BAB I
PENDAHULUAN
1.1.Latar Belakang
Di zaman sekarang
kebutuhan listrik di Indonesia semakin meningkat,akan tetapi suplay daya
listrik tidak sebanding dengan
konsumen.Indonesia saat ini masih menggunakan pembangkit listrik yang
menggunakan air dan bahan tambang untuk menghasilkan listrik.Listrik yang
dihasilkan kurang mencukupi kebutuhan konsumen dan ditambahkan sumber bahan
tambang yang dijadikan sumber pembangkit listrik akan mengalami kepunahan atau
habis.Mengingat kepentingan konsumen listrik indonesia yang semakin tahun
semakin meningkat selama ini telah dipelajari dan terus diperkembangkan rencana
pembangunan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir(PLTN) di indonesia.
Pembangkit Listrik
Tenaga Nuklir(PLTN) dipersiapkan untuk menanggulangi kekurangan listrik di masa
depan dan dayanya jauh lebih besar dari pembangkit listrik
lainnya.Penelitian-penelitian telah dilakukan dengan memperhitungkan
parameter-parameter PLTN yang cocok di bangun di negara Indonesia.Selama ini
para peneliti di indonesia khususnya bidang tenaga nuklir sudah mempersiapkan dari
segi keamanan dan ekonomi sehingga tidak usah khawatir akan terjadinya
kecelakaan yang tidak dikehendaki.
Semakin canggih
teknologi semakin canggih ilmu tentang nuklir yang sudah dipelajari di seluruh
dunia dan belajar dari kecelakan-kecelakan nuklir khususnya di fukhusima jepang
yang lalu membuat badan PBB di bidang atom yang disebut IAEA(International
Atomic EUROPE Agency) mengeluarkan progam di PC berbasis Pembangkit Listrik
Tenaga Nuklir(PLTN).Simulator ini bertujuan untuk memberikan cara kerja reaktor
nuklir untuk persiapan pembangunan Pembangkit Listrik di negara-negara anggota
PBB.
Penelitian yang
telah dilakukan adalah menjalankan progam simulator ABWR (Advanced Boiling
Water Reactor) yang artinya menjalankan simulasi progam reaktor daya berbasis
BWR untuk mengetahui karakteristik operasional dan mencegah gangguan-ganguan
yang akan menyebabkan kecelakaan.
1.2 Rumusan Masalah
Dengan
latar belakang tersebut, maka perlu dipelajari parameter-parameter apa saja
yang berkaitan dengan rancang bangun reaktor nuklir guna menghasilkan kondisi
paling optimal dari kinerja reaktor nuklir. Untuk mempermudah dalam mempelajari
parameter-parameter yang ada pada reaktor dan mengoperasikannya maka diperlukan
sebuah simulator reaktor. Pada kesempatan kali ini kita dapat menggunakan IAEA
Advanced BWR
Simulator untuk mempermudah memahami parameter-parameter yang ada pada reaktor
khususnya pada reaktor ABWR dan cara pengoperasiannya.
1.3 Maksud dan Tujuan Kerja
Praktik
Kerja praktik ini dilakukan dengan maksud agar mahasiswa mampu
mengaplikasikan ilmu fisika dasar serta teori reaksi inti, khususnya reaksi
fisi neutron dalam hal ini.
Ø Maksud dilkukan kerja praktik ini antara lain :
1)
Membawa wawasan mahasiswa
tentang orientasi pebangunan teknologi di masa dan masa mendatang sehingga
diharapkan dapat menyadari realitas antara teori yang diperoleh di bangku
kuliah dengan tugas yang didapat didilapangan.
2)
Menambah informasi dan
pengetahuan mengenai prinsip-prinsip yang di ajarkan selama kuliah dengan
dilapangan.
3)
Sebagai media untuk memperoleh
pengalaman awal dalam dunia instansi untuk berfikir secara kritis dan
keterampilan sikap, serta pola tindak dalam instansi sesuai dengan disiplin
ilmu yang dipelajari.
Ø Tujuan dilakukan kerja praktik ini antara lain :
1)
Menjalankan
progam simulator ABWR dan mengetahui karakteristik operasional reaktor daya
2)
Mengetahui dampak terjadinya kecelakaan reaktor daya
akibat kontrol tekanan gagal berfungsi.
1.4. Kegunaan
Ø Penelitian dalam kerja praktek ini dapat memberi manfaat
sebagai berikut :
1)
Dapat meningkatkan semangat
generasi muda bangsa untuk memberikan solusi akan krisis energi di masa
mendatang.
2)
Memberikan informasi prosedur pemakaian simulator ABWR beserta
karakteristik operasional reaktor daya sebagai acuan pembuatan PLTN di
indonesia.
3)
Memberikan gambaran dampak dan solusi terjadinya kecelakaan
akibat kontrol tekanan gagal berfungsi.
1.4.
Tempat
Penulis melakukan kerja praktik di gedung Reaktor Pusat Teknologi
Akselerator dan Proses Bahan Badan
Tenaga Nuklir Nasional (PTAPB-BATAN) Yogyakarta.
1.5.
Waktu
Pelaksanaan kerja praktik berlangsung selama bulan februari yaitu
mulai dari tanggal 1 sampai dengan 29 februari 2012. Kerja praktik dilakukan
disesuaikan dengan hari kerja pegawai yaitu hari senin sampai hari jum’at. Pada
hari senin sampai kamis kerja praktik dilakukan dari jam 08.00 Wib sampai
dengan 16.00 Wib, sedangkan pada hari jum’at dari jam 08.00 Wib sampai dengan
16.30 Wib.
BAB II
TINJAUAN
PUSTAKA
2.1 Profile
Tempat Kerja Praktik
2.1.1
Sejarah PTAPB
Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan menurut
sejarah awalnya merupakan sebuah proyek kerjasama antara Universitas Gajah Mada
dengan Lembaga Tenaga Atom (sekarang BATAN) dalam bidang penelitian nuklir
(tahun 1960 sampai dengan Februari 1967). Proyek ini diberi nama proyek GAMA,
dan bertempat di Fakultas Ilmu Pasti dan alam (FIPA)-UGM.
Berdasarkan KEPRES No. 229 tanggal 16 Oktober 1968 di
Yogyakarta pemerintah mendirikan Pusat
Penelitian Tenaga Atom Gama (Puslit Gama) dibawah BATAN yang masih bertempat di FIPA
UGM. Tanggal 15 Desember 1974 Puslit Gama dipindahkan ke jalan Babarsari dan
diresmikan oleh Jenderal BATAN Prof. Ahmad Baiquni, MSc.
Tanggal 1 Maret 1979, Bapak Presiden RI kedua, Soeharto,
meresmikan penggunaan Reaktor Nuklir hasil rancang bangi=un putra-putri
Indonesia dan komplek Pusat Penelitian Tenaga Atom Gama di Babarsari, dan
Reaktor ini diberi nama Reaktor Kartini, diambil dari nama seorang pahlawan
bangsa yang telah berhasil menggugah emansipasi kaum wanita Indonesia untuk
berperan aktif dalam ikut mebangun bangsa dan negara Indonesia.
Berdasarkan KEPRES No. 14 tanggal 20 Fbruari 1980, dan
SK Dirjen BATAN No.31/DJ/13/IV/81 tanggal 13 April 1981, maka Pusat Penelitian
Tenaga Atom Gama diubah namanya menjadi Pusat
Penelitian Bahan Murni dan Instrumentasi (PPBMI).
Kemudian berdasarkan Keputusan Presiden
Nomor82 tanggal 31 Desember 1985, dan SK Dirjen BATAN Nomor 127/DJ/XII/86
tanggal 10 Desember 1986 Pusat Penelitian Bahan Murni dan Instrumentasi diubah
namanya menjadi Pusat Penelitian Nuklir
Yogyakarta (PPNY).
Pusat Penelitian Nuklir Yogyakarta (PPNY) berubah nama menjadi Pusat Penelitian dan Pengembangan
Teknologi Maju (P3TM) berdasarkan Surat Keputusan Kepala BATAN Nomor
73/KA/IV/1999 tanggal 1 April 1999 tentang Organisasi dan Tata Kerja Badan
Tenaga Nuklir Nasional.
Untuk menyesuaikan dengan perkembangan jaman yang
semakin mengglobal, maka Kepala BATAN mengeluarkan Peraturan dengan Nomor
392/KA/XI/2005 tanggal 24 November 2005 di lingkungan BATAN, maka nama Pusat
Penelitian dan Pengembangan Teknologi Maju (P3TM) berubah lagi menjadi
Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan (PTAPB).
2.1.2.1.
Tugas PTAPB
Pusat Tenaga Akselerator dan Proses Bahan (PTAPB)
mempunyai tugas melaksanakan penelitian dan pengembangan di bidang teknologi
akselerator dan fisika nuklir, kimia dan teknologi proses bahan industri
nuklir, pelayanan pendayagunaan reaktor riset serta melaksanakan pelayanan
pengendalian keselamatan kerja dan pelayanan kesehatan.
2.1.2
Fungsi PTAPB
Dalam melaksanakan tugasnya Pusat Teknologi Akselerator
dan Proses Bahan (PTAPB) menyelenggarakan fungsi:
a.
Pelaksanaan penelitian dan pengembangan di bidang
teknologi akselerator dan fisika nuklir
b.
Pelaksanaan penelitian dan pengembangan di bidang kimia
dan teknologi proses bahan industri nuklir.
c.
Pelaksanaan pelayanan
pendayagnaan reaktor riset
d.
