DEGRADASI KEMAMPUAN SISTEM PENDINGIN DARURAT KOLAM REAKTOR JNA 10/20/30

dokumen-dokumen yang mirip
PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam. Sutrisno, Saleh Hartaman, Asnul Sufmawan, Pardi dan Sapto Prayogo

EVALUASI KEGAGALAN KINERJA SISTEM PENANGKAP BOLA SPONGE SISTEM PEMBERSIH MEKANIK PENUKAR PANAS RSG-GAS

PEMELIHARAAN SISTEM PENDINGIN PRIMER JE 01 DI REAKTOR GA. SIWABESSY

KAJIAN MODA OPERASI TWO OF THREE PADA ARUS BEBAN SISTEM PENDINGIN SEKUNDER RSG-GAS

PERHITUNGAN KESEIMBANGAN CATU DAYA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER RSG-GAS

EVALUASI KINERJA ALAT PENUKAR PANAS RSG-GAS PASCA INSPEKSI. Djunaidi, Aep Saepudin Catur, Syafrul *)

PERHITUNGAN KEBUTUHAN COOLING TOWER PADA RANCANG BANGUN UNTAI UJI SISTEM KENDALI REAKTOR RISET

PENGARUH KEDIP LISTRIK PADA OPERASI RSG-GAS TERAS 66

BAB I PENDAHULUAN di Bandung dan Reaktor Kartini yang berada di Yogyakarta. Ketiga reaktor

EVALUASI PENGOPERASIAN POMPA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER UNTUK MENUNJANG OPERASI REAKTOR RSG-GAS

ABSTRAK. Universitas Kristen Maranatha

OPTIMALISASI PENDINGINAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR SERBAGUNA SIWABESSY DI KOLAM PENYIMPANAN SEMENTARA

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK

EKSPERIMEN AWAL ALIRAN SIRKULASI ALAMIAH PADA SIMULASI SISTEM KESELAMATAN PASIF

EV ALUASI KONSUMSI DAY A LISTRIK RSG-GAS PADA SIKLUS OPERAS I TERAS KE 58. Teguh Sulistyo Pusat Reaktor Serba Guna Kawasan Puspiptek Serpong 5310

PERHITUNGAN PEMAKAIAN BAHAN BAKAR SETELAH MODIFIKASI PERIODA TEST RUN DISEL BRV 10/20/30 RSG-GAS

PENGOPERASIAN CHILLED WATER SYSTEM PADA INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF

ID ANALISIS KEANDALAN KOMPONEN DAN SISTEM RSG GAS DENGAN MENGGUNAKAN DATA BASE

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

Kiswanto, Teguh Sulistyo, Muhammad Taufiq, Yuyut S

PENGOPERASIAN CHILLER UNTUK MENUNJANG MANAGEMENT TATA UDARA INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF. Budi Arisanto Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

I. PENDAHULUAN. Mesin pengering merupakan salah satu unit yang dimiliki oleh Pabrik Kopi

BAB II DASAR TEORI. BAB II Dasar Teori

Jurusan Teknik Refrigerasi dan Tata Udara

PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM ABSTRAK

ANALISA KEGAGALAN SISTEM PENDINGIN PADA KAPAL X DOUBLE ENGINE

ANALISIS KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR TIPE PIUS MENGGUNAKAN RELAP5/MOD2. Ign. Djoko Irianto*

TUGAS AKHIR. Analisa Performansi dan Perancangan Ulang Radiator Sebagai Optimasi Cooling System pada Mesin Sinjai

ANALISIS KINERJA COOLANT PADA RADIATOR

MAKALAH. SMK Negeri 5 Balikpapan SISTEM PENDINGIN PADA SUATU ENGINE. Disusun Oleh : 1. ADITYA YUSTI P. 2.AGUG SETYAWAN 3.AHMAD FAKHRUDDIN N.

