ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5

Sukmanto Dibyo ISSN 0216-3128 197 ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5 Sukmanto Dibyo PTRKN- BATAN, E-mail : sukdibyo@batan.go.id ABSTRAK ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5. Di dalam desain PLTN, asumsi terjadinya kecelakaan kehilangan air pendingin (Loss-Of-Coolant Accident, LOCA) merupakan hal yang menjadi dasar desain (Desain Basic Accident) sistem keselamatan. Kondisi ini, teras kekurangan pendinginan dan temperatur elemen bakar naik oleh kalor peluruhan yang masih tinggi. Proses terendamnya kembali elemen bakar post-loca yang terdiri dari pengosongan, dan penggenangan kembali (re-flooding) dengan mengoperasikan pompa darurat. Untuk itu, eksistensi void pada teras reaktor menjadi sangat penting karena berdampak langsung pada karakteristika neutronik dan termohidrolika. Analisis fraksi void, dapat dilakukan dengan menggunakan pemodelan paket RELAP5. Pemodelan telah divalidasi dengan data eksperimen pengukuran temperatur pada bagian uji Queen-II. Investigasi fraksi void dilakukan pada titik aksial bagian tengah yang mana posisi ini fluks kalornya tinggi. Laju aliran re-flooding yang digunakan adalah 0,153 kg/det dan 0,310 kg/det. Ketika quenching berlangsung, osilasi terjadi pada kurva fraksi void, tekanan dan temperatur kanal. Untuk 0,153 kg/det, peristiwa quenching berlangsung 140 detik sampai permukaan rod terendam air semua. Pada laju aliran 0,310 kg/detik tampak quenching lebih cepat yaitu 55 detik. Kata kunci: fraksi void, Re-flooding, RELAP5 ABSTRACT ANALYSIS OF VOID FRACTION CHARACTERISTIC ON RE-FLOODING POST LOCA USING RELAP5. In the design of Nuclear power plant, assumption of Loss-Of-Coolant Accident, LOCA become the Design Basic Accident in the safety system. In this case, the core loss the coolant and then fuel element temperature increased by decay heat. Process of water flowing through the fuel element in post-loca are consist of blow-down and re-flooding by operating of emergency pump. Therefore, existing of void in the reactor core is important because effects directly to neutronic and thermal-hydraulic characteristics. In this void fraction analysis, the model of RELAP5 computer code was applied. The model has already been validated using experimental data of Queen-II test section. In this case, the middle of axial position in which the highest heat flux occurred was investigated. The re-flooding flow rate of 0.153 kg/s and 0.310 kg/s were used. When the quenching appeared, oscillation is occurred on the curve of void fraction, pressure and channel temperature respectively. In the case of 0.153 kg/s, quenching time is 140 seconds until the rod surface immersed completely. For the flow rate of 0.310 kg/s, quenching is faster such as 55 seconds. Keywords: void fraction, Re-flooding, RELAP5 PENDAHULUAN D i dalam suatu desain PLTN, maka asumsi terjadinya kecelakaan sudah harus ditentukan. Salah satunya adalah kecelakaan kehilangan air pendingin yang merupakan kecelakaan yang dipostulasikan dan menjadi dasar desain (Desain Basic Accident, DBA) sistem keselamatan PLTN. Ketika terjadi kehilangan air pendingin, maka akan mengakibatkan naiknya temperatur elemen bakar yang diakibatkan oleh kalor peluruhan yang masih tinggi (meskipun reaktor telah padam). Dalam hal ini sistem pendingin darurat akan menginjeksi air ke reaktor. Sehingga elemen bakar menjadi terendam kembali dari tahapan pengosongan, dan terjadilah tahapan penggenangan kembali (re-flooding). Proses penggenangan kembali post-loca pada PWR, berlangsung dari bagian bawah teras reaktor (bottom re-flooding). Kondisi yang muncul pada pendinginan bottom re-flooding adalah terjadinya pendidihan akibat temperatur air naik diawal penggenangan sampai seluruh teras terisi kembali oleh air. Pengaruh keberadaan void pada pendidihan ini berkaitan dengan karakteristika neutronik dan termohidrolika reaktor. Oleh karena itu fraksi void pada elemen bakar menjadi sangat penting untuk dipelajari [1].