Pelaksanaan pengendalian dan keselamatan kerja dan
pelayanan kesehatan
e.
Pelaksanaan urusan tata usaha
f.
Pelaksanaan pengamatan nuklir
2.1.3
Visi PTAPB
Terwujudnya iptek akselerator dan proses bahan tang
handal untuk mendukung industri berwawasan lingkungan.
2.1.4
Misi PTAPB
1.
Melaksanakan litbang teknologi
dan aplikasi akselerator
2.
Melakukan litbang teknologi
proses bahan strategis dan sumber energi
3.
Mendayagunakan reaktor Kartini
2.1.5
Struktur Organisasi PTAPB
a. Bagian Tata Usaha
Bagian Tata Usaha mempunyai tugas memberikan
pelayanan teknis administratif kepada seluruh satuan organisasi di lingkungan
PTAPB.
Dalam melaksanakan tugasnya Bagian Tata
Usaha menyelenggarakan fungsi:
Ø Pelaksanaan urusan persuratan dan kepegawaian
Ø Pelaksanaan urusan keuangan
Ø Pelaksanaan urusan perlengkapan rumah tangga
Ø Pelaksanann urusan administrasi kegiatan ilmiah, dokumentasi, dan
publikasi serta pengolahan perpustakaan
b.
Bidang Teknologi Akselerator dan Fisika Nuklir
Bidang Teknologi Akselerator dan
Fisika Nuklir mempunyai tugas melaksanakan penelitian dan pengembangan di
bidang teknologi akselerator dan fisika nuklir.
c.
Bidang Kimia dan Teknologi proses Bahan
Bidang Kimia dan Teknologi proses Bahan
mempunyai tugas melaksanakan penelitian dan pengembangan di bidang kimia dan
teknologi proses bahan industri.
d.
Bidang Reaktor
Bidang Reaktor mempunyai tugas
melaksanakan pelayanan pendayagunaan reaktor riset dalam riset.Dalam
melaksanakan tugas bidang reaktor menyelanggarakan fungsi:
a.
Perencanaan operasi serta
pengelolaan elemen bahan bakar reaktor,dan akuntansi bahan nuklir;
b.
Pengoperasian dan perawatan
reaktor.
Bidang Reaktor terdiri dari:
1.
Subbidang Perencanaan
Operasi dan Akutansi Bahan Bakar;
2.
Subbidang Operasi dan Perawatan
Reaktor.
e.
Bidang Kesematan dan Kesehatan
Bidang
keselamatan kerja dan kesehatan bertugas melaksanakan pengendalian keselamatan
kerja dan pelayanan kesehatan.Dalam melaksanakan tugasnya Bidang Keselamatan
dan Kesehatan menyelanggarakan fungsi:
1.
Pelaksanakan kegiatan proteksi
radiasi dan pengendalian keselamatan kerja;
2.
Pelaksanaan pengelolaan limbah
dan pengendalian keselamatan lingkungan ;
3.
Pelaksanaan pelayanan Kesehatan
f.
Unit Pengamatan Nuklir
Unit pengamanan Nuklir mempunyai
tugas melakukan pengamanan instalasii nuklir,lingkungan,dan personel di lingkungan
PTAPB dan STTN.
g.
Balai Elektromekanik
Balai Elektromekanik adalah pelaksanaan teknis yang dipimpin oleh
seorang Kepala.Kedudukannya berada di bawah dan bertanggungjawab kepada Kepala
Pusat Teknologi Aselerator dan Proses Bahan.BEM mempunyai tugas dan fungsi
memberikan pelayanan rancang bangun dan kontruksi,perbaikan dan perawatan
peralatan elektronik dan elektromagnetik serta prasarana penelitian dan
pengembangan.
Balai Elektromekanik terdiri dari:
1.
Petugas Tata Usaha ,
2.
Kelompok Jabatan Fungsional
Dalam melaksanakan tugasnya,Kepala Balai Elektomekanik,Petugas Tata
Usaha,Kepala Kelompok, dan Tenaga Fungsional,wajib menerapkan prinsip
koordinasi,integrasi,dan sinkronisasi baik di lingkungan masing-masing maupun
antar satuan organisasi di lingkungan Badan Tenaga Nuklir Nasional sesuai
dengan tugas masing-masing.
2.1.6
Fasilitas
Agar pelaksanaan tugas dan fungsi dari PTAPB dapat terlaksana dengan
baik dan kesejahteraan dari para karyawan dan keluarga karyawan dapat
terpenuhi,maka PTAPB menyediakan beberapa fasilitas umum antara lain:
a.
Setiap karyawan merupakan
anggota ASTEK
b.
Poliklinik umum
c.
Perpustakaan
d.
Kantin(makan siang karyawan)
e.
Dana Kesehatan Bersama
f.
Koperasi
g.
Lapangan dan Peralatan olah
raga
h.
Peralatan musik
meliputi:gamelan,keroncong,dan band
2.2.Landasan Teori
2.2.1 Reaktor Air Didih (Boiler Reaktor Reactor/BWR)
Pada
akhir tahun 1950, terdapat dua jenis sistem reaktor nuklir berpendingin air
ringan. Sistem tersebut adalah Pressurized Water Reactor (PWR) dan Boiling Water Reactor (BWR). Pada awalnya, teknologi BWR dikembangkan oleh
Argonne National Laboratory (ANL) dan Nuclear Energy Division (NED) dari
perusahaan General Electric (GE). (R.T. Lahey & F.J. Moody,
1977)
Reaktor
Air Didih adalah salah satu tipe reaktor nuklir yang digunakan dalam Pembangkit Listrik Tenaga
Nuklir (PLTN). Reaktor tipe ini menggunakan air (H2O) sebagai pendingin dan moderator.
Moderator adalah medium untuk memperlambat kecepatan partikel neutron cepat. Air
pendingin digunakan untuk mengambil panas yang dihasilkan dalam teras reaktor (reactor
core) sehingga temperatur air akan naik. Temperatur air dibiarkan meningkat
hingga mencapai titik didih. Uap yang dihasilkan pada proses pendidihan air
kemudian disalurkan untuk memutar turbin yang terhubung dengan generator listrik. Sistem BWR sangat menarik, dikarenakan oleh kesederhanaannya dan
sangat potensial untuk efisiensi thermal serta biaya pembangunannya yang lebih
murah dibandingkan PWR. Karakteristik
yang membedakan BWR dan PWR adalah, proses pendidihan air pada BWR terjadi
langsung di teras reaktor (reactor core). Sedangkan air pada teras PWR, dipanaskan
tanpa ada pendidihan.
 |
| Add caption |
Gambar-1. Skema reaktor BWR
Skema reaktor
BWR :
|
|
|
1.
|
Bejana reaktor
bertekanan
|
10.
|
Generator
|
2.
|
Elemen bahan
bakar nuklir
|
11.
|
Eksitor
|
3.
|
Batang kendali
|
12.
|
Kondensator
|
4.
|
Pompa sirkulasi
|
13.
|
Pendingin
|
5.
|
Penggerak batang
kendali
|
14.
|
Pemanas awal
|
6.
|
Uap
|
15.
|
Pompa air
masukan
|
7.
|
Air masukan
|
16.
|
Pompa air dingin
|
8.
|
Turbin
bertekanan tinggi
|
17.
|
Selubung beton
|
9.
|
Turbin
bertekanan rendah
|
18.
|
Jaringan listrik
|
I.
Siklus
Pada BWR
BWR dapat dikarakterisasi berdasarkan siklusnya. Ketika uap yang dihasilkan pada teras langsung dialirkan ke
turbin, sistem ini disebut BWR siklus langsung. Sedangkan pada siklus tak
langsung, uap yang dihasilkan pada teras dialirkan ke steam generator untuk memproduksi uap sekunder. Jenis siklus yang terakhir adalah siklus
ganda. Pada siklus ini sebagian uap yang
dihasilkan pada teras dialirkan ke turbin, sedangkan sisanya masuk ke steam generator. BWR juga dapat dibedakan menjadi BWR
sirkulasi alami (natural circulation)
dan sirkulasi buatan (forced circulation). Pada sistem sirkulasi alami, pendingin
mengalir melewati teras akibat perbedaan densitas. Sedangkan pada sistem sirkulasi buatan,
pendingin dipompa melewati teras.
Gambar-2. Skema siklus BWR
II.
Evolusi BWR
Disain BWR telah berevolusi dengan penambahan berbagai fitur yang
membuatnya lebih aman dan teruji.
Tabel-1. Evolusi disain BWR Selain itu evolusi BWR terjadi juga di kubah, berikut adalah desain kubah
BWR, dari MARK I hingga ABWR
Model
|
Tahun Pembuatan
|
Perkembangan Desain
|
Tipe Bangunan
|
BWR/1
|
1955
|
sirkulasi alami
|
Dresden 1
|
pemisah uap di dalam
|
Big Rock Point, Humboldt Bay, Dodewaard
|
kondenser isolasi
|
|
BWR/2
|
1963
|
Siklus langsung
|
Oyster Creek
|
BWR3/4
|
1965/1966
|
memakai jet pump
|
Dresden 2
|
mengembangkan ECCS
|
Browns Ferry
|
adanya sistem RCIC
|
|
BWR/5
|
1969
|
mengembangkan sistem ECCS
|
LaSalle
|
kontrol katup aliran resirkulasi
|
Nine Mile Point 2
|
BWR/6
|
1972
|
mengembangkan jet pump dan pemisah uap
|
Clinton
|
mengembangkan kinerja ECCS
|
Grand Gulf, Perry
|
ABWR
|
1996
|
penggerak batang kendali
|
Kashiwazaki-Kariwa 6,7
|
pompa iternal reaktor
|
Hamaoka
|
.