KAJIAN PENGHEMATAN ENERGI LISTRIK DENGAN PEMASANGAN INVERTER PADA MOTOR FAN MENARA PENDINGIN RSG - GAS

BAB II DASAR TEORI. 2.1 Pengertian Radiator

MODEL AUTOMATA PENGOPERASIAN DAN PERSIAPAN UNTAI UJI TERMOHIDRAULIKA BETA

BAB IV HASIL PENGAMATAN & ANALISA

PENGOPERASIAN COOLING WATER SYSTEM UNTUK PENURUNAN TEMPERATUR MEDIA PENDINGIN EVAPORATOR. Ahmad Nurjana Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN

MITIGASI DAMPAK KEBAKARAN

SIMULASI PEMODELAN TERMOHIDROLIKA SISTEM PENDINGIN KOLAM RSG-GAS. Sukmanto Dibyo *

III.METODOLOGI PENELITIAN. Penelitian ini dilakukan di Pabrik Kopi Tulen Lampung Barat untuk

ANALISIS WARM WATER LAYER SEBAGAI SISTEM PROTEKSI PADA REAKTOR SERBA GUNA G. A. SIWABESSY DENGAN MENGGUNAKAN KOMPUTASI DINAMIKA FLUIDA

LAPORAN TUGAS AKHIR BAB II DASAR TEORI

II. TINJAUAN PUSTAKA

BAB IV PENGOLAHAN DATA

REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR)

BAB II TINJAUAN PUSTAKA Tinjauan tentang aplikasi sistem pengabutan air di iklim kering

PENCEGAHAN KEBAKARAN. Pencegahan Kebakaran dilakukan melalui upaya dalam mendesain gedung dan upaya Desain untuk pencegahan Kebakaran.

Gambar 11 Sistem kalibrasi dengan satu sensor.

BAB III METODOLOGI PENELITIAN Bahan Penelitian Pada penelitian ini refrigeran yang digunakan adalah Yescool TM R-134a.

AKTIVITAS SDM UJI TAK RUSAK-PTRKN UNTUK MENYONGSONG PLTN PERTAMA DI INDONESIA

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

SIMULASI KEGAGALAN SISTEM VENTILASI RSG-GAS DAN PENANGANANNYA

BAB I PENDAHULUAN I. 1. Latar Belakang

BAB III METODE PENGUJIAN DAN PEMBAHASAN PERHITUNGAN SERTA ANALISA

MODIFIKASI SUPLAI DAYA LISTRIK KATUP GBA01 AA001 SISTEM DISTRIBUSI AIR BAKU RSG-GAS

Dengan cara pemakaian yang benar, Anda akan mendapatkan manfaat yang maksimal selama bertahun-tahun.

JURNAL TEKNIK POMITS Vol. 3, No. 1, (2014) ISSN: ( Print) B-91

PENGARUH RODA GILA PADAPENDINGINAN REAKTOR SERBA GUNA SIWABESSY-30. Utaja. Pusat Penelitian Nuklir Yogyakarta

COOLING WATER SYSTEM

KAJIAN PERPANJANGAN UMUR OPERASI REAKTOR RISET DI INDONESIA

ANALISIS PERPINDAHAN PANAS PADA COOLER TANK FASSIP - 01

ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR

ANALISIS KERUSAKAN SISTEM KONTROL SUHU DAN TEKANAN AIR PENDING IN DI IRM

ANALISIS PROBABILISTIK KECELAKAAN PARAH PWR SISTEM PASIF UNTUK MENINGKATKAN MANAJEMEN KECELAKAAN

BAB III METODE PENELITIAN. Waktu penelitian dilakukan setelah di setujui sejak tanggal pengesahan

ANALISIS KERUSAKAN TABUNG ALUMINA TUNGKU SINTER MINI PADA PROSES PEMANASAN SUHU 1600 O C

Sri Maryanto, Budi Arisanto Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, BATAN

EVALUSI KINERJA SISTEM PENYEDIA AIR DINGIN (QKJ 01/02/03)

Re-design dan Modifikasi Generator Cooler Heat Exchanger PLTP Kamojang Untuk Meningkatkan Performasi.

