di daamnya tidak terjadi pembangkitan panas, seperti posisi ring A tanpa bahan bakar, grid yang berisi grafit (dummy), grid yang berisi batang kendai dan daerah teras yang tidak ditempati bahan bakar. Kana mewakii 6 buah kana berbahan bakar pada ring B dengan fuks rerata. Kana 3 mewakii 1 buah kana berbahan bakar pada ring C dengan fuks rerata. Kana 4 mewakii 13 buah kana berbahan bakar pada ring D dengan fuks rerata, Kana 5 mewakii 4 buah kana berbahan bakar pada ring E dengan fuks rerata. Kana 6 mewakii 30 buah kana berbahan bakar pada ring F dengan fuks rerata, dan Kana 7 mewakii 36 buah kana berbahan bakar pada ring G dengan fuks rerata. Adapun susunan teras yang digunakan pada anaisis ini adaah susunan teras dengan 116 bahan bakar. 5. ASUMSI DAN KONDISI BATAS Pada peneitian ini diberikan beberapa kondisi batas, yaitu: anaisis diakukan pada daya maksima 000 kw sesuai dengan daya rancangan, suhu saturasi pada teras reaktornya sekitar 11,4 C [3], data distribusi daya pada teras reaktor diperoeh dari hasi perhitungan neutronik yang teah diakukan pada peneitian ain yang menempatkan 116 eemen bahan bakar di daam teras reaktor [4], suhu pendingin masuk tangki reaktor berdasarkan suhu rancangan 3 C, kecepatan airan pendingin yang masuk tangki reaktor meaui pipa pendingin primer berdasarkan rancangan,8 m/s [3]. Seain itu peru dinyatakan beberapa asumsi, yaitu: fuks panas terdistribusi merata sepanjang bahan bakar aktif, coast down fow pada pompa sekunder diabaikan. 6. HASIL DAN PEMBAHASAN 4.. Urutan Kejadian Kondisi transien sistem pendingin sekunder diasumsikan terjadi karena motor penggerak pompa sekunder kehiangan catu daya, sehingga gaga berfungsi. Sebagai akibat dari kejadian ini airan air pendingin sekunder segera terhenti dan diasumsikan tidak terjadi coast down fow. Tidak berfungsinya sistem pendingin sekunder menyebabkan tidak terjadinya proses perpindahan kaor dari air pendingin primer ke air pendingin sekunder, sehingga akan menaikkan suhu air pendingin primer keuar tangki reaktor, termasuk pua suhu air pendingin di teras reaktor. Kenaikan suhu air pendingin di teras reaktor akan mempengaruhi pembuangan panas dari teras reaktor. Suhu air pendingin primer keuar tangki reaktor dipantau dengan sistem proteksi reaktor. Daam ha transien terproteksi, jika suhu yang dipantau meebihi suatu batas yang teah ditentukan yaitu 49 C, maka sistem proteksi reaktor akan membuat reaktor scram. [3] Simuasi transien kegagaan sistem pendingin sekunder ini ditekankan untuk mengamati kenaikan suhu dibeberapa titik penting di daam sistem reaktor sebagai fungsi waktu seteah terjadinya transien tersebut. Titiktitik tersebut adaah keuaran dari tangki reaktor, suhu masukan ke daam teras reaktor, serta titiktitik di daam kana teras reaktor. Gambar 5. Daya reaktor pada kondisi tunak dan transien Gambar 5 memberikan informasi tentang daya reaktor. Awa kondisi tunak tercapai seteah 500 detik dari reaktor muai beroperasi pada daya 000 kw. Ha ini ditandai dengan tercapai kondisi daya yang sama antara daya reaktor, daya sisi primer HE dan daya sisi sekunder HE. Seteah reaktor beroperasi seama 3600 detik, muai terjadi kondisi transien karena pompa sekunder kehiangan catu daya, sehingga daya pada sisi sekunder HE turun tajam karena tidak adanya perpindahan panas dari sisi primer ke sisi sekunder. Tidak adanya pembuangan panas dari air pendingin primer ini mengakibatkan suhu air koam reaktor meningkat. 150 detik seteah terjadinya kegaan pompa sekunder, suhu air koam reaktor pada bagian keuaran 119