Gambar-3. Kubah tipe MARK-I
dan MARK-II
Gambar-4. Kubah tipe MARK-III
Gambar-5. Kubah tipe ABWR
Proyek reaktor berteknologi maju dan
berukuran besar yang pertama diimplementasikan pada pembangunan Reaktor
Kashiwazaki-Kariwa unit 6 dan 7 di Jepang dan dioperasikan pada tahun 1996 dan
1997. Reaktor ini adalah reaktor jenis ABWR (1356 MWe). Seluruh sistem reaktor
ABWR ini mengalami peningkatan teknologi dan prosedur operasional, kinerja dan
burnup yang lebih baik, interface manusia-mesin dengan komputer dan
peningkatan latihan dengan simulator. Reaktor ini merupakan PLTN mutakhir dan
modern pertama di dunia yang mempunyai kapasitas listrik netto yang tertinggi.
Reaktor ABWR menggunakan sistem
resirkulasi dengan pompa internal, mekanisme penggerakan batang kendali yang
baik, tiga sistem pendinginan darurat, dan bejana pengungkung beton, dengan
desain ini diperoleh faktor ketersediaan yang meningkat, keselamatan yang lebih
tinggi, reaktor yang lebih kompak dan mudah digunakan, dan sistem turbin yang
efisien. Evolusi desain teras BWR
dimulai dengan desain BWR-1.
Kemudian evolusi BWR-1 menjadi BWR-2 dengan meningkatkan sistem siklus ganda menjadi siklus langsung (direct cycle), sehingga dengan desain ini dapat
memperkecil kegagalan dan meningkatkan angka keselamatan serta menekan biaya komponen.Kemudian sistem pendinginan teras darurat diubah dengan mempercepat kecepatan panas bahan bakar dengan mengganti injeksi pompa biasa
menjadi sistem injeksi pompa jet (jet-pump)
yang ditempatkan di antara core shroud
support dan permukan dalam bejana didih. Desain ini dinamakan BWR-3. Kemudian ditingkatkan
lagi menjadi BWR-4. Perubahan dilaksanakan
dengan mengubah rapat daya teras dengan
mengubah tipe bundel bahan bakar dari 40,74
kW/liter menjadi 49,16 kW/liter (model
P/BP8x5R) selanjutnya ditingkatkan lagi
menjadi 50,15 kW/liter (model GE4), dan 50,5
kW/liter (model
GE5) dengan mengubah tipe bundel bahan bakar. Kemudian BWR-4 menjadi BWR-5 dengan meningkatkan
keselamatan pendingin teras darurat dan
pemasangan instalasi komponen valve flow control pada sistem resirkulasi.
Kemudian menjadi BWR-6 dengan peningkatan
jet-pump, pemisah uap dan sistem ECCS,
dan perubahan desain bundel bahan bakar. Evolusi dalam hal
sistem pembangkit uap nuklir, evolusi yang
dilaksanakan dapat dijelaskan sebagai berikut.
Sistem sirlulasi pendingin reaktor ABWR mengadopsi pompa internal berjenis motor basah tanpa
mengunakan shaft seal. Pompa resirkulasi pendingin reaktor pada desain
sebelumnya terletak di luar bejana tekan (reactor pressure vessel,
RPV), pada desain BWR dipasang di dalam bejana. Hal ini menbuat berkurangnya
pemipaan eksternal di luar bejana, yang tentunya memberikan peningkatan
terhadap keselamatan dan pengoperasian reaktor. Teras reaktor akan tertutup dan
terselubungi dengan air dalam hal terjadinya kejadian loss of coolant accident
(LOCA). Pusat gravitasi ABWR akan menjadi lebih rendah dibandingkan BWR, sehingga
meningkatkan ketahahan terhadap gempa. Gambaran tentang pompa internal reaktor
dapat dilihat dari Gambar 6.
Gambar 6. Pompa
Internal Reaktor
Sistem penggerak batang kendali menggunakan
sistem fine motion control rod drive
(FMCRD). ABWR mengombinasikan fungsi FMCRD dimana dapat menggerakkan batang kendali menggunakan
motor listrik sebagai tambahan terhadap penggerak piston secara hidraulik.
Beberapa keuntungan antara lain adalah penggunaan kontrol secara lebih baik dan
lebih mudah, memberikan kontribusi terhadap integrasi bahan bakar, dan waktu startup
lebih pendek dengan pengoperasian otomatis. Sistem hidraulik dioptimasikan dan
disederhanakan dengan digunakannnya 2 buah CRDM/akumulator dan mengeliminir
sistem penonaktifan scram. (scram discharge system). Keandalan
ditingkatkan dengan digunakannya diversifikasi dan redundansi metoda CRD,
mekanisme pendeteksian secarapenuh dan berkelanjutan, redundansi mekanisme pendeteksian
yang terpisah. Perbandingan antara sistem FMCRD antara BWR dan ABWR dapat
dilihat dari Gambar 7.
a. BWR-6
b. ABWR
Gambar 7. Mekanisme Penggerak Batang Kendali
Perkembangan dari BWR menjadi ABWR
merupakan salah satu upaya untuk menjadikan PLTN yang sangat aman, selain
evolusi desain reaktor di atas, digunakan juga simulator untuk mensimulasi cara
kerja PLTN lengkap dengan malfunctionnya, seperti yang diluncurkan oleh IAEA
adalah IAEA-Generic Boiling Water
Reactor Simulator.
2.2.2
IAEA-Generic Boiling Water Reactor
Simulator.
International
Atomic Energy Agency
(IAEA) telah menetapkan program PC berbasis simulator PLTN. Tujuan
dari program
ini adalah untuk memberikan wawasan dan praktek dalam operasionalnya (PLTN) disertai dengan skenario kecelakan agar mengerti cara kerja dan
fungsi dari PLTN, software ini berlaku unuk berbagai jenis reaktor nuklir termasuk
ABWR. Program ini hanya bisa dijalankan oleh Pc dengan kemampuan konfigurasi
hardware (minimal 1,7 GHz kecepatan CPU, 512 Mb RAM, 30 Gb harddrive, RAM 32 Mb
tampilan adaptor, resolusi video mampu dari 1024 x 768, 15 inci atau lebih
dengan resolusi monitor warna tinggi SVGA,keybord dan mouse, windows 2000 atau
XP).
Manual
ini ditulis secara sederhana dengan asumsi bahwa pembaca sudah memiliki
pengetahuan tentang reaktor air didih. Oleh karena itu tidak ada penjelasan
rinci dari setiap sistem BWR. tapi pembaca dapat membaca literatur lainnya
seperti buku dan lain-lain. Gambar 8 merupakan tampilan simulator BWR jenis
ABWR.
I.
Layar Pada
Simulator
1)
BWR Plant Overview adalah tampilan yang menunjukkan diagram garis
dari sistem dan parameter utama.
Pada gambar ditampilakan
secara keselurah bagian dari PLTN lengkap dengan parameter di setiap bagiannya.
Parameter yang ditampilkan adalah:
·
Kubah reaktor
Ø Tekanan di kubah (kPa)
Ø Suhu uap di kubah (oC)
Ø Aliran uap dari inti (kg/s)
Ø Level air reaktor (m)
·
Inti reaktor
Ø Tingkat daya neutron (%/s)
Ø Panas di inti (Mw (th) )
Ø Temperatur bahan bakar (oC)
Ø Aliran air pendingin (kg/s)
Ø
Tekanan air
pendingin (kPa)
Ø Temperatur air pendingin (oC)
Ø Posisi batang kendali di inti (%)
·
Bagian bawah
reaktor
Ø Tekanan pompa resirkulasi reaktor (kPa)
Ø Kecepatan pompa resirkulsi reaktor (RPM)
·
Di luar
reaktor vessel pada bangunan pelindung reaktor menunjukkan
Ø Katup jalannya uap merah yaitu terbuka
Ø Jalur uap utama berhubungan dengan SRVs (safety relief valves), SRVs berhubungan
dengan kolam penampungan tekanan uap
·
Bagian luar
bangunan pelindung reaktor teradapat sistem generatot turbin, feedwater dan pengekstrak uap dengan
parameter:
Ø Bukanya katup uap ke turbin (%)
Ø Katup uap ke bypass
(%)
Ø Moisture
separator and reheater (MSR) drains flow (kg/s)
Keluaran dari generator (MW) merupakan
jumlah aliran uap ke turbin.
·
Condenser and condensate extraction pump (CEP) tidak disimulasikan tapi hanya ditunjukan
dengan pompanya
·
Sistem feedwater disimulasikan secara
sederhana, dalam tampilan penuh ditunjukan dengan paremeter:
Ø Total aliran feedwater
ke generator uap (kg/s)
Ø Temperatur rata-rata feedwater setelah dipanaskan kembali dengan tekanan tinggi (HPHX)
Ø Status pompa feedwater
dengan warna merah=aktif dan warna hijau=pasif
·
Tiga grafik
yang ditampilakan:
Ø Daya neutron reaktor, daya panas reaktor dan daya
turbin (0-100%)
Ø Aliran inti, aliran uap, aliran feedwater (kg/s)
Ø Tekanan reaktor (kPa)
2)
BWR Control Loop adalah tampilan untuk mengatur sistem lain antara lain generator
output,air umpan,tekanan reaktor,volume air di reaktor,fluk neutron, dan laju
inti.