MESIN PENGERING HANDUK DENGAN ENERGI LISTRIK

BAB I PENDAHULUAN. Kemajuan teknologi bidang otomotif berkembang sangat pesat mendorong

ABSTRAK ABSTRACT KATA PENGANTAR

BAB II DASAR TEORI 2.1 Pasteurisasi 2.2 Sistem Pasteurisasi HTST dan Pemanfaatan Panas Kondensor

BAB I PENDAHULUAN. mendirikan beberapa pembangkit listrik, terutama pembangkit listrik dengan

Jurnal Ilmiah Widya Teknik Volume 16 Nomor ISSN

Lampiran 1. Perhitungan kebutuhan panas

Pembuatan Alat Pengukur Kecepatan Pompa Sistem Pendingin Sekunder Berbasis AVR 8535

Bab 1. PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB II MESIN PENDINGIN. temperaturnya lebih tinggi. Didalan sistem pendinginan dalam menjaga temperatur

Pipa pada umumnya digunakan sebagai sarana untuk mengantarkan fluida baik berupa gas maupun cairan dari suatu tempat ke tempat lain. Adapun sistem pen

Jonner Sitompul Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, BAT AN

ANALISIS KINERJA COOLING TOWER 8330 CT01 PADA WATER TREATMENT PLANT-2 PT KRAKATAU STEEL (PERSERO). TBK

ANALISIS LAJU ALIRAN AIR DI COOLER PADA HEAT SINK SYSTEM UNTAI UJI FASSIP

BAB I PENDAHULUAN I.1.

EVALUASI KEJADIAN ABNORMAL/GANGGUAN OPERASI REAKTOR RSG-GAS KURUN WAKTU TAHUN Diterima Editor : Diperbaiki :

BAB II TINJAUAN PUSTAKA

UNJUK KERJA POMPA SIRKULASI SEBAGAI PENUNJANG OPERASI CHILLED WATER SYSTEM TAHUN Maryudi, Budi Arisanto Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

BAB I PENDAHULUAN. pendinginan untuk mendinginkan mesin-mesin pada sistem. Proses pendinginan

EVALUASI KINERJA SISTEM KESELAMATAN REAKTOR RSG-GAS SELAMA BEROPERASI 25 TAHUN

INTEGRASI UNTAI UJI BETA (UUB) DENGAN BAGIAN UJI HeaTING-01 PADA BAGIAN MEKANIK

SISTEM DETEKSI DAN PEMADAMAN KEBAKARAN

BAB I PENDAHULUAN. Gambar 1.1. Potensi dan kapasitas terpasang PLTP di Indonesia [1]

PENGUJIAN KEBOCORAN SISTEM PENDINGIN GENSET BRV20 RSG-GAS DENGAN MENGGUNAKAN PRESSURE TEST PUMP

EVALUASI KINERJA SISTEM PEMANTAU AKTIVITAS GAMMA PENDINGIN PRIMER RSG-GAS

LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA

Commissioning & Maintenance of Air Conditioning System

BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL 2012

Pratama Akbar Jurusan Teknik Sistem Perkapalan FTK ITS

BAB III PERANCANGAN GREEN MEDICAL BOX PORTABLE

UPAYA MENINGKATKAN EFEKTIVITAS KINERJA SUATU MENARA PENDINGIN

PENGENDALIAN PAPARAN RADIASI NEUTRON DI KANAL HUBUNG PRSG PSTBM PADA SAAT REAKTOR RSG-GAS BEROPERASI

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 7 TAHUN 2011 TENTANG DESAIN SISTEM CATU DAYA DARURAT UNTUK REAKTOR DAYA

Transkripsi:

