ANALISIS PERHITUNGAN REACTION FORCE PADA DISCHARGE POINT DARI SAFETY VALVE SISTEM PERPIPAAN REAKTOR NUKLIR

dokumen-dokumen yang mirip
ANALISIS PERHITUNGAN REACTION FORCE PADA DISCHARGE POINT DARI SAFETY VALVE SISTEM PERPIPAAN REAKTOR NUKLIR

ANALISIS STATIK TEGANGAN PIPA PADA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR KARTINI YOGYAKARTA

BAB I PENDAHULUAN. Plant, Nuclear Plant, Geothermal Plant, Gas Plant, baik di On-Shore maupun di. Offshore, semuanya mempunyai dan membutuhkan Piping.

ANALISA KEKUATAN FLANGE PADA SISTEM PEMIPAAN PRIMER REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG

BAB I PENDAHULUAN. Minyak dan gas bumi merupakan suatu fluida yang komposisinya

Analisa Rancangan Pipe Support Sistem Perpipaan dari Pressure Vessel ke Air Condenser Berdasarkan Stress Analysis dengan Pendekatan CAESAR II

BAB I PENDAHULUAN 1.1 LATAR BELAKANG

APLIKASI PEMROGRAMAN VISUAL BASIC UNTUK MENENTUKAN KAPASITAS DAN JENIS RELIEF VALVE ABSTRAK

BAB II TINJAUAN PUSTAKA

EVALUASI DISAIN INSTALASI PIPA FRESH FIRE WATER STORAGE TANK

Bab 1 Pendahuluan 1.1 Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN. dihidupkan kembali dengan menggunakan pompa atau gas. Gas lift merupakan

I. PENDAHULUAN. yang memproduksi bahan kimia serta obat-obatan, dan juga digunakan dalam

PROPYLENE PROJECT (ROPP)

BAB III DATA PEMODELAN SISTEM PERPIPAAN

BAB IV PENGUMPULAN DAN PENGOLAHAN DATA

BAB 2 LANDASAN TEORI. sering digunakan yaitu katub bola, katub pintu, dan katub searah.

ANALISA TEGANGAN STATIK SISTEM PERPIPAAN PADA TANGKI MINYAK (OIL TANK) DENGAN MENGGUNAKAN SOFTWARE CAESAR II v.5.10

ANALISIS DAN KRITERIA PENERIMAAN

BAB V METODOLOGI. Mulai

BAB III METODOLOGI PENELITIAN

PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM ABSTRAK

Anjungan lepas pantai ini dibangun oleh investor asal Dubai, Uni Emirat Arab dan investor dari Australia bekerja sama dengan Badan Pelaksana Hulu Miny

PENGARUH GEMPA PATAHAN LEMBANG TERHADAP FLEKSIBILITAS PIPA DAN KEGAGALAN NOZEL PERALATAN SISTEM PENDINGIN PRIMER REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG

BAB 8. BEJANA TEKAN (Pressure Vessel)

Sigma Epsilon, ISSN

ANALISA RANCANGAN PIPE SUPPORT PADA SISTEM PERPIPAAN DARI POMPA MENUJU PRESSURE VESSE DAN HEAT EXCHANGER DENGAN PENDEKATAN CAESARR II

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang

BAB II LANDASAN TEORI

SKRIPSI. Skripsi Yang Diajukan Untuk Melengkapi Syarat Memperoleh Gelar Sarjana Teknik. nnnn ALFIS SYAHRI NIM

BAB III METODOLOGI PENELITIAN

PERANCANGAN DAN ANALISA SISTEM PERPIPAAN PROCESS PLANT DENGAN METODE ELEMEN HINGGA

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

ANALISIS TEGANGAN PADA SAMBUNGAN NOSEL MASUK DAN KELUAR BEJANA TEKAN REAKTOR DENGAN MEH

Laporan Tugas Akhir BAB II DASAR TEORI. 2.1 Lokasi dan kondisi terjadinya kegagalan pada sistem pipa. 5th failure July 13