Pada gambar
diatas menampilakan sistem kontrol BWR dengan parameter:
· Keluaran generator dan frekuensi
· Aliran feedwater
· Tekanan reaktor
· Level air reaktor
· Flux neutron
· Aliran inti
Dasar-dasar untuk
mengontrol sistem:
· Kontrol
batang kendali: tekan bagian atas
pada layar, disana dijelaskan sistem kontrol. Kontol batang kendali tersusun
dari fine motion control rods drive
(FMCRD), mekanisme FMCRD, unit kontrol hidraulik, the control rod drive hydraulic subsystem (CRDH). FMCRDs dan
komponen lain dirancang dan dikembangkan untuk:
o Menempatkan gerakan motor listrik dengan normal
dan optimal
o Jika reaktor scram maka CRDH bekerja
Untuk mengontrol batang kendali dan pompa resirkulasi, pilih layar “BWR
Power/Flow Map & Controls".
· Kontrol
daya reaktor: tekan bagian atas
pada layar, disana dijelaskan fungsi sistem kontrol, sistem kontrol mengatur
keluaran reaktor meliputi batang kendali, sistem penggerak batang kendali dan
aliran pompa resirkulasi. Sistem kontrol batang kendali dan penggerak dapat
mengatur daya dengan memasukannya ke dalam teras. Pompa resirkulasi kontrol
untuk mengontrol level air dalam reaktor.
Unruk mengontrolnya pilih "BWR Reactivity
& Setpoints".
·
Kontrol tekanan reaktor: ketika reaktor beroperasi tekanan yang teradi
adalah tekanan secara manual. Untuk mengaturnya yairu dengan cara mengendalikan
uap ke turbin dengan membuka atau
menutupkan katup uap utama (governor)
dan katup bypass. Perlu diketahui
tekanan normalnya 7170 kPa.
·
Kontol level air pada reaktor: kontrol ini meliputi feedwater kontrol, kontrol uap utama, dan ketinggian air pada
reaktor. Untuk mengaturnya pilih layar "BWR Feedwater & Extraction
Steam".
·
Kontrol turbin: turbin ini dikontrol (EHC). Dalam keadaan normal the reactor pressure control (RPC)
tekanan ke turbin dijaga agar tetap konstan dengan mengontrol membuka atau
menutupnya katup utama (governor).
·
Kontrol uap turbin melalui bypass: pada simulasi ini uap turbin ke bypass dirancang
sebesar 75% aliran uap. Bekerja seperti kontrol turbin biasa dengan parametr
yang sama.
3) BWR
Power/Flow Map & Control
adalah tampilan yang menunjukkan hubungan antara daya reaktor neutron melawan
laju inti, kondisi teras reaktor, dan kontrol untuk reaktor shut down (mati).
Tampilan ini menunjukkan:
·
Hubungan
antara daya neutron reaktor dengan aliran di inti
·
Kondisi inti
reaktor dengan ketinggian mesin pemanas:
level air, suhu temperatur, tekanan pendingin, tekanan dan aliran, tekanan uap,
aliran dan temperatur.
·
Kontrol untuk
menghentikan reaktor: auto/manual untuk kontrol batang kendali (FMCRD) dan
pompa resirkulasi reaktor (RIPs).
POWER/FLOW MAP
· POWER/FLOW MAP adalah gambaran daya reaktor dengan
aliran resirkulasi, sumbu x menunjukkan aliran di inti (%) dan sumbu y
menunjukkan daya neutron reaktor (%)
· Dalam operasinya kursor daya dan aliran dapat
berpindah dari satu kondisi ke kondisi tertentu melaui batang kendali dan pompa
resirkulasi dalam layar. pada
operasi normal kursor berada pada REGION IV. Faktanya garis batas antara REGION
I & IV, REGION III & IV, REGION biru & REGION IV adalah maksimal
daya dan aliran
· Batas adalah informasi untuk menjaga kestabilan
daya dan aliran reaktor
1.
Untuk
mengatur panas dalam inti dan untuk operasi uap, dapat dilakukan dengan 3 cara
kontrol:
· Control
rods withdrawal “Blocked”: saat
daya mencapai 105%. Maka alarm “Hi Neut Pwr vs Flow” akan berwarna kuning.
· Control
rods “Run-in”: jika daya mencapai
110% makan alarm Control rods “Run-in” akan berwarna kuning
· Reaktor
scram: jika daya reaktor mencapai
113% reaktor akan berhenti atau scram.
2.
Untuk
mengetahui inti tidak stabil berada di REGION III
3.
Untuk yang
kelebihan uap ditunjukkan dengan REGION II.
· Grafik inti reaktor
Pada
bagian kanan layar merupakan komponen dari inti reaktor yang beroperasi. Sistem
kontrolnya adalah batang kendali dan pompa resirkulasi internal.
· FMCRD auto/manual: dapat digunakan oleh pengguna
secara otomatis atau manual. Jika manual makan akan muncul “MAN” dan pengguna
dapat menggerakkan atau mengatur batang kendali dari nomor 1 sampai 8 ke atas
“IN”, ke bawah “OUT”, dan berhenti “STOP”.
Jika
memilih “AUTO” sistem akan bekerja secara otomatis secara terstruktur.
· SCRAM status indication,
manual scram/reset button, SCRAM reset: jika reaktor dalam keadaan scram maka
indikasi reaktor scram akan berwarna merah, untuk meriset agar tidak scram
pilih “MAN” pada CRD dan tekan “YES” pada “SCRAM ST”.
· ON/OFF control for RIP pump motor, terdapat 10
buah RIPs, jika “ON” maka aliran ke ini akan dikontrol sedangkan jika “OFF”
aliran akan melemah hingga mencapai nol
4) BWR
Reactivity & Setpoint adalah
tampilan yang menunjukkan perangkat input yang memudahkan untuk mengeset
masukkan rektor daya dan input untuk reaktor scram dan batang kendali.
· Pengguna dapat memasukkan nilai daya reaktor yang
diinginkan (%) dan mengganti nilai daya (%) dengan memilih “RCTR PWR SETPOINT”.
5) BWR
Scram Parameter adalah tampilan
utuk menunjukkan semua parameter yang menyebabkan reaktor scram(mati).
·
Telah
dijelaskan sebelumnya bahwa jika fluks neutron/aliran inti lemah dan reaktor
mencapai 113% maka reaktor akan scram
·
Jika tekanan
di drywell mencapai 114.6 kPa.
Kondisi LOCA akan terjadi
·
Reaktor water
level low-maksudnya level air di reaktor sangat rendah. Saat scram 12.3 meter
yang pada kondisi normalnya 13,5 meter
·
Reaktor
pressure high-tekanan dalam reaktor terlalu tinggi. Scram pada saat 7870 kPa
dan keadaan normal 7170 kPa
·
Reaktor level
very high-level air di reaktor terlalu tinggi hingga mencapai 14 meter
·
Katup uap
utama tertutup, reaktor diisolasi
·
Radioaktif di
uap tinggi
·
Load
rejection
·
Gempa bumi
·
Manual scram
·
Aliran uap
> 120% FP. Reaktor scram
6)
BWR Turbine Generator adalah tampilan untuk menampilkan parameter utama
dan kontrol yang terkait dengan turbin dan generator.
· Disamping reaktor terdapat parameter tekanan uap
dan laju aliran uap ke turbin dan status katup jalurnya uap
· Tekanan uap (main steam header pressure) setelah
katup uap
· Status pipa safety
relief valves (SRVs)
· Status bypass
· Laju aliran uap ke turbin (kg/s)
· Posisi membukanya sistem katup (governor)(% open)
· Generator
Output (MW)
· Kecepatan turbin (RPM)
· Status generator
breaker trip
· Status turbine
trip
· Status sistem kontrol turbin
7) BWR
Feedwater & Extraction Steam
adalah tampilan untuk menampilkan bagian dari sistem air umpan yang mencakup deaerator, boiler, pompa, pemanas tekanan tinggi dan katup yang terkait dengan
keluaran panas.
Gambar
di atas merupakan gambaran komponen feedwater
dari deaerator, pompa pemanas, katup pemanasan kembali dengan tekanan yang
tinggi. Gambar ini terdapat juga parameter:
· Pipa uap bertekanan setelah katup pipa isolasi,
laju aliran uap pada governor dan
katup bypass
· Level air daerator
(m) dan tekanan di deaerator (kPa);
· Pipa feedwater
dengan status yang membuka (merah) dan menutup (hijau)
· Laju aliran nilai di sistem kontrol level air
reaktor dan temperatur di feedwater
8)
BWR Containment adalah tampilan untuk menampilkan model dan sistem kendali rektor yang
berisikan tentang drywell, wetwel, HP
LPECC dan fungsi ADS.
9) BWR
Trends adalah tampilan untuk
menampilkan grafik perjalanan operasional simulasi sedang bekerja.
II.
Layar Informasi
Simulator
Dalam simulator terdapat tampilan informasi utama,yaitu:
1)
21 alarm atau
peringatan di atas layar untuk memberikan informasi peringatan yang terjadi
pada simulator.
2)
Di atas kanan
terdapat 2 informasi yaitu Labview dan Cassim
3)
Untuk menjalankan
simulator klik “RUN” dan untuk menghentikannya klik “FREEZE” di sudut kanan
bawah
4)
Pada bagian
bawah terdapat
· Reactor neutron power (%)
· Reactor thermal power (%)
· Turbine generator output power (Gross)
(%)
· Reactor pressure (kPa)
· Core flow (kg/s)
· Reactor water level (m)
· Balance of plant (BOP) steam flow
(kg/s)
· Feedwater flow (kg/s)
· Average fuel temperature (ºC)
5) Turbin Trip dan Reaktor Scram pada bagian kiri
bawah
6) Bagian kiri bawah terdapat kotak “Plant Overview”
yaitu untuk memilih layar pada simulator.