DEGRADASI KEMAMPUAN SISTEM PENDINGIN DARURAT KOLAM REAKTOR JNA 10/20/30 AEP SAEPUDIN CATUR, DJUNAIDI Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN Kawasan Puspitek Serpong Tangerang 15310 Banten Telp. (021) 7560908 Abstrak DEGRADASI KEMAMPUAN SISTEM PENDINGIN DARURAT KOLAM REAKTOR JNA 10/20/30. Telah dilakukan evaluasi unjuk kerja sistem pendingin darurat kolam reaktor setelah reaktor beroperasi 20 tahun. Sistem pendingin darurat kolam ini berfungsi untuk mengambil sisa panas kolam setelah reaktor padam pada kondisi darurat dan juga pada operasi normal. Sistem ini beroperasi secara independen terhadap sistem reaktor maupun diantara sistem pendingin darurat yang lainnya. Ketiga sistem pendingin darurat kolam reaktor harus memiliki kemampuan pengambilan sisa panas rata-rata di atas kemampuan yang dipersyaratkan. Pada tulisan ini akan dipaparkan perbandingan antara kemampuan pengambilan panas yang tersisa pada saat komisioning dan pada saat pengujian untuk mengetahui penurunan kemampuannya. Kemampuan pengambilan panas pada saat pengujian satu sistem berbeda dengan sistem lainnya dan telah mengalami penurunan dibandingkan dengan kemampuan pada saat komisioning. Penurunan kemampuan selama ini dipengaruhi oleh proses alami dan bukan disebabkan karena faktor pembebanan, karena perangkat keselamatan ini jarang dioperasikan, sedangkan besarnya penurunan kemampuan rata-rata 36,493% namun masih dalam batas aman. Dengan demikian kemampuan perangkat keselamatan ini selalu dalam kondisi siap pada pengoperasian reaktor. Kata Kunci : Sistem pendingin darurat kolam Abstract DEGRADATION PERFORMANCE OF EMERGENCY POOL COOLING SYSTEM JNA 10/20/30. Have been done by pile pond emergency coolant system work short exchange evaluation after pile operate 20 year. This pond emergency coolant system function for taking pond hot remanence after extinct pile at condition of emergency as well as at normal operation. This system operate independently to pile system and also between other emergencies coolants systems. Third pile pond emergency coolant system have to have performance of intake of hot remanance of average of to performance qualifying. At this article explained comparison would between performance of intake of hots remaining at the (time) of commissioning and at the (time) of assayings for knowing derivation of the performances. Performance of intake of hot at the (time) of assaying of one system differ from other system and have experienced derivation compared ably at the (time) of commissioning. Derivation of performance till now influenced by natural process and not be caused by encumbering factor, because this safety peripheral seldom be operated, while level of derivation of performance of mean of 36,493% but within measure peaceful. Thereby this performance of safety peripheral always in a state of alerting at operation of pile ability of peripheral of this safety not lessen alertness in operating reactor. Keywords :Emergency pool cooling system 119

PENDAHULUAN Sistem pendingin darurat kolam reaktor merupakan suatu perangkat keselamatan (safety) kelas satu yang digunakan pada saat sistem pendingin primer dan sistem pendingin sekunder mengalami gangguan operasi (emergency), dan juga dapat bekerja pada saat reaktor telah di shut down pada kondisi normal. Sistem ini mengambil sisa panas setelah reaktor shut down dan dapat dioperasikan kapan saja karena sistem ini bekerja secara terpisah dengan sistem reaktor dengan lama operasi tidak terbatas (lihat Gambar 1). Gambar 1. Instalasi Sistem Pendingin Darurat Teras Reaktor (JNA 10/20/30) Di dalam kolam reaktor RSG-GAS telah terpasang 3 unit penyerap kalor dengan jenis sirip (fin & tube) dengan kapasitas sebesar 63 kw/ unit [1]. Sistem ini selama perjalanan operasi 18 tahun ini telah mengalami penurunan kemampuan sehingga ketiga tabung penyeimbang tekanan statis dari tiga sistem ini telah diganti dengan yang baru karena bocor dimakan karat. Sil karet yang sudah kering mengkerut telah diganti semuanya. Penurunan kemampuan ini disebabkan karena proses alami (umur) dan bukan karena faktor pembebanan selama ini karena perangkat ini jarang dioperasikan. Pada unit cooler yang bertempat di atas roof bangunan reaktor juga mengalami penurunan kemampuannya, beda suhu masuk dan keluar air pendingin pada saat komisioning 4,5 o C sampai dengan 3,5 o C sedangkan saat pengujian mengalami penurunan beda suhu 2 o C sampai dengan 3 o C. Hal ini karena umur dan tempat cooler berada di atas bangunan terkena hujan, panas, angin dan perubahan kelembaban dalam tempo lama, namun demikian unit cooler ini belum diganti dengan yang baru. Pasca perbaikan ke tiga sistem pendingin kolam ini telah dilakukan uji kemampuan pada kondisi normal operasi pada waktu yang berlainan dengan hasil rata-rata masih di atas kemampuan yang dipersyaratkan(>63 KW/Unit). Cara pengujian sistem pengambilan sisa panas kolam reaktor, pada saat akhir operasi JNA dioperasikan dan catat perubahan suhu CT 001 dan CT 002 sampai air kolam suhunya sama dengan suhu kamar. Untuk mengetahui lebih jauh tentang penurunan kemampuan sistem pendingin kolam selama ini akan dipaparkan hasil uji kemampuan pengambilan panas pasca perbaikan dibandingkan dengan pengambilan panas pada saat komisioning. Masalah yang mungkin terjadi selama ini adalah akan memperpanjang waktu pendinginan air kolam untuk mencapai suhu kamar. Namun dengan menurunnya kemampuan pendinginan sistem pendingin kolam ini tidak mengurangi kesiagaan dalam mengoperasikan reaktor saat ini. 120