EVALUASI BEBAN NOZZLE POMPA PADA SISTEM PENDINGIN PRIMER REAKTOR RISET TRIGA BANDUNG

SISTEM PEMELIHARAAN DAN CARA PENGATURAN SAFETY VALVE (KATUB PENGAMAN TEKANAN) PADA PERALATAN DI PABRIK MINI PTKI MEDAN

Kondisi Abnormal pada Proses Produksi Migas

ANALISA TEGANGAN PIPA STEAM LOW CONDENSATE DIAMETER 6 PADA PT IKPT

Gambar 1.1 Sistem perpipaan steam 17 bar

TUGAS AKHIR ZELVIA MANGGALASARI Dosen Pembimbing I : Dr. Melania Suweni Muntini Dosen Pembimbing II : Drs.

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK

BAB I PENDAHULUAN. dikarenakan sistem pemipaan mengharuskan pemenuhan standard, codes, spesifikasi dan

ANALISIS TEGANGAN PADA BELOKAN PIPA HOT LEG SISTEM PRIMER PWR MENGGUNAKAN PRINSIP MEKANIKA TEKNIK ABSTRAK

PIPELINE STRESS ANALYSIS PADA ONSHORE DESIGN JALUR PIPA BARU DARI CENTRAL PROCESSING AREA(CPA) JOB -PPEJ KE PALANG STATION DENGAN PENDEKATAN CAESAR

ANALISA EROSI DAN VIBRASI PADA SISTEM PERPIPAAN AKIBAT ALIRAN FLUIDA BERKECEPATAN TINGGI DENGAN MENGGUNAKAN SOFTWARE CAESAR II 5.

Review Desain Condensate Piping System pada North Geragai Processing Plant Facilities 2 di Jambi Merang

BAB IV ANALISA DAN PERHITUNGAN

ANALISA TEGANGAN PIPA PADA SISTEM PERPIPAAN HEAVY FUEL OIL DARI DAILY TANK UNIT 1 DAN UNIT 2 MENUJU HEAT EXCHANGERDI PLTU BELAWAN

BAB II LANDASAN TEORI

TUGAS AKHIR ANALISA MINIMALISASI WATER HAMMER DENGAN VARIASI PEMILIHAN GAS ACCUMULATOR PADA SISTEM PERPIPAAN DI PT.

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

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

BAB IV PEMILIHAN SISTEM PEMANASAN AIR

ANALISA TEGANGAN STATIK PADA SISTEM PERPIPAAN TOWER AIR ( WATER TOWER SYSTEM ) DENGAN MENGGUNAKAN SOFTWARE CAESAR II v. 5.10

PERHITUNGAN KESEIMBANGAN CATU DAYA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER RSG-GAS

B T A CH C H R EAC EA T C OR

ANALISA TEGANGAN PIPA STEAM LOW CONDENSATE DIAMETER 6 PADA PT IKPT

APLIKASI MSC PATRAN UNTUK PENENTUAN RENTANG MAKSIMUM PENYANGGA PIPA PRIMER REAKTOR AP1000

ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K ABSTRAK ABSTRACT

2.10 Caesar II. 5.10Pipe Strees Analysis

PENGARUH KECEPATAN UDARA TERHADAP TEMPERATUR BOLA BASAH, TEMPERATUR BOLA KERING PADA MENARA PENDINGIN

BAB III METODE PENELITIAN. Diagram alir studi perencanaan jalur perpipaan dari free water knock out. Mulai

TUGAS AKHIR. Analisa Kekuatan Sambungan Pipa Yang Menggunakan Expansion Joint Pada Sambungan Tegak Lurus

LAPORAN TUGAS AKHIR BAB II DASAR TEORI

BAB IV HASIL DAN ANALISIS

BAB 4 PEMBAHASAN. Universitas Indonesia. Penentuan jenis..., Aziz Masykur Lubad, FT UI, 2010.