198 ISSN 0216-3128 Sukmanto Dibyo Pemahaman karakteristika termohidrolika akibat adanya void pada proses re-flooding seperti disebut di atas dapat dipelajari dengan menggunakan paket program, yang dalam hal ini adalah RELAP5. Penggunaan model RELAP5 merupakan cara yang efisien dalam rangka kegiatan simulasi untuk analisis karakteristika termohidrolikanya. Paket RELAP5 adalah program komputer untuk analisis transien yang dapat digunakan untuk berbagai simulasi transien termohidrolika pada sistem nuklir maupun non-nuklir. Versi RELAP5 yang dipakai dalam aplikasi pemodelan ini adalah RELAP5.SCDAP.Mod.3.2. Model re-flooding untuk RELAP5 yang sudah dikembangkan dan divalidasi dengan data eksperimen bagian uji Queen-II, dapat digunakan untuk analisis fraksi void pada peristiwa re-flooding elemen bakar [2]. Fasilitas bagian uji Queen-II ialah alat uji kanal tunggal yang mensimulasikan kondisi sub-kanal elemen bakar PWR. Queen-II yang dilengkapi dengan alat ukur temperatur dan Sistem Akuisisi Data ini telah digunakan untuk penelitian termohidrolika di PTRKN-BATAN. Dari uraian latar belakang dan pentingnya analisis fraksi void ini maka tujuan makalah ini adalah menganalisis termohidrolika re-flooding akibat adanya void disepanjang kanal permukaan rod bahan bakar PWR yang disimulasikan oleh bagian uji Queen-II. Model bottom re-flooding yang diaplikasikan pada RELAP5 ini diharapkan dapat memberikan informasi analisis desain keselamatan teras PWR. rod panas mengalami penurunan temperatur dan pada saat tertentu akhirnya air dapat membasahi permukaan rod. Pendinginan akan disertai proses pendidihan apabila temperatur rod berada di atas temperatur saturasi air. Proses pendinginan terjadi melalui mekanisme pendidihan yang dimulai dari rejim pendidihan film, rejim pendidihan transisi dan rejim pendidihan inti sesaat setelah harga maksimum dari fluks kalor tercapai. Proses reflooding ini diilustrasikan pada Gambar 1 yang menunjukkan rejim pendidihan aliran dua fasa. Di dalam pendidihan aliran, maka karakteristikanya ditentukan oleh berbagai variabel proses yaitu laju aliran pendingin, jenis pendingin, geometri sistem, fluks kalor dan distribusi aliran [3]. Visualisasi bagian uji Queen-II disajikan pada Gambar 2. [4] Gambar 1. Proses re-flooding Pada Rod Panas. TEORI Re-flooding Di dalam desain reaktor PWR, terjadinya kecelakaan kehilangan air pendingin (Loss-Of- Coolant Accident, LOCA) merupakan hal yang menjadi dasar desain (Desain Basic Accident, DBA) sistem keselamatan. Akibatnya, teras reaktor kekurangan pendinginan dan temperatur elemen bakar naik oleh kalor peluruhan yang masih tinggi. Proses terendamnya kembali elemen bakar post- LOCA yang terdiri dari pengosongan, dan penggenangan kembali (re-flooding) dengan mengoperasikan pompa darurat ECCS. Eksperimen fenomena re-flooding dapat dilakukan dengan menggunakan bagian uji Queen-II. Rod panas pada bagian uji ini dialirkan air pendingin, ketika air akan menyentuh permukaan rod panas, terjadi penguapan sehingga permukaannya tetap kering. Selanjutnya, peristiwa kontaknya air pendingin dengan permukaan terjadi secara berulang. Sementara itu Gambar 2. Bagian Uji Queen-II.