TEORI Deskripsi Sistem Pendingin Darurat Kolam Sistim pendingin darurat kolam terdiri atas tiga rangkaian yakni pendingin kolam JNA 10/20/30 yang bekerja secara independen dan redundan. Sistem ini dipasang di dalam kolam reaktor untuk memindahkan sejumlah sisa panas setelah reaktor shutdown dalam keadaan darurat ataupun dalam kondisi operasi normal [1]. Kolam reaktor dapat menyimpan sejumlah panas untuk jangka waktu sekitar sepuluh jam setelah shutdown tanpa adanya kenaikan suhu air kolam. Masing-masing rangkaian dirancang sama, dengan tugas mengambil sisa panas dan disediakan power suplai bersama dengan daya listrik dari dieselgenerator [1]. Gambar 1 di belakang adalah diagram alir sistem pendingin kolam JNA. Di dalam kolam reaktor telah terpasang tiga unit sistem pendingin kolam dengan kapasitas 3 kali 100% [1]. Masing-masing Sistem terdiri dari suatu sirkuit aliran air yang terbenam di dalam kolam dengan suhu lebih dingin dai pada suhu air kolam. Aliran air ini dihubungkan ke suatu air-cooler, finned-tube pendingin air dan suatu pompa sirkulasi ditempatkan di atas atap bangunan reaktor [1]. Masing-masing pendingin sirkuit dirancang untuk suatu tugas pemindahan panas sebesar 63 KW pada suatu suhu bolakering [1]. Masing-masing rangkaian terletak tegak lurus di dalam kolam reaktor dan terdiri dari 16 tabung dengan finned lurus. Air pendingin mengalir naik ke atas melalui tabung dalam dengan konfeksi paksa sedangkan pemindahan panas kepada air kolam berlangsung di bawah konfeksi alam di atas permukaan tabung. Ukuran masing masing tabung luar adalah 10 m panjang, dengan diameter dalam 30 mm dan luar 35 mm serta mempunyai 6 sirip lurus mengikuti alur tabung [1]. Cara kerja sistem pendingin darurat kolam adalah sebagai berikut : Panas yang diserap dengan konveksi alam oleh pendingin kolam JNA 10/20/30 BC 02, kemudian dipindahkan oleh pompa sirkulasi JNA 10/20/30 AP 01 ke udara pendingin penukar panas JNA 10/20/30 BC 01, dimana panas dibuang ke atmospir [1]. Berikut ini adalah beberapa kondisi operasi reaktor yang mana panas peluruhan hanya dapat dipindahkan dari dalam kolam reaktor dan ditransfer melalui sistem pendingin kolam : a. Kegagalan sistem pendingin reaktor b. Kegagalan catu daya listrik pada saat operasi dalam waktu lama c. Berikut coast-down dari pompa primer d. Berikut Kegagalan valve/ katup pada sirkuit primer e. Kehilangan air pada sistem pendingin primer. Perhitungan Daya [2] Q = M X CP X T = (V X ρ) X CP X T dengan : Q = Panas yang diambil dalam Kw m = massa pendingin dalam Kg/detik. V = Laju alir pendingin JNA m 3 /jam ρ air = massa janis air dalam kg/m 3 Cp air = Kapasitas panas air dalam kw/kg o K t = Beda suhu keluar dan masuk o C m = ρ air. V Kemudian pada suhu pengambilan panas itu harga ρ air = 992,62 kg/m 3. cp air = 4,1786 Kw/kg K. t = o C= o K Q = (v/3600 x 992,62) x 4,1786 x t Kw. TATA KERJA Untuk mengetahui sejauh mana penurunan kemampuan pendinginan sistem pendingin kolam (JNA) dengan cara membandingkan hasil perhitungan pada saat komisioning dengan hasil perhitungan pada saat uji kemampuan pasca perbaikan dengan grafik di belakang. Hasil uji kemampuan sistem pendingin kolam (JNA 10/20/30) diperoleh dengan pengumpulan data, sedangkan prosedur uji kemampuan pendinginan disesuaikan dengan prosedur pengoperasian JNA. Sesuai dengan prosedur pengoperasian dilakukan sebelum reaktor di shut down seperti prosedur terinci berikut : Prosedur Terinci [2] 1. Reaktor dalam keadaan operasi normal 15 MW 2. Sistem pendingin utama beroperasi normal 121