BAB I PENDAHULUAN. kini, misalnya industri gas dan pengilangan minyak. Salah satu cara untuk

KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA

BAB IV ANALISA EKSPERIMEN DAN SIMULASI

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

III. METODOLOGI PENELITIAN. Universitas Lampung pada bulan Mei 2014 sampai September 2014.

JURNAL TEKNIK ITS Vol. 6, No. 2 (2017), ( X Print)

MODIFIKASI DESAIN RANGKA SANDARAN KURSI PADA PERANGKAT RENOGRAF TERPADU

TUGAS AKHIR ANALISA TEGANGAN SISTEM PIPA GAS DARI VESSEL SUCTION SCRUBBER KE BOOSTER COMPRESSOR DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM CAESAR II

ANALISA TEGANGAN SISTEM PERPIPAAN BONGKAR MUAT KAPAL TANKER MT. AVILA 6300 DWT. DENGAN MENGGUNAKAN PERANGKAT LUNAK CAESAR II v5.10.

BAB VI PEMBAHASAN DAN HASIL

BAB II TINJAUAN PUSTAKA

BAB II LANDASAN TEORI. Untuk mengalirkan suatu fluida (cair atau gas) dari satu atau beberapa titik

BAB II DASAR TEORI. Laporan Tugas Akhir. Gambar 2.1 Schematic Dispenser Air Minum pada Umumnya

BAB VII PENUTUP Perancangan sistem perpipaan

BAB II LANDASAN TEORI

SISTEM KENDALI DIGITAL

Bab 4 Pemodelan Sistem Perpipaan dan Analisis Tegangan

Bab 1. PENDAHULUAN Latar Belakang

Abstrak. Kata kunci: Hydrotest, Faktor Keamanan, Pipa, FEM ( Finite Element Method )

DINAMIKA FLUIDA II. Makalah Mekanika Fluida KELOMPOK 8: YONATHAN SUROSO RISKY MAHADJURA SWIT SIMBOLON

BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN

Kata Pengantar. sempurna. Oleh sebab itu, kami berharap adanya kritik, saran dan usulan demi perbaikan

BAB II TINJAUAN PUSTAKA

OPTIMASI KINERJA IHX UNTUK SISTEM KOGENERASI RGTT200K

KAJIAN PENGAWASAN DESAIN SISTEM PERPIPAAN PADA PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR

EVALUASI BEBAN NOZZLE POMPA PADA SISTEM PENDINGIN PRIMER REAKTOR RISET TRIGA BANDUNG

DESAIN DAN ANALISIS TEGANGAN PADA SISTEM OFFSHORE PIPELINE

BAB II LANDASAN TEORI

LAPORAN TUGAS AKHIR ANALISA TEGANGAN SISTEM PIPA PROCESS LIQUID DARI VESSEL FLASH SEPARATOR KE CRUDE OIL PUMP MENGGUNAKAN PROGRAM CAESAR II

KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA

DESAIN DAN ANALISIS TEGANGAN SISTEM PERPIPAAN MAIN STEAM (LOW PRESSURE) PADA COMBINED CYCLE POWER PLANT

BAB II LANDASAN TEORI

BAB III METODOLOGI PERANCANGAN

Transkripsi:

ANALISIS PERHITUNGAN REACTION FORCE PADA DISCHARGE POINT DARI SAFETY VALVE SISTEM PERPIPAAN REAKTOR NUKLIR Kukuh prayogo " Putut Hery Setiawan2 1.2Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir, Kawasan PUSPIPTEK Serpong, Gedung 71, Tangerang Selatan, 15310 ABSTRAK ANALISIS PERHITUNGAN REACTION FORCE PADA DISCHARGE POINT DARI SAFETY VAL VE SISTEM PERPIPAAN REAKTOR NUKLIR. Telah dilakukan perhitungan reaction force pada safety valve di sistem perpipaan raektor nuklir. Tujuan dari perhitungan ini adalah untuk mengetahui efek yang terjadi pada sistem perpipaan apabila dikenakan gaya reaksi akibat beroperasinya safety valve apakah masih dalam batas yang diperkenankan sesuai code dan standar yang berlaku. Hasil dari perhitungan ini kemudian dimasukkan ke dalam software stress analisis CAESAR /I untuk dibuat pemodelan sehingga dapat dipastikan sistem perpipaan dalam kondisi aman atau tidak mengalami overstress dan overload. Kata kunci : Reaction force, discharge point, safety valve, sistem perpipaan reaktor nuklir. ABSTRACT ANALYSIS CALCULATION OF REACTION FORCE AT POINT OF DISCHARGE FROM SAFETY VALVE PIPING SYSTEMS NUCLEAR REACTOR. Reaction force calculations have been performed on the safety valve in the piping system of nuclear reactor. The purpose of this calculation is to determine the effects that occur in piping systems where the reaction force due to the operation subject to a safety valve if still within the limits permitted according to applicable codes and standards. The results of this calculation are then incorporated into CAESAR If software analysis stress for modeling to ensure that the piping system is in a safe condition or does not experience overstress and overload. Keywords: Reaction force, discharge point, safety valve, piping system nuclear reactor. 1. PENDAHULUAN Sebuah safety valve (katup pengaman) adalah mekanisme katup untuk melepas suatu fluida secara otomatis dari boiler, bejana tekanan, atau sistem lain ketika tekanan atau temperatur melebihi batas yang telah ditetapkan. Perangkat ini adalah bagian dari satu sistem katup pengaman yang lebih besar yaitu katup pengaman tekanan (PSV) atau katup pelepas tekanan (PRV). Bagian lain adalah relief valves, safety relief valves, pilot-operated relief valves, low pressure safety valves, and vacuum pressure safety valves. Katup pengaman pertama kali digunakan pada ketel uap selama revolusi industri. Boiler generasi awal sangat rentan terjadi ledakan karena tidak dilengkapi katup pengaman. Katup pengaman vakum (atau gabungan katup pengaman tekanan I vakum) digunakan untuk mencegah tangki agar tidak rusak saat pengosongan atau ketika air bilas dingin' digunakan setelah CIP panas atau SIP. Katup pengaman juga dikembangkan untuk melindungi peralatan seperti bejana tekanan dan penukar panas. Ada dua jenis proteksi yang umum digunakan di industri yaitu proteksi termal dan proteksi aliran. Katup relief termal (thermal relief valves) umumnya dicirikan oleh ukuran katup relatif kedl yang diperlukan untuk memberikan perlindungan dari tekanan yang berlebihan yang disebabkan oleh ekspansi termal. Oalam kasus ini katup kecil ini memadai karena kebanyakan -360-