7) “malf” untuk memilih permasalahan yang dijadikan
sebagai contoh kasus PLTN.
Keterangan tambahan :
·
P = tekanan
(Kpa)
·
T =
temperatur (oC)
·
F = laju
aliran (kg/s)
·
X = indikasi
2 fase (%)
·
Merah = buka,
hijau = tutup (katup)
·
Merah =
aktif, hijau = pasif (pompa)
III.
Sistem
Kontrol
· Sistem daya reaktor dapat diatur dengan membuka “BWR
Power/Flow Map & Control” dengan mengatur batang kendali dan mengatur
resirkulasi reaktor (RIP)
· Sistem pengatur tekanan untuk mengatur uap yang
masuk ke turbin dengan membuka atau menutu katup utama (governor) dan bypass.
Tekanan normalnya 7170 kPa.
· Sistem pengatur ketinggian air berada di "BWR Feedwater & Extraction Steam" untuk
mengatur air di air umpan.
· Sistem pengatur turbin untuk
mengontrol katup turbin yang berada di ”BWR Turbine Generator”.
BAB III
METODE PENELITIAN
3.1. Alokasi Waktu dan Tempat
Kerja Praktek tentang Analisis Skenario Pressure Control Failur Sistem ABWR Menggunakan IAEA
Simulator-Boiling Water Reactor dilakukan selama 29 hari yaitu dari tanggal
1 Februari sampai dengan 29 Februari 2012, bertempat di Badan
Tenaga Nuklir Nasional(BATAN) Yogyakarta.
3.2. Peralatan Penelitian
Penelitian dalam kerja
praktek ini
menggunakan
peralatan yaitu buku tulis, ballpoint, data sekunder,
pesonal computer (PC) dan Software
IAEA Simulator-ABWR.
3.3. Metode Penelitian
Metode penelitian yang dilakukan beberapa tahap yaitu tahap mengoperasikan simulator ABWR,pengambilan data dari
simulator dengan kasus yang diberikan serta tahap
analisis data akhir.
3.3.1.
Tahap Mengoperasikan Simulator ABWR
Mengoperasikan
simulator ABWR di Pc komputer dengan beberapa prosedure awal.Prosedure awal
yaitu adalah sebagai berikut:
1.Memilih folder conventional_BWR_yodigaroglu terus
masuk folder conventional_BWR simulator
terus masuk dan simulator telah start up
2.Klik dimana saja pada simulator layar BWR pasif.
3.Kik OK untuk load IC Powernya penuh
100% dan layar menampilkan semua parameter daya kendali sampai 100%
4.memulai menjalankan simulasi dengan
memilih “RUN” di pojok kanan bawah pada tampilan overview.
5.Memilih tampilan IC pada pojok kanan
bawah dan klick tampilan “LOAD” dan memilih 100% FP untuk menyeting daya penuh.
6.Memilih “RUN” untuk menjalankan
kembali simulasi pada simulator
7.Mengamati jalannya simulasi dengan
mengatur pada sembilan tampilan utama pada simulator. sembilan tampilan yang
dapat melihat reaktor bekerja antara lain:
·
BWR Plant
Overview adalah tampilan yang menunjukkan diagram garis dari sistem dan
parameter utama.
·
BWR Control
Loop adalah tampilan untuk mengatur sistem lain antara lain generator
output,air umpan,tekanan reaktor,volume air di reaktor,fluk neutron, dan laju
inti.
·
BWR
Power/Flow Map & Control adalah tampilan yang menunjukkan hubungan antara
daya reaktor neutron melawan laju inti,kondisi teras reaktor,dan kontrol untuk
reaktor shut down(mati).
·
BWR
Reactivity & Setpoint adalah tampilan yang menunjukkan perangkat input yang
memudahkan untuk mengeset masukkan rektor daya dan input untuk reaktor scram
dan batang kendali.
·
BWR Scram
Parameter adalah tampilan utuk menunjukkan semua parameter yang menyebabkan
reaktor scram(mati).
·
BWR Turbine
Generator adalah tampilan untuk menampilkan parameter utama dan kontrol yang
terkait dengan turbin dan generator.
·
BWR Feedwater
&Extraction Steam adalah tampilan untuk menampilkan bagian dari sistem air
umpan yang mencakup deaerator,boiler,pompa,pemanas tekanan tinggi dan katup
yang terkait dengan keluaran panas.
·
BWR
Containment adalah tampilan untuk menampilkan model dan sistem kendali rektor
yang berisikan tentag drywell,wetwel,HP LPECC dan fungsi ADS.
·
BWR Trends
adalah tampilan untuk menampilkan grafik perjalanan operasional simulasi sedang
bekerja.
:8. Selesai untuk simulasi bisa keluar dengan klick
bagian penampilan pojok kiri bawah dan memilih exit(keluar)
3.3.2.
Tahap pengambilan Data dengan kasus gagalnya kontrol
tekanan
Pengambilan data dengan melakukan
mengkaji kasus mal fungsi ketika simulasi sedang berjalan adalah mengamati
parameter-parameter yang rusak akibat gagalnya kontrol tekanan atau sistem
kontrolnya gagal berfungsi dengan baik yaitu ada 2 mal fungsi yang akan
diberikan yaitu “decreasing steam flow from dome due to press control failure”
dan “increasing steam flow from dome due to press control failure”.Setiap mal
fungsi mempunyai karakteristik masing-masing.Pertama yang akan dilakukan adalah
menjalankan simulator dengan daya penuh atau diseting 100% FP pada IC.Proses
yang akan dikaji adalah melihat parameter-parameter akibat terjadinya mal
fungsi.Dalam metode ini akan dibagi menjadi 2 proses yaitu sebagai berikut:
a.Simulasi dengan adanya malfungsi “decrease steam flow from dome due to
press control failure
Malfungsi tersebut artinya akan terjadi kecelakaan
yang menyebabkan menurunya aliran uap dari kubah reaktor akibat dampak gagal
berfungsinya kontrol tekanan yang akan dijelaskan dalam gambar berikut ini:
Gambar 9. Pemberian malfungsi decreasing
steam flow from dome due to press control failur pada simulasi yang sedang
berjalan
b.Simulasi
dengan adanya malfungsi “increase steam flow from dome due to press control
failure
Malfungsi tersebut artinya akan terjadi kecelakaan
yang menyebabkan meningkatnya aliran uap dari kubah reaktor akibat dampak gagal
berfungsinya kontrol tekanan yang akan dijelaskan dalam gambar berikut ini:
Gambar 10. Pemberian malfungsi
increasing steam flow from dome due to press control failur pada simulasi yang
sedang berjalan
3.3.3.
Tahap Analisis Data
Tahap analisis data akhir merupakan
tahap mencari suatu nilai dari prameter-parameter dari skenario kecelakaan
dalam kasus ini karena gagalnya berfungsinya sistem kontrol tekanan.Analisis
data ini akan dilakukan baik dari hasil dari akibat diberikan malfungsi
decreasing steam flow maupun increasing steam flow akibat gagal berfungsinya sistem kontrol tekanan.
Nilai dari parameter akan dipengaruhi
gejala-gejala yang timbulkan antara lain untuk malfungsi menurunnya aliran uap
dari kubah reaktor adalah tekanan reaktor semakin meningkat,daya neutron,laju
aliran inti dan yang paling penting gagalnya fungsi aliran uap utama antara
laju dan tekanan berbanding terbalik.Sedangkan untuk malfungsi meningkatnya
aliran uap dari kubah reaktor adalah tekanan reaktor yang sangat tinggi dan
akan menurun di saat menjelang scram,daya neutron,laju aliran inti,dan yang
penting gagalnya aliran uap utama antara laju dan tekanan berbanding terbalik.
Gambar
grafik dari hasil simulasi skenario simulasi kecelakaan lebih mudah memahami
dan menjelaskan bahwa ada gejala-gejala yang tidak stabil ketika simulasi
berjalan dengan diberi malfungsi.