Sukmanto Dibyo ISSN 0216-3128 199 Deskripsi RELAP5 Paket program RELAP5 merupakan program komputer yang sudah digunakan secara luas di seluruh dunia untuk melakukan analisis kondisi steady maupun transien pada suatu sistem termal dan hidrodinamika pendingin air pada sistem nuklir maupun non-nuklir. Paket program ini dikembangkan dari model node dan junction multi-dimensional termohidrolika untuk menghitung keseluruhan perilaku termohidrolika sistem pendingin. Model yang digunakan merupakan sistem hidrodinamika non-equilibrium dan non-homogeneus dua-fluida termasuk perpindahan gas-gas tak terkondensasi, perpindahan kalor konvektif, konduksi kalor satu dimensi pada struktur sistem, kinetika reaktor, sistem kontrol dan logika trip. Paket program juga mengandung model komponen sistem pada reaktor pendingin air ringan (Light Water Reactor, LWR) seperti pompa, katup, separator dan sebagainya [5]. Komponen hidrodinamika dapat memodelkan single volumes, time-dependent volumes, pipa, anulus, separator, percabangan, akumulator dan pompa. Setiap model saling terhubung dengan model junction baik berupa time-dependent juction, single/multiple junction atau katup. Komponen hidrodinamika memiliki korelasi persamaan satu dimensi untuk fluida tunggal maupun aliran dua fasa air dan uap di mana persamaan dasarnya terdiri dari persamaan kekekalan massa, momentum dan energi. Struktur kalor terdapat pada komponen pembangkit kalor maupun pada bagian yang terjadi perpindahan kalor yang dihubungkan dengan komponen hidrodinamika. Struktur kalor juga dapat mewakili struktur yang melingkupi suatu kanal aliran dan pada reaktor dapat digunakan untuk memodelkan dinding bejana reaktor, rod bahan bakar, dan U- tubes dari pembangkit uap. Data kinetika reaktor digunakan untuk mewakili perilaku daya reaktor berdasarkan pendekatan kinetika titik. Gambar 3 menunjukkan kecepatan pada batas (boundary) yang didefinisikan dengan menggunakan momentum control volumes di antara batas volume kontrol massa dan energi. PROSEDUR KERJA Model re-flooding yang sudah divalidasi dengan data eksperimen, menggunakan input dengan laju aliran re-flooding 0,153 kg/detik. Laju aliran re-flooding ini masih dalam rentang laju injeksi kondisi re-flooding darurat PWR. Kurva validasi sebagaimana disampaikan pada Gambar 4 menunjukkan hasil yang cukup memuaskan [2]. Langkah analisis, dilakukan dengan cara menginvestigasi karakteristika fraksi void, koefisien transfer kalor, tekanan dan temperatur yang diminta melalui permohonan minor pada input deck sebagaimana diilustrasikan di Gambar 5. Gambar 3. Skematika Nodalisasi Volume Kontrol Massa, Energi Dan Momentum.

200 ISSN 0216-3128 Sukmanto Dibyo Gambar 4. Kurva Temperatur Rod Pada Laju Aliran 0,153 kg/detik. Gambar 5. Diagram prosedur kerja. Kondisi parameter laju aliran, tekanan dan temperatur re-flooding disesuaikan dengan parameter operasi pada bagian uji. Sebuah tmdjunc (time-dependent-junction), digunakan untuk mengalirkan air pendingin menuju bagian uji Queen-II. Tmdjunc ini aktif berfungsi setelah diatur melalui kartu logika trip. Aliran pendingin seperti pada nodalisasi Gambar 6, dimodelkan sebagai komponen pipa yang masing-masing dihubungkan oleh junction. Pada kondisi awal (initial condition), bagian uji ini dimodelkan sebagai volume kosong [2].

Sukmanto Dibyo ISSN 0216-3128 201 Gambar 6. Nodalisasi Queen-II. Parameter utama yang digunakan untuk pencapaian kondisi steady telah diperoleh yaitu mencakup temperatur rod, temperatur air dan laju aliran re-flooding. Adapun pencapaian steady ditetapkan sampai 200 detik dengan menggunakan mode NEW TRANST pada kartu nomor 100 yang tersedia pada input RELAP5. Dalam analisis ini, kurva-kurva penting, ditunjukkan pada Gambar 7 sampai Gambar 11. Investigasi dan penelusuran karakteristika fraksi void telah dipilih pada posisi node bagian tengah di mana fluks kalornya tinggi yaitu node-5 sementara itu node bagian ujung (node-8) juga ditampilkan sebagai pembanding. Hasil analisis menunjukkan bahwa kurva fraksi void, pada laju aliran 0,153 kg/detik tampak adanya osilasi karena terjadi peristiwa quenching ketika air mulai menyentuh permukaan rod (Gambar 7), pola kurva osilasi juga terjadi pada temperatur kanal (Gambar 8). Sekitar 140 detik peristiwa quenching berlangsung sampai permukaan rod terendam air secara sempurna. Sebagaimana pula yang ditampilkan pada Gambar 7 tersebut, gerakan kurva fraksi void ini secara simultan terjadi juga gerakan kurva tekanan. Sebagai pembanding, bahwa osilasi fraksi void pada node-8 hanya terjadi di akhir quenching, hal ini karena node-8 terletak pada rod ujung bagian uji.