Proseding Pertemuan IImiah Rekayasa Perangkat Nukfir cairan hampir mampat, sehingga sejumlah cairan yang relatif sedikit dibuang melalui katup akan menghasilkan pengurangan substansial dalam tekanan. Perlindungan aliran ditandai dengan katup pengaman yang jauh lebih besar daripada yang dipasang dalam perlindungan termal dan umumnya untuk digunakan dalam situasi di mana jumlah yang signifikan dari gas atau cairan volume tinggi harus segera dibuang dalam rangka melindungi integritas dari vessel atau sistem perpipaan. Perlindungan ini secara alternatif dapat dicapai dengan memasang sistem proteksi integritas tekanan tinggi. Konsentrasi tulisan ini adalah ke arah penjelasan operasional dan perhitungan dari pembuangan tekanan sistem untuk reaktor nuklir dimana ada air sebagai fluidanya. Metoda Perhitungan, penseleksian yang lebih jauh dapat mengacu pada API RP 520, API RP 521, GPSA, ASME, standar internasional dan berbagai standar lain yang telah ada. Elemen utama dari sistem pembuangan tekanan adalah alat pembuang tekanan (SV/PSV/PRVlBDV), vent scrubber serta vent sistemnya. Pressure Relief Valves (PRV) atau jenis Relief Valves lainnya digunakan untuk melindungi perpipaan dan alat-alat proses dari kelebihan tekanan. Penggunaan dan seleksi yang tepat serta lokasi dan pemeliharaan relief devices sangat penting untuk melindungi personel dan equipment dengan mengacu kepada kode-kode dan aturan-aturan yang ada. Pendefinisian kapasitas maksimum dari fluid a yang akan dibuang ke relief sistem terse but memerlukan analisa yang dalam dengan asumsi umum bahwa dua keadaan emergency oleh kegagalan equipment yang tidak saling berhubungan atau operator error tidak akan terjadi secara sekaligus. Sequence dari keadaan tersebut harus diperhitungkan, dengan jalan mengetahui keseluruhan desain operasional termasuk mengenali tipe driver pompa yang digunakan, sumber cooling water, spare yang disediakan (misal pada vessel body), layout pabrik, instrumentasi, dan philosophy dari emergency shut down-nya Perhitungan safety relief valve sangat perlu untuk dilakukan karena di lingkungan reaktor nuklir keamanan merupakan hal yang diutamakan. Apalagi bila terjadi gempa bumi maka beban akan bertambah sehingga frekwensi natural sistem perpipaan lebih kecil dari frekwensi natural gempa, akibatnya terjadi getaran pada sistem perpipaan dan dapat menyebabkan kerusakan serius sehingga penting untuk dilakukan perhitungan. 2. DASAR TEORI Pressure Safety Valve adalah anggota dari dari kelompok Pressure Relief Device.. Pressure Relief Devices merupakan peralatan mekanis yang berfungsi melindungi sistem perpipaan dan peralatan pabrik dari tekanan berlebih (overpressure). Pressure relief devices dirancang untuk membuka pada saat kondisi darurat atau keadaan abnormal untuk mencegah meningkatnya tekanan fluida melebihi batas yang ditetapkan. Peralatan ini juga dirancang untuk mencegah terjadinya kondisi vakum yang berlebihan dalam suatu peralatan proses. Tujuan pemasangan Pressure relief devices tidak hanya untuk keamanan dan keselamatan kerja namun juga untuk mencegah terjadinya kerusakan peralatan, mencegah kehilangan bahan baku atau produk. Ada beberapa definisi penting yang dipakai yang berkaitan dengan pressure relieve device yaitu sebagai berikut: a. Relief Valve atau Pressure Relief Valve (PRV), adalah suatu alat otomatik pembuang tekanan yang digerakan olah static pressure upstream dari valve dan yang membuka proporsional terhadap kenaikan tekanan diatas tekanan bukaan. Relief valve digunakan terutama pada fluida cair seperti air atau minyak. Kapasitas Relief Valves biasanya pada 10 atau 25 persen dari nilai overpressure tergantung pada aplikasinya. b. Safety Valve atau Pressure Safety Valve (PSV), adalah suatu alat otomatik pembuang tekanan yang digerakkan oleh static pressure upstream dari valve dengan cir ; membuka penuh atau poping. Safety valve digunakan terutama pada fluida gas atau uap. c. Safety Relief Valve (SRV), adalah suatu alat otomatik pembuang tekanan yang cocok untuk dipergunakan baik sebagai safety valve maupun sebagai relief valve tergantung pada penggunaannya. Namun di kalangan industri ban yak yang mencampuradukkan istilah tersebut di atas dan hanya memakai istilah relief valve saja. -361-