7 Prosiding Seminar Nasiona Sains dan Teknoogi Nukir PTNBR BATAN Bandung, 3 Juni 009 Tema :Peningkatan Peran Iptek Nukir naik mencapai 49 C dan mengakibatkan reaktor scram. Seteah reaktor scram, daya reaktor turun tajam dan hanya meninggakan panas sisa peuruhan. Gambar 7. Distribusi suhu keongsong dan pendingin arah radia pada kondisi tunak Gambar 6. Suhu pendingin primer masuk dan keuar reaktor pada kondisi tunak dan transien Gambar 6 menunjukkan awa kondisi stabi pendingin primer masuk dan keuar reaktor tercapai seteah 500 detik dari reaktor muai beroperasi 000 kw. Pada kondisi stabi suhu masuk reaktor 35,5 C dan suhu keuar reaktor 45,75 C. Seteah beroperasi seama 3600 detik pompa sekunder kehiangan catu daya, sehingga tidak terjadi perpindahan panas dari pendingin primer ke pendingin sekunder dan suhu pendingin primer masuk reaktor sama dengan suhu pendingin primer keuar reaktor. Meskipun pompa sekunder kehiangan catu daya tetapi reaksi fisi terus berangsung di daam teras sehingga suhu koam reaktor naik, begitu juga suhu masuk dan keuar reaktor. Pada saat suhu keuar reaktor mencapai 49 C, yaitu kira-kira 150 detik seteah pompa sekunder kehiangan catu daya reaktor scram. Seteah reaktor scram, suhu keuar dan suhu masuk reaktor terus mengaami kenaikan mencapai 53,15 C yang berasa dari panas sisa peuruhan hingga 7000 detik sesuai dengan waktu perhitungan yang digunakan. Gambar 7 memberikan infomasi bahwa suhu maksimum keongsong bahan bakar 150,63 C dan suhu pendingin keuar kana 111,36 C, yaitu pada kana 3. Suhu ini sudah meebihi suhu saturasi air pendingin reaktor 11,4 C, sehingga pendidihan sub-dingin (subcooed boiing) diprediksi sudah mungkin terjadi. Keadaan ini bersesuaian dengan kondisi yang terjadi daam pengoperasian reaktor TRIGA 000 pada daya 000 kw teramati adanya geembung yang keuar dari daam teras reaktor. Gambar 8. Suhu keongsong bahan bakar kana 3 dan suhu pendingin keuar kana 3 pada kondisi tunak dan transien Gambar 8 menunjukkan suhu keongsong dan suhu keuar kana 3 (terpanas). Pada kondisi tunak diperoeh suhu keongsong kana terpanas adaah 150,63 C. dan suhu pendingin keuar kana terpanas adaah 111,36 C. Ketika terjadi kegagaan pompa sekunder pada 3600 detik waktu perhitungan, suhu keongsong kana terpanas dan suhu pendingin keuar kana terpanas mengaami kenaikan hingga mencapai 159,78 C dan 115,86 C seama 150 detik menjeang scram. Ha ini terjadi karena tidak adanya pembuangan panas dari air pendingin primer dan mengakibatkan suhu air koam reaktor dan suhu keongsong kana terpanas naik. Seteah reaktor scram, suhu keongsong kana terpanas dan suhu pendingin keuar kana terpanas turun akibat penurunan daya reaktor. 7. KESIMPULAN Anaisis pengaruh kehiangan air pendingin sekunder terhadap parameter parameter termohidroik teras reaktor TRIGA

8 Prosiding Seminar Nasiona Sains dan Teknoogi Nukir PTNBR BATAN Bandung, 3 Juni 009 Tema :Peningkatan Peran Iptek Nukir Bandung teah diakukan menggunakan program RELAP5/MOD 3. untuk kondisi tunak pada daya 000 kw dan perhitungan transien seama 7000 detik. Hasi perhitungan daam kondisi tunak diperoeh awa kondisi tunak tercapai seteah 500 detik dari reaktor muai beroperasi pada daya 000 kw, suhu keongsong kana terpanas adaah 150,63 C, suhu pendingin keuar kana terpanas adaah 111,36 C, suhu masuk reaktor 35,5 C, dan suhu keuar reaktor 45,75 C. Hasi perhitungan transien memperihatkan, sebeum terjadi scram suhu keongsong kana terpanas 159,78 C dan suhu pendingin keuar kana terpanas 115,86 C. Kondisi scram dicapai seteah 150 detik dari terjadinya kegagaan pompa sekunder. Seteah scram terjadi, suhu pendingin keuar dan suhu pendingin masuk reaktor terus mengaami kenaikan mencapai 53,15 C yang berasa dari panas sisa peuruhan. 8. DAFTAR PUSTAKA 1. RELAP5 Code Deeopment Team, RELAP5/MOD3. Code Manua, User Guide and Input Requirements, NUREG/CR-5535-V, Indaho Nationa Engineering Laboratory, Washington DC (1955).. ANHAR, R.A., Preparasi Input RELAP5, Dikat Komputer RELAP5 Code, BAPETEN 0 31 Oktober 003, Jakarta (003). 3. PUSAT TEKNOLOGI NUKLIR BAHAN DAN RADIOMETRI, Laporan Anaisis Keseamatan Reaktor TRIGA 000 Bandung, LP-06 RE-001, Re. 3 (006). 4. ALFA, T., Perhitungan distribusi neutron dan daya pada reaktor TRIGA MW menggunakan program WIMS-D/4 dan citation (Prosiding Seminar Sains dan Teknoogi Nukir, Bandung), Pusat Peneitian dan Pengembangan Teknik Nukir, BATAN, Bandung (000). 11