3. Sistem purifikasi berjalan normal, Warm Water layer,wwl dalam posisi ON 4. Floating Gate terpasang 5. JNA ON 6. Catat perubahan suhu air kolam JNA CT 001 dan CT 002 setiap jam sampai suhu kolam sama dengan suhu kamar 7. Reaktor shut down WWL OF dan Pompa primer JE 01AP 0 1 dan JE 01AP02 OFF 8. JNA OFF HASIL DAN PEMBAHASAN Pada saat komisioning awal tahun 1986 telah dilakukan uji kemampuan sistem pendingin darurat kolam JNA non nuklir dengan cara simulasi yaitu mengoperasikan dua pompa primer RSG-GAS untuk mensirkulasikan air pendingin. Dengan sirkulasi tersebut akan terjadi friksi antara air dengan komponen system pendingin dan juga dengan air itu sendiri, akibatnya suhu air kolam akan naik terus tanpa adanya pembuangan panas. Setelah lebih dari 10 jam dioperasikan suhu air kolam telah sama dengan suhu air kolam pada operasi reactor pada daya 30 MW(58 o C), setelah itu pompa dimatikan. Sesuai dengan prosedur komisioning setelah sepuluh jam pompa dimatikan salah satu sistem pendingin darurat kolam dioperasikan dan dari unjuk kerja tersebut diperoleh grafik power dari teras dan power dari JNA pada Gambar 2. Dari hasi pengamatan dan pengumpulan data yang dilakukan menjelang shutdown di ruang kendali utama menunjukan bahwa uji kemampuan sistem pendingin kolam reaktor pada kondisi normal telah dilakukan dengan baik, untuk JNA 30. Kemampuan rata-rata untuk mendinginkan kolam masing-masing adalah JNA 30 sebesar 72,077 kw, untuk JNA 10 sebesar 76 kw dan untuk JNA 20 sebesar 80,65 kw [3], sedangkan menurut buku Safety analysis report (SAR RSG-GAS kemampuan mendinginkan kolam rata-rata sebesar 63 kw setiap unitnya sehingga dalam uji kemampuan saat ini kemampuannya telah melebihi kemampuan yang dipersyaratkan. Kemudian sebagai catatan dari evaluasi gangguan sistem pendingin kolam ini bahwa JNA 30 [3] paling sedikit mengalami gangguan setiap tahunnya sehingga setiap operasi reaktor dilakukan, JNA 30 selalu siap untuk dioperasikan, ini juga dapat dilihat pada panel diruang kendali utama setiap saat. Tabel 1, Tabel 2 dan Tabel 3 adalah hasil pengukuran pada saat uji kempuan sistem pendingin kolam reaktor pada kondisi normal dengan daya 15 MW. Apabila hasil terbesar dari uji kemampuan JNA tahun 2004 yaitu JNA 20 sebesar 80,65 KW, jika unjuk kerja JNA 20 di plot seperti Gambar 2 maka akan mengalami degradasi waktu cukup lama. Pada Tabel 4 terlihat bahwa penurunan kemampuan rata-rata dari ketiga sistem pendingin kolam sebesar 43,791 KW atau 36,493%, ini menunjukkan bahwa perangkat keselamatan juga mengalami degradasi seiring dengan perjalanan waktu walaupun perangkat keselamatan itu tidak akan dimanfaatkan kecuali dalam keadaan terpaksa.yang kedua adalah perubahan suhu pada cooler, untuk semua sistem pendingin kolam JNA 10/20/30 perubahan suhu masuk dan keluar cooler sekitar 2 sampai 3 derajat. Hal ini karena umur cooler sudah cukup lama sekalipun sistem ini jarang dioperasikan sehingga pengambilan panas tidak bisa maksimum. Pada saat komisioning perubahan suhu pada cooler dari 3,5 sampai dengan 4,5 o C (lihat Gambar 3). Sekali waktu laju alir sistem ini dirubah (diturunkan) namun penurunan suhu pada cooler tidak lebih dari 3 o, keboleh jadian putaran blowernya sudah mulai menurun dan kemungkinan lain alat pengukur/meter-meter yang tersedia di RKU untuk sistem ini adalah analog bukan digital sehingga keakuratannya kurang karena perubahannya kecil tidak terlihat. Dengan menurunnya harga t, maka menurut rumus perpindaan panas pada persamaan 1 kemampuan pengambilan panas juga menurun banyak. Dengan demikian t sangat berpengaruh terhadap unjuk kerja sistem pendingin kolam reaktor 122