Proseding Pertemuan Ifmiah Rekayasa Perangkat Nuklir Gambar 1. Typical Conventional Relief Valve Ada dua macam gaya dinamik yang bersifat merusak yang berhubungan dengan peralatan relief yaitu thrust pada antarmuka katup ke atmosfer dan goncangan akustik akibat perubahan momentum fluida. Gaya dinamik yang berhubungan dengan peralatan relief dapat mengakibatkan kerusakan mekanik pada equipment dan support. Gaya reaksi (F) karena aliran steady-state setelah pembukaan katup pengaman mencakup efek momentum dan tekanan. Gaya reaksi yang terjadi diperlihatkan seperti pada gambar berikut, Terdapat banyak jenis relief valve yang tersedia untuk memenuhi aplikasi di berbagai macam industri. Meskipun beberapa standar baik nasional maupun internasional memberikan klasifikasi relief valve yang berbeda-beda namun secara umum relief valve terbagi atas : 1. Spring-Loaded Pressure Relief Valves (relief valves dengan spring/spiral tekan) a. Non-Balanced (Conventional) Pressure Relief Valve b. Balanced Pressure Relief Valve 2. Special Pressure Relief Valve a. Pilot-Operated Valve b. Rupture Disk """- _... -... - - Coo.,..... 11., 1 v...s bonnd (not smw!tj,....,- - ""' "--II*' fjim'i'-'fiwf<ltiiiitfiowft) (not-'-', " -""" ~M1t " It,. hit, ~f1nq lomr U~I9'Wt.gIof'.I1 -".. 1M ~ft9nnv_scl"" ~ tonno. NaIl. II -- 11 n IS It -362-

PRPN - BA TAN, 30 November 2011 Gambar 2. Gaya Reaksi pada Safety Valve Perhitungan gaya reaksi dapat diselesaikan dengan persamaan sebagai berikut, F = ~J 273 (k + k.t 1).M +(AP). (1) Oimana : F W k T M P A = gaya reaksi (kg) = aliran fluida (kg/h) = rasio panas spesifik = temperatur absolute di inlet (OK) = berat molekuler fluida proses = tekanan statis di outlet (kg/cm2g) = luas area outlet (cm2) Oalam sistem discharge terbuka, momen yang terjadi akibat gaya reaksi katup dapat dikalkulasi dengan mengalikan gaya, diameter luar nominal pipa masuk dan faktor beban dinamik seperti pada persamaan berikut : Moment ~ (OLF)(F1)(O) (2) Oimana ; F, o OLF = gaya = diameter luar nominal pipa = faktor beban dinamik Oi dalam sistem perpipaan ada beban-beban yang terjadi seiring waktu, gaya-gaya internal dan momen biasanya lebih besar daripada yang dihasilkan oleh aplikasi statik dari beban. Amplifikasi ini sering dinyatakan sebagai faktor beban dinamis (OLF) dan didefinisikan sebagai rasio maksimum defleksi dinamis setiap saat untuk defleksi yang akan dihasilkan dari aplikasi statis beban. Untuk struktur pada dasarnya memiliki satu derajat kebebasan dan aplikasi beban tunggal, nilai OLF akan berkisar antara satu dan dua tergantung pada time-history dari beban yang diterapkan dan frekuensi natural struktur. Jika sistem perpipaan disupport secara rigid maka instalasi katup pengaman dapat dianggap ideal sebagai sebuah sistem satu derajat kebebasan -363-