202 ISSN 0216-3128 Sukmanto Dibyo Gambar 7. Kurva Fraksi Void Dan Tekanan Kanal Pada Laju Aliran 0,153 kg/detik. Gambar 8. Kurva Temperatur Kanal Pada Laju Aliran 0,153 kg/detik. Pada kondisi laju aliran re-flooding 0,310 kg/detik, maka tampak gerakan osilasi terjadi lebih tinggi akan tetapi durasi quenching berlangsung lebih singkat yaitu sekitar 55 detik, hal ini berarti bahwa proses perendaman rod oleh air berlangsung lebih cepat (Gambar 8). Sementara itu, karakteristika fraksi void yang terlihat pada laju aliran 0,310 kg/detik pada node-8 adalah terjadi sedikit fluktuasi yang tidak signifikan. Hal ini dapat difahami karena penurunan temperatur permukaan rod pada node-8 berlangsung dalam waktu yang singkat. Selanjutnya, temperatur permukaan rod mengalami degradasi tanpa osilasi selama sekitar 105 detik. Hal ini karena dampak osilasi fraksi void tidak cukup memberikan respon yang berarti terhadap penurunan temperatur rod sebagaimana ditunjukkan pada Gambar 10. Kemudian pada Gambar 11, ditampilkan pola karakteristika koefisien transfer kalor dengan menggunakan laju aliran re-flooding yang berbeda. Koefisien transfer kalor untuk laju aliran 0,310 kg/detik ini menunjukkan kurva tidak stabil sesaat ketika terjadi kondisi dua fasa. Akan tetapi setelah volume kanal terisi air, maka koefisien transfer kalor stabil pada 2600 W/m 2.K sedangkan untuk laju aliran 0,153 kg/detik maka koefisien transfer kalornya lebih rendah yakni 1750 W/m 2 K.

Sukmanto Dibyo ISSN 0216-3128 203 Gambar 9. Kurva Fraksi Void Dan Tekanan Kanal Pada Laju Aliran 0,310 kg/detik. Gambar 10. Kurva Temperatur Rod Pada Laju Aliran 0,153 kg/detik. Gambar 11. Kurva Koefisien Transfer Kalor Pada Node-5.

204 ISSN 0216-3128 Sukmanto Dibyo KESIMPULAN Dengan menggunakan model yang telah divalidasi, telah diperoleh karakteristika pola kurva fraksi void dan koefisien transfer kalor pada proses re-flooding. Parameter kuantitatif untuk temperatur kanal maupun fraksi void yang diperoleh cukup realistis. Untuk laju aliran re-flooding 0,310 kg/detik dalam penelitian ini, tampak quenching berlangsung lebih singkat yang berarti perendaman rod oleh air lebih cepat. Keberadaan void ini secara simultan menyebabkan terjadinya osilasi tekanan dan temperatur kanal yang juga berpengaruh pada karakteristika neutronik. Pada PWR, laju aliran reflooding yang berlangsung dari bagian bawah teras reaktor sangat tergantung pada pengoperasian pompa darurat. DAFTAR PUSTAKA 1. KEICHI HORI et.all, Void Fraction in a Single Channel Simulating One Sub-channel of PWR Fuel Assembly, Two phase flow modeling and expr, GP Celata Edizioni ets, 1995. 2. SUKMANTO D, Pemodelan Bagian-uji Queen- II Pada Untai Beta Menggunakan RELAP5, Laporan Program BG, Desember 2009. 3. Y.ABE dkk, Experimental Study of Upper core Quench in PWR Reflood Phase, Journal of Nuclear Science and Technology, 20-7-July- 1983. 4. MULYA J, et al., Experiment Study Of Quenching Proses During Bottom Re-flooding Using Queen Test Section, Atom Indonesia Vol. 31, No. 1, 2005. 5. RELAP5 Code Development Team, RELAP5/ MOD3. Code Manual, User Guide and Input Requirements, NUREG/CR-5535-V2. Idaho National Engineering Laboratory, Washington DC 1995. TANYA JAWAB Darsono Apakah program RELAP5 dapat dipakai untuk analisis pendinginan pada alat Lateks? Sukmanto Dibyo Apabila data dimensi dan parameter operasi cukup maka RELAP dapat memberikan kontribusi perhitungan pendinginan pada LATEK, baik pada kondisi normal maupun transien. Tukiran Data eksperimen apa saja diperoleh? Sukmanto Dibyo Data eksperimennya : temperatur rod laju aliran reflooding. Fenomena reflooding diperoleh secara visualisasi.