dan sebagai saran sebaiknya ketiga cooler dam pompanya diganti dengan yang baru. KESIMPULAN Dari hasil evaluasi dan pembahasan di atas menunjukkan bahwa sejak komisioning sampai sekarang sistem pendingin darurat kolam JNA 10/20/30 telah mengalami penurunan kemampuan untuk mendinginkan kolam reaktor, namun demikian kemampuan pendinginan tersebut masih berada di atas persyaratan yang berlaku. DAFTAR PUSTAKA 1. Safety Analysis Report RSG-GAS, Volume 8, Badan Tenaga Nuklir Nasional. 2. Acceptance Test-Program, Heat Balance Of Pool Cooling Sistem, 1987, INTERATOM. 3. DJUNAIDI, DKK,. Prosedur Uji Kemampuan Sistem Pendingin Kolam Jna 10/20/30,. No. Ident. RSG. SR.03.02.52.06 TANYA JAWAB Pertanyaan 1. Kapan JNA akan dioperasikan? (Sutrisno) 2. Besarnya penurunan kemampuan rata-rata 36,49%, berapakah batas kemampuan dikatakan aman? (Sutrisno) 3. Apakah materi kuliah perpindahan panas di STTN itu sudah cukup untuk aplikasi di lapangan atau belum? (Dwi Priyantoro) Jawaban 1. JNA akan dioperasikan pada saat operasi normal dan darurat. 2. batasan aman berdasarkan uji komisioning yaitu kurang lebih sebesar 52% 3. Sudah cukup LAMPIRAN Tabel 1. Uji Kemampuan Jna 30 Data Hasil Pengukuran Pada Saat Operasi Normal No. Jam JNA 30 JNA 30 JNA 30 T Daya Keterangan CF001, m 3 /jam CT001, o C CT002, o C ( o C) KW 1. 10. 00 0 40 36 4 JNA 30 off 0 2. 10. 10 34 40 38 2 JNA 30 0n 78,7 3. 11. 00 33 38 36 2 76 4. 12. 00 33 38,5 37 1,5 Siang hari 57,30 5. 13. 00 33 38 36,5 1,5 57,30 6. 14. 00 33 38 36,2 1,8 68,75 7. 15. 00 33 38 35 3 114,5 8. 16. 00 33 38 36 2 76 9. 17. 00 33 38 36 2 76 10. 18. 00 33 38 35 3 Perubahan siang 114,5 11. 19. 00 33 37 34 3 Ke malam 114,5 13 20. 00 33 37 34 3 Reaktor shut down 114,5 14. 20. 30 33 34 32 2 WWL off. 20. 13 76 15. 20. 45 33 33 31 2 Perubahan unjuk 76 16. 21. 00 33 32 30 2 Kerja setelah 76 17. 21. 30 33 31 29 2 WWL off 76 18. 22. 00 33 30 28 2 76 19. 22. 30 33 29 27 2 76 20. 22. 39 33 29 27 2 AP001, AP003 off 76 21. 22. 42 33 29 27 2 JNA 30 off 76 Rata-rata sebesar 72,077 KW 123