dan time-history dari beban-beban yang diaplikasikan sering diasumsikan sebagai fungsi single ramp antara kondisi tanpa beban dan kondisi steady-state. 3. METODE PERHITUNGAN. Metode ini meliputi perhitungan gaya reaksi pada safety valve ke atmosfer, yang hasilnya digunakan untuk menghitung kekuatan pipa discharge dan support. Seban yang bekerja pada support pipa discharge dan momen bending yang bekerja pada pipa discharge harus dikalkulasi apabila dikehendaki. Prosedur perhitungan ini tidak digunakan untuk pipa discharge yang ujungnya berbentuk T. Gaya Reaksi pada point discharge dari safey valve akan dikalkulasi menggunakan persamaan (1) jika T (OK)dikonversi menjadi (OC+ 273). Apabila T (OR)maka persamaan (1) akan menjadi : fki F= 366 w ~(k;i)m (3) Persamaan untuk menghitung gaya reaksi yang digunakan di tulisan ini merujuk pada spesifikasi API RP520 Fourth Edition (1994). Gaya reaksi yang dihitung menggunakan persamaan di atas adalah pada outlet safety valve discharge pipe. Harus diingat bahwa persamaan diatas berdasar pada F=W/g xv. 4. HASIL DAN PEMBAHASAN. Pressure Relief Valve (PRV) memegang peranan yang sangat penting dalam process safety di reaktor nuklir. PRV bekerja melindungi peralatan bertekanan dari kemungkinan terjadinya tekanan berlebih overpressure. Tekanan berlebih terjadi akibat ketidakseimbangan atau kekacauan aliran material dan energi dalam sistem sehingga terkonsentrasi di sejumlah bagian sistem. Analisis penyebab dan besarnya overpressure merupakan kajian neraca massa dan energi yang spesial dan kompleks, namun dalam tulisan ini dibatasi untuk melakukan perhitungan gaya reaksi yang diakibatkan oleh bekerjanya safety valve karena overpressure. Safety valve terletak di sistem primer reaktor GA. Siwabessy sebelum masuk Heat Exchanger. Dari hasil survey di lapangan didapatkan data sebagai berikut : W = 591 kg/h k = 1,0107 T =313,15 K M = 0,1802 kg/mol P = 1,224 kg/cm2 A = 3,245 cm2 Maka dari data-data diatas dapat kita hitung dengan persamaan (1) F = ~ 273 ~ (k + k.t l).m + (A P) F = 591 I 1,0 107 x3 13,15 + (3,245x1,224) 273 \I (1,0107 + 1)xO,1802 F = 57,632 kg -364-

Oari hasil perhitungan diperoleh hasil bahwa besarnya gaya reaksi yang terjadi akibat bekerjanya safety valve adalah 57,632 kg, kemudian hasil perhitungan ini dijadikan input data untuk analisis tegangan sistem perpipaan menggunakan software CAESAR II. 5. KESIMPULAN Dengan selesainya perhitungan reaction force pada discharge point dari safety valve sistem perpipaan reaktor nuklir ini maka dapat disimpulkan bahwa: 1. Gaya reaksi yang bekerja pada safety valve pada saat beroperasi adalah 57,632 kg. 2. Dari hasil perhitungan ini belum dapat diketahui apakah gaya reaksi yang bekerja menyebabkan overstress atau overload pada sistem perpipaan reaktor nuklir. 3. Untuk analisa lebih lanjut maka digunakan software analisis tegangan pada sistem perpipaan yaitu software CAESAR liver. 5.1. 4. Dari analisa menggunakan software CAESAR II maka dapat diketahui efek yang terjadi akibat dari gaya reaksi safety valve sehingga apabila menimbulkan overstress maupun overload pada sistem perpipaan maka dapat direkomendasikan untuk menambah support pada sistem perpipaan, merubah routing sistem perpipaan, bahkan hingga mendesain ulang safety valve sehingga dapat dipastikan sistem perpipaan reaktor nuklir dinyatakan aman. 6. UCAPAN TERIMA KASIH Disampaikan kepada pihak-pihak yang terlibat dalam pembuatan makalah ini, dim ana obyek penulisan dilakukan di BATAN-PRSG. 7. DAFTAR PUSTAKA 1. Lembar Data Operasi RSG-GA. Siwabessy, NO.indent RSG.OR.29.03.42.1 O. 2. Malek, A. Mohammad, Pressure Relief Devices: ASME and API code Simplified, (New York: McGraw Hill, 2006). 3. American Petroleum Institute, API Recommended Practice 520, Sizing, Selection, and Installation of Pressure-Relieving Devices in Refineries, Part I, Sizing and Selection,(API, Washington D.C., 2000). 4. Anonymous, http://en.wikipedia.org/wiki/safety-valve. -365-