BAB IV
HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil dan
pembahasan pada penelitian kerja praktek ini akan menganalisis parameter-parameter penyebab kecelakaan
pada simulator 1AEA_ABWR .Parameter yang akan dibahas khususnya kecelakaan akibat gagal berfungsinya
sistem kontrol.Masalah itu akan menyebabkan
2 kejadian skenario kecelakaan yaitu menurun dan menaiknya aliran uap
dari kubah reaktor akibat gagal berfungsinya sistem kontrol tekanan
tersebut.Parameter-parameter yang di bahas dalam simulator tersebut adalah
untuk masing-masing kejadian sebagai berikut:
1) Skenario Kecelakan
dengan masalah menurunya aliran uap dari kubah reaktor
Dari hasil pengamatan menyatakan bahwa kerusakan
ini menyebabkan tekanan reaktor rendah sehingga proses input variabel gagal di
sistem kontrolnya.Kejadian ini akan menyebabkan meningkatnya laju aliran
pendingin(coolant) karena tekanan reaktor semakin rendah.Laju alir pendingin
meningkat akan menyebabkan aliran uap meningkat.Di lain sisi sistem kontrol
tekanan akan menginput variabel pada turbin generator bahwa tekanan uap utama
rendah akibatnya katub gorvernor akan mengurangi pembukaan katubnya hingga
50%.Kemudian turbin generator akan menurunkan dayanya menuju nol sampai reaktor
scram dengan rentang waktu 7 menit dari malfungsi yang diberikan.Parameter
utama yang diamati selama proses kecelakaan berlangsung adalah sebagai berikut:
menit
|
0
|
1
|
2
|
3
|
4
|
5
|
tekanan reaktor
|
7170
|
7282
|
7509
|
7619
|
7591
|
7774
|
generator output
|
1379
|
1319
|
1270
|
1226.00
|
1121
|
995
|
amati kursor kuning
|
region iv
|
region iv
|
region iv
|
region iv
|
region iv
|
region iv(turun)
|
aliran pendingin
|
14486.0
|
14478.0
|
14426.0
|
14414.0
|
14436.0
|
11163.0
|
x%
|
14.0
|
14.0
|
14.00
|
14.00
|
14.00
|
14.00
|
fluks neutron
|
99.0
|
100
|
101
|
100
|
100
|
19
|
alarm hi press
|
|
|
|
|
|
4.59-5.31
|
alarm rod in
|
|
|
|
|
|
4.57-5.29
|
reaktor thermal
|
99.0
|
100
|
100
|
100
|
99
|
77
|
menit
|
6
|
7
|
8
|
9
|
10
|
tekanan reaktor
|
7373
|
6924
|
6780
|
7162
|
7301
|
generator output
|
754
|
0
|
0
|
0
|
0
|
amati kursor kuning
|
region iv
|
region iv
|
region iv
|
region iv
|
region iv
|
aliran pendingin
|
6359
|
5894
|
4823
|
4907
|
5037
|
x%
|
14.00
|
9.00
|
6.00
|
2
|
0
|
fluks neutron
|
9
|
7
|
0
|
0
|
0
|
alarm hi press
|
|
|
|
|
|
alarm rod in
|
|
|
|
|
|
reaktor thermal
|
41
|
25
|
13
|
8
|
5
|
Tabel 1.parameter utama
kecelakaan penurunan uap akibat gagal berfungsinya kontrol tekanan pada
simulator
Dari tabel di atas
menunjukkan reaktor akan scram pada menit ketujuh dengan nilai tekanan reaktor
sangat kecil,generator ouput nol,krusor kuning menurun,aliran pendingin semakin
menurun, dan fluk neutron semakin menurun sehingga akan bernilai nol di menit berikutnya.Kemudian
reaktor thermal juga akan mengalami penurunan.Faktor-faktor tersebut yang
menjadikan reaktor menjadi scram khususnya tekanan reaktor dikarenakan
transmitter sistem kontrol tekanannya memberikan tekanan informasi/input salah
dengan variabel rendah dan katup governor akan menutup sebagian.Pada kasus ini
sebelum raktor scram operator harus memberikan tindakan untuk bagaimana membuka
katub governor secara manual.Lebih jelasnya akan diperlihatkan grafik dari
ketika reaktor scram adalah sebagai berikut:
Grafik 1.parameter
utama kecelakaan penurunan uap akibat gagal berfungsinya kontrol tekanan pada
simulator
Dari grafik di atas menunjukkan
karakteristik bagian-bagian dari suatu reaktor ketika reaktor
scram.Karakteristik perubahan itu ditunjukkan delapan grafik utama yang
mempengaruhi reaktor scram.Delapan grafik tersebut antara lain adalah suhu
inti,suhu rata-rata bahan bakar,energi reaktor,suhu rata-rata bahan bakar
utama,aliran laju pendingin inti,tekanan kubah reaktor,energi listrik
generator, dan aliran uap ke turbin.Grafik tersebut semuanya mengalami
penurunan yang sangat drastis yang akhirnya menjadikan parameter utama yang
menyebabkan reaktor scram.
Parameter-parameter
utama di atas merupakan parameter yang mempengaruhi reaktor scram.Selain
parameter-parameter di atas ada beberapa parameter-parameter yang juga
mempengaruhi reaktor menjadi scram diantaranya berkaitan dengan sembilan
tampilan/layar yang lain menunjukkan operasional simulator ABWR bekerja antara
lain sebagai berikut:
Gambar
11.Tampilan utama simulator ABWR ketika terjadi reaktor scram pada kecelakaan
penurunan uap akibat gagal berfungsinya kontrol tekanan
Gambar di atas merupakan gambar tampilan
overview ketika reaktor scram.Tampilan tersebut menunjukkan 3 (tiga) bagian
utama reaktor ABWR pada simulator.Ketiga bagian antara lain:reaktor
vessel,sistem kendali dan tahanan reaktor(containment reaktor), dan turbin
generator.Ketiga bagian tersebut mempunyai peranan penting dan menjadi satu kesatuan yang saling berhubungan
dari reaktor ABWR.Pada tampilan di atas menunjukkan nilai dari bagian-bagian
reaktor yang menurun dari parameter
semula ketika pertama kali reaktor dijalankan.Selain pada nilai yang menurun
dari semula,pada tampilan di atas menunjukkan alarm yang berwarna kuning yang
menjadi tanda ada kerusakan pada bagian tertentu contohnya turbin dan air umpan
yang tidak normal pada tampilan di atas.Disamping itu warna pada katub air
umpan dan governor berwarna hijau yang bertanda bahwa air umpan dan turbin
sedang tidak jalan.Sedangkan pada katub SRV
bertanda warna merah dan hujau yang berarti katub membuka 50% akibat
aliran uap yang meningkat di MSV(katub uap utama).Dari hasil yang di amati pada
tampilan di atas banyak hal yang menyebabkan reaktor scram contohnya adalah
katub governor yang gagal membuka dan katub air umpan menutup.
2.Layar/tampialan sistem kontrol loop
Gambar 12.Tampilan kontrol
loop simulator ABWR ketika terjadi reaktor scram pada kecelakaan penurunan uap
akibat gagal berfungsinya kontrol tekanan
Gambar di atas merupakan gambar
tampilan sistem kontol yang mengatur tiga bagian utama sebuah rektor.Ketiga
kontrol tersebut adalah kontol daya reaktor,kontrol tekanan reaktor, dan
kontrol level air di reaktor.
Pada kontrol energi reaktor adalah
suatu sistem kontrol yang mengatur pengendalian batang kendali di dalam reaktor
vessel untuk menaikkan dan menurunkan daya reaktor.Kontrol tekanan reaktor
adalah sistem kontrol yang mengatur turbin bekerja dengan membuka atau menutup
katub governor dan SRV.Dalam penelitian ini sistem kontrol tidak berfungsi
dengan baik sehingga akan mempengaruhi pembukaan katub governor sehingga katub
governor akan menutup sedangkan tekanan di reaktor semakin tinggi.Katub
governor yang gagal membuka ditunjukkan pada tanda yang bewarna hijau di bawah
kontrol turbin,sedangkan katub SRV otomatis membuka setengah yang ditunjukkan
pada tanda setengah merah dan setengah hijau.Kemudian kontrol level air pada
reaktor adalah kontrol yang mengatur membuka dan menutupnya katub air umpan
.Pada tampilan menunjukkan katub air umpan yang menutup yang bertanda hijau
pada katub air umpan(FW control valve).Jadi sistem kontrol pada tampilan
kontrol loop menunjukkan gagal berfungsi adalah sistem kontrol tekanan.
3.Layar/tampilan peta
aliran dan kontrol
Gambar 13.Tampilan
peta aliran dan kontrol simulator ABWR ketika terjadi reaktor scram pada
kecelakaan penurunan uap akibat gagal berfungsinya kontrol tekanan
Gambar di atas menunjukkan
peta aliran yang ditunjukkan kursor kuning pada peta.Kursor kuning adalah tanda
yang menandakan laju batang kendali di dalam reaktor vessel.Pada tampilan
tersebut ditunjukkan kursor kuning berada di bawah pada region empat.Pada tampilan
tersebut berarti batang kendali akan masuk kedalam teras reaktor dan
menyebabkan reaktor scram.Aliran batang kendali yang ditunjukkan oleh kursor
kuning akan bergantung pada laju inti(power rate).Semakin tinggi laju inti
kursor kuning akan naik dengan tidak melewati batas merah atas pada peta dan
laju inti jangan melebihi angka 5 reaktor akan normal beroperasi.Akan tetapi
jika melewati batas garis putus-putus berwarna merah reaktor akan otomatis
memasukkan batang kendalinya.Akan tetapi pada permasalahan ini kursor kuning
turun drastis dan nilai laju inti sampai menunjukkan nilai -100 yang membuat reaktor scram dengan
tiba-tiba.Penyebab penurunan kursor kuning adalah menurunnya laju inti dalam
reaktor akibat tekanan reaktor semakin meningkat.
4.Layar/tampilan reaktifitas dan setpoint
Gambar 14.Tampilan
raktifitas dan setpoin simulator ABWR ketika terjadi reaktor scram pada
kecelakaan penurunan uap akibat gagal berfungsinya kontrol tekanan
Gambar di atas
merupakan tampilan yang menunjukkan reaktifitas di dalam reaktor vessel yang
meliputi batang kendali,fluk neutron,laju inti,suhu daya, dan reaktifitas pada
teras reaktor.Tampilan tersebut menunjukkan total reaktifitas dalam teras
reaktor mengalami penurunan dan ditunjukkan dengan nilai -29.Disamping itu laju
inti,fluk neutron mengalami penurunan karena dampak dari reaktifitas di dalam
reaktor menurun.Hal-hal tersebut dipengaruhi oleh batang kendali yang masuk
kedalam reaktor dan menghentikan reaksi fisi di dalam teras reaktor.