Tabel 2. Uji Kemampuan Jna 10 Data Hasil Pengukuran Pada Saat Operasi Normal Operasi Daya 15 Mw Selama 4 Hari Dan Cuaca Diluar Hujan No. Jam JNA 30 JNA 30 JNA 30 T Daya Keterangan CF001, m 3 /jam CT001, o C CT002, o C ( o C) KW 1. 14.00 0 40 36 4 JNA 10 off 0 2. 14. 26 33 36 34 2 JNA 10 0n 76 3. 15. 00 33 34 32 2 76 4. 16. 00 33 32 30 2 Reaktor Shut down 76 5. 17. 00 33 29 27 2 W.W.L..Off.16.06 76 6. 17. 40 33 28 26 2 Pompa primer AP01 dan AP02 76 Off 17.32 7. 18. 00 33 28 26 2 JNA 10 Off 18.00 76 8. 19. 00 0 28 26 2 0 Rata-rata sebesar 76 KW. Tabel 3. Uji Kemampuan Jna 20 Data Hasil Pengukuran Pada Saat Operasi Normal No. Jam JNA 20 JNA 20 JNA 20 T Daya Keterangan CF001, m 3 /jam CT001, o C CT002, o C ( O C) KW 1. 10 29 0 40 36 4 JNA 20 off 0 2. 10 30 35 38 36 2 JNA 20 0n 80.65 3. 11 00 35 38 36 2 80.65 4. 11 30 35 38 36 2 80.65 5. 12 00 35 38 36 2 80.65 6. 12 30 35 38 36 2 80.65 7. 13 00 35 38 36 2 Reaktor shut down 80.65 8. 13 30 35 38 36 2 80.65 9. 14 00 35 35 33 2 W.W.L off 80.65 10. 15 00 35 33 31 2 80.65 11 16 00 35 28 26 2 Pompa AP02/AP03 off 80.65 12 17 00 0 28 26 2 JNA 20 off 0 Rata-rata sebesar 80,65 KW No. Tabel 4. Perbandingan Kemampuan Pada Saat Komisioning Dengan Pada Saat Pengujian KKS KEMAMPUAN PADA SAAT KOMISIONING RATA-RATA (KW) KEMAMPUAN PADA SAAT PENGUJIAN RATA-RATA (KW) PENURUNAN (KW) BATAS YANG DIIJINKAN (KW) 1. JNA 10 120 76 44 63 2. JNA 20 120 80,65 39,35 63 3. JNA 30 120 72,077 47,923 63 JUMLAH Rata-rata = 131,273 /3 = 43,791 KW Penurunan kemampuan rata-rata = (43,791)/ (120) X 100% = 36,493% 131,273 KW 124