5.Layar/tampilan parameter scram atau shut down
Gambar
15.Tampilan parameter scram simulator ABWR ketika terjadi reaktor scram pada
kecelakaan penurunan uap akibat gagal berfungsinya kontrol tekanan
Gambar di atas merupakan
tampilan sebelas parameter yang menyebabkan reaktor scram/shut
down.Parameter-parameter tersebut menggambarkan terjadinya kegagalan salah satu
atau lebih dari satu fungsi bagian dari komponen-komponen di dalam
reaktor.Dalam permasalahan ini tidak di jumpai sebab terjadinya scram di dalam
tampilan di atas.Tampilan tersebut tidak adanya parameter khusus yang
berhubungan dengan penyebab langsung reaktor scram.Karena penyebab utama pada
permasalahan ini adalah menurunnuya aliran uap utama yang tidak ada pada
parameter di dalam tampilan.Akan tetapi jika simulator masih bekerja dan
kerusakan semakin berkembang sampai 30 menit akan muncul parameter reaktor
water level low pada tampilan parameter reaktor scram.Tampilan tersebut
diperlihatkan pada gambar berikut ini:
Gambar 16.Tampilan
parameter scram simulator ABWR pasca reaktor scram pada kecelakaan penurunan
uap akibat gagal berfungsinya kontrol tekanan
Gambar di atas menunjukkan
parameter 23 menit pasca reaktor scram.Parameter yang ditunjukkan adalah
reaktor water level low(rendahnya level air pada reaktor) yang ditandai dengan
bulatan merah.Parameter tersebut menunjukkan telah terjadi berkembangnya
kerusakan pasca reaktor scram akibat aliran air umpan gagal menyuplai ke dalam
reaktor dan akibatnya air dalam reaktor mengalami penurunan.Penurunan level air
reaktor mencapai di bawahnya batas level air yang ditentukan yaitu dibawah 13
meter.
6.Layar/tampilan turbin generator
Gambar 16.Tampilan tubin
generator simulator ABWR reaktor scram pada kecelakaan penurunan uap akibat
gagal berfungsinya kontrol tekanan
Gambar di atas merupakan tampilan yang menunjukkan komponen-komponen pada
turbin generator.Pada tampilan tersebut menampilkan tiga bagian katub yang
berhubungan dengan permasalahan pada kecelakaan yang sedang di bahas.Ketiga
katub antara lain adalah katub governor, katub bypass, dan katub SRV(safety
reaktor valve).Ketiga katub tersebut mempunyai fungsinya masing-masing.Katub
governor dan katub bypass adalah katub yang berhubungan dengan katub aliran uap
utama,sedangkan katub SRV merupakan katub pengaman yang akan membuka jika
terjadi kecelakaan.Katub SRV pada tampilan ditunjukkan ada empat katub yang
dihubungkan pada kolam tekanan.Skenario kecelakaan ini disebabkan katub
governor tidak berfungsi dengan baik.Tampilan tersebut katub governor bewarna
hijau berarti menandakan katub governor 100% menutup dan tidak dapat
mengalirkan aliran uap ke dalam turbin dan akhirnya aliran uap di alirkan ke
katub bypass.
7.Layar/tampilan air umpan dan ekstraksi uap
Gambar 17.Tampilan
air umpan simulator ABWR reaktor scram pada kecelakaan penurunan uap akibat
gagal berfungsinya kontrol tekanan pada simulator
Gambar di atas merupakan
tampilan komponen-komponen air umpan dan ekstrasi uap.Air umpan dan ekstraksi
uap berhubungan satu sama lain.Air umpan hasil dari ekstraksi uap oleh
condenser dengan proses kondensasi.Air hasil kodensasi harus melewati beberapa
tahap sebelum memasuki reaktor lagi sebagai moderator.Air akan memasuki sebuah
sistem deaerator untuk pemisahan air dengan unsur logam.Setelah pemisahan air
dengan unsur logam akan di pompa memasuki alat pemanas(HP sehinga suhu air akan
sedikit sesuai di dalam reaktor.Pada permasalahan kecelakaan ini pompa untuk
memasukkan air ke pemanas mati atau menutup sehingga aliran air terhambat masuk
ke pemanas(HPHC).Aliran air umpan mengalir Cuma 50% ke dalam reaktor vessel ketika reaktor scram
dan akan mengakibatkan level air di dalam reaktor menurun.
8.Layar/tampilan Containment BWR
Gambar 18.Tampilan
containment simulator ABWR reaktor scram pada kecelakaan penurunan uap akibat
gagal berfungsinya kontrol tekanan
Gambar di atas merupakan tampilan/layar penahan dan sistem kendali dari BWR.Tampilan
di atas menunjukkan tiga bagian dari BWR antara lain bagian dari reaktor
vessel,penahan dan sistem kendali yang berada didalam garis merah, dan bagian
penahan dan sistem kendali di luar garis merah.Ketiga bagian merupakan satu
kesatuan sebagai penahan dan sistem kendali dalam pembuatan BWR sehingga aman
digunakan dan mencegah terjadinya kecelakaan.Tampilan di atas lebih ditampilkan
penahan di luar garis merah antara lain wetwel dan drywel.Tampilan ini yang
dapat dioperasikan manual adalah wetwel dan drywel.
9.Layar/tampilan grafik
Gambar 19.Tampilan
grafik simulator ABWR reaktor scram pada kecelakaan penurunan uap akibat gagal
berfungsinya kontrol tekanan
Gambar di atas merupakan
tampilan delapan grafik yang menunjukkan perjalanan komponen-komponen reaktor
sedang bekerja sampai reaktor scram/mati.Tampilan di atas terdapat delapan
grafik antara lain daya suhu inti,suhubahan bakar rata-rata,daya reaktor,suhu
bahan bakar utama,laju aliran pendingin inti,tekanan kubah reaktor,daya listrik
turbin, dan aliran uap ke turbin.Semua grafik diatas menunjukkan penurunan
secara drastis ketika reaktor mengalami scram/mati.Grafik di atas menunjukkan
parameter-parameter yang mempengaruhi reaktor mengalami scram.
2) Skenario
Kecelakan dengan masalah meningkatnya
aliran uap dari kubah reaktor.
Dari hasil
pengamatan menyatakan bahwa kerusakan ini menyebabkan tekanan reaktor tinggi
sehingga proses input variabel gagal di sistem kontrolnya.Kejadian ini akan
menyebabkan menurunkan laju aliran pendingin(coolant) karena tekanan reaktor
semakin tinggi.Laju alir pendingin menurun akan menyebabkan aliran uap
menurun.Di lain sisi sistem kontrol tekanan akan menginput variabel pada turbin
generator bahwa tekanan uap utama tinggi akibatnya katub gorvernor akan membuka
katubnya sampai 100%.Katub Governor sudah membuka 100% untuk mengatasi
peningkatan aliran uap dari kubah reaktor.Pada kecelakaan tersebut Dari
malfungsi yang diberikan.Parameter utama yang diamati selama proses kecelakaan
berlangsung adalah sebagai berikut:
detik
|
0
|
3
|
6
|
9
|
12
|
tekanan reaktor
|
7170
|
7170
|
7165
|
7150
|
7123
|
generator output
|
1379
|
1381
|
1381
|
1378
|
1372
|
amati kursor
|
region iv
|
region iv
|
region iv
|
region iv
|
region iv
|
aliran pendingin
|
14486.0
|
14486
|
14482
|
14469
|
14446
|
x%
|
14.00
|
14.00
|
14.00
|
14.00
|
14.00
|
fluks neutron
|
99.0
|
99.00
|
99.00
|
98
|
98.00
|
alarm hi press
|
|
|
|
|
|
alarm rod in
|
|
|
|
|
|
reaktor thermal
|
99.0
|
99.0
|
99.00
|
99.00
|
99.00
|
detik
|
15
|
18
|
21
|
1 menit
|
2 menit
|
1 jam
|
tekanan reaktor
|
7076
|
7026
|
6971
|
6386
|
5054
|
220
|
generator output
|
1360
|
1344
|
1299
|
0
|
0
|
0
|
amati kursor
|
region ii
|
region ii
|
region ii
|
region iv
|
region iv
|
region iv
|
aliran pendingin
|
14211
|
13592
|
13003
|
7518
|
5798
|
6460
|
x%
|
14.00
|
15.00
|
15.00
|
15.00
|
13.00
|
0
|
fluks neutron
|
5.00
|
1.00
|
1.00
|
0
|
0
|
0
|
alarm hi press
|
|
|
|
|
|
|
alarm rod in
|
|
|
|
|
|
|
reaktor thermal
|
98.00
|
93.00
|
89.00
|
47.00
|
24.00
|
3.00
|
Tabel 2.parameter
utama kecelakaan peningkatan uap akibat gagal berfungsinya kontrol tekanan
Dari tabel di atas
menunjukkan reaktor akan scram pada detik kelima belas dengan nilai tekanan
reaktor kecil karena reaktor menurunkan reaktifitas dengan memasukkan batang
kendali.Generator ouput masih
menunjukkan 1360,krusor kuning menurun dan berpindah ke region II,aliran
pendingin semakin menurun, dan fluk neutron semakin menurun.Kemudian reaktor
thermal juga akan mengalami penurunan.Faktor-faktor tersebut yang menjadikan
reaktor menjadi scram khususnya tekanan reaktor dikarenakan transmitter sistem
kontrol tekanannya memberikan tekanan informasi/input salah dengan variabel
tinggi dan memberi komando katup governor untuk membuka,padahal governor sudah
membuka maksimal sedangkan turbine jalan kembali.Turbine jalan kembali
disebabkan reaktor sangat rendah dan aliran uap tidak cukup untuk memutar
turbin.Pada kasus ini operator harus cepet tanggap soalnya reaktor akan scram
dalam waktu singkat yaitu 15 detik.Operator harus memberikan tindakan untuk
bagaimana membuka katub bypass secara manual secara cepat untuk mengurangi
aliran uap dan Lebih jelasnya akan diperlihatkan grafik dari ketika reaktor
scram adalah sebagai berikut:
Grafik 2.parameter
utama kecelakaan penurunan uap akibat gagal berfungsinya kontrol tekanan
Dari grafik di atas menunjukkan
karakteristik bagian-bagian dari suatu reaktor ketika reaktor
scram.Karakteristik perubahan itu ditunjukkan delapan grafik utama yang
mempengaruhi reaktor scram.Delapan grafik tersebut antara lain adalah suhu
inti,suhu rata-rata bahan bakar,energi reaktor,suhu rata-rata bahan bakar
utama,aliran laju pendingin inti,tekanan kubah reaktor,energi listrik
generator, dan liran uap ke turbin.Grafik tersebut semuanya mengalami penurunan
yang sangat drastis yang akhirnya menjadikan parameter utama yang menyebabkan
reaktor scram.
Parameter-parameter
utama di atas merupakan parameter yang mempengaruhi reaktor scram.Selain
parameter-parameter di atas ada beberapa kejadian-kejadian yang juga
mempengaruhi reaktor menjadi scram diantaranya berkaitan dengan sembilan
tampilan/layar yang lain menunjukkan operasional simulator ABWR bekerja antara
lain sebagai berikut:
Gambar 20.Tampilan
utama(overview) simulator ABWR ketika terjadi reaktor scram pada kecelakaan
peningkatan uap akibat gagal berfungsinya kontrol tekanan
Gambar di atas
merupakan gambar tampilan overview ketika reaktor scram.Tampilan tersebut
menunjukkan 3 (tiga) bagian utama reaktor ABWR pada simulator.Ketiga bagian
antara lain:reaktor vessel,sistem kendali dan tahanan reaktor(containment
reaktor), dan turbin generator.Ketiga bagian tersebut mempunyai peranan penting
dan menjadi satu kesatuan yang saling
berhubungan dari reaktor ABWR.Pada tampilan di atas menunjukkan nilai dari
bagian-bagian reaktor yang menurun dan
ada yang naik dari parameter semula ketika pertama kali reaktor
dijalankan.Selain pada nilai yang menurun dari semula,pada tampilan di atas
menunjukkan alarm yang berwarna kuning yang menjadi tanda ada kerusakan atu
peringatan pada bagian tertentu.Alarm yang ditampilkan adalah batang kendali
otomatis masuk ke dalam teras yang menyebabkan reaktor scram.Disamping itu
warna pada katub governor dan pompa air umpan berwarna merah yang bertanda
bahwa air umpan dan turbin sedang jalan 100%.Sedangkan pada katub bypass bertanda warna merah dan hijau yang berarti
katub membuka 50% akibat aliran uap yang meningkat di MSV(katub uap utama).Dari
hasil yang di amati pada tampilan di atas banyak hal yang menyebabkan reaktor
scram contohnya adalah katub bypass gagal berfungsi penuh..
2.Layar/tampilan sistem kontrol loop
Gambar 21.Tampilan
kontrol loop simulator ABWR ketika terjadi reaktor scram pada kecelakaan
peningkatan uap akibat gagal berfungsinya kontrol tekanan
Gambar di atas merupakan gambar
tampilan sistem kontol yang mengatur tiga bagian utama sebuah rektor.Ketiga
kontrol tersebut adalah kontol daya reaktor,kontrol tekanan reaktor, dan
kontrol level air di reaktor.Pada kontrol energi reaktor adalah suatu sistem kontrol
yang mengatur pengendalian batang kendali di dalam reaktor vessel untuk
menaikkan dan menurunkan batang kendali di teras reaktor.Kontrol tekanan
reaktor adalah sistem kontrol yang mengatur turbin bekerja dengan membuka atau
menutup katub governor dan bypass.Dalam penelitian ini sistem kontrol tidak
berfungsi dengan baik sehingga akan mempengaruhi pembukaan katub governor
sehingga katub governor akan membuka sedangkan tekanan di reaktor semakin
rendah.Katub governor yang gagal membuka ditunjukkan pada tanda yang bewarna
hijau di bawah kontrol turbin,sedangkan katub bypass otomatis membuka setengah
yang ditunjukkan pada tanda setengah merah dan setengah hijau.Kemudian kontrol
level air pada reaktor adalah kontrol yang mengatur membuka dan menutupnya katub
air umpan .Pada tampilan menunjukkan katub air umpan yang membuka yang bertanda
merah pada katub air umpan(FW control valve).Jadi sistem kontrol pada tampilan
kontrol loop menunjukkan gagal berfungsi adalah sistem kontrol tekanan.
3.Layar/tampilan peta aliran dan kontrol
Gambar 22.Tampilan
peta aliran dan kontrol simulator ABWR ketika terjadi reaktor scram pada
kecelakaan peningkatan uap akibat gagal berfungsinya kontrol tekanan
Gambar di atas menunjukkan
peta aliran yang ditunjukkan kursor kuning pada peta.Kursor kuning adalah tanda
yang menandakan laju batang kendali di dalam reaktor vessel.Pada tampilan
tersebut ditunjukkan kursor kuning berada di bawah pada region dua.Kursor
kuning berada di region dua berarti di dalam reaktor pemisahan uap basah dan
kering menurun.Pada tampilan tersebut berarti batang kendali akan masuk kedalam
teras reaktor dan menyebabkan reaktor scram.Aliran batang kendali yang
ditunjukkan oleh kursor kuning akan bergantung pada laju inti(power
rate).Semakin tinggi laju inti kursor kuning akan naik dengan tidak melewati
batas merah atas pada peta dan laju inti jangan melebihi angka 5 reaktor akan
normal beroperasi.Akan tetapi jika melewati batas garis putus-putus berwarna
merah reaktor akan otomatis memasukkan batang kendalinya.Akan tetapi pada
permasalahan ini kursor kuning turun drastis dan nilai laju inti sampai
menunjukkan nilai -20 yang membuat
reaktor scram dengan tiba-tiba.Penyebab penurunan kursor kuning adalah
menurunnya laju inti dalam reaktor akibat tekanan reaktor semakin menurun dan
ditambah dengan pemisahan uap basah dan kering menurun.
.
4.Layar/tampilan reaktifitas dan setpoint
Gambar 23.Tampilan
raktifitas dan setpoin simulator ABWR ketika terjadi reaktor scram pada
kecelakaan peningkatan uap akibat gagal berfungsinya kontrol tekanan
Gambar
di atas merupakan tampilan yang menunjukkan reaktifitas di dalam reaktor vessel
yang meliputi batang kendali,fluk neutron,laju inti,suhu daya, dan reaktifitas
pada teras reaktor.Tampilan tersebut menunjukkan total reaktifitas dalam teras
reaktor mengalami penurunan dan ditunjukkan dengan nilai -93.Disamping itu laju
inti,fluk neutron mengalami penurunan karena dampak dari reaktifitas di dalam
reaktor menurun.Hal-hal tersebut dipengaruhi oleh batang kendali yang masuk
kedalam reaktor dan menghentikan reaksi fisi di dalam teras reaktor.
5.Layar/tampilan parameter scram atau shut down
Gambar 24.Tampilan parameter scram simulator ABWR ketika terjadi reaktor
scram pada kecelakaan peningkatan uap akibat gagal berfungsinya kontrol tekanan
Gambar di atas merupakan
tampilan sebelas parameter yang menyebabkan reaktor scram/shut down.Parameter-parameter
tersebut menggambarkan terjadinya kegagalan salah satu atau lebih dari satu
fungsi bagian dari komponen-komponen di dalam reaktor.Dalam permasalahan ini di
jumpai sebab terjadinya scram di dalam tampilan di atas.Tampilan tersebut adalah
aliran uap utama melebihi batas yang ditentukan yaitu 120%.Tampilan di atas
parameter scram dibulatin warna merah yaitu Main steam Flow>120%F.P Steam
Flow adalah parameter khusus yang berhubungan dengan penyebab langsung reaktor
scram.Karena penyebab utama pada permasalahan ini adalah meningkatnya aliran
uap utama.Akan tetapi jika simulator masih bekerja dan kerusakan semakin
berkembang sampai 2 menit akan muncul parameter tambahan yaitu reaktor water
level abnormally high.Tampilan tersebut diperlihatkan pada gambar berikut ini:
Gambar 25.Tampilan
parameter scram simulator ABWR pasca reaktor scram pada kecelakaan peningkatan
uap akibat gagal berfungsinya kontrol tekanan
Gambar di atas menunjukkan parameter 1 menit 45 detik pasca reaktor
scram.Parameter yang ditunjukkan adalah reaktor water level abnormally
high(tingginya level air pada reaktor) yang ditandai dengan bulatan
merah.Parameter tersebut menunjukkan telah terjadi berkembangnya kerusakan
pasca reaktor scram akibat aliran air umpan terus menyuplai ke dalam reaktor
dan tidak sebanding dengan tekanan reaktor yang semakin menurun akibatnya
reaktifitas menurun dan air dalam reaktor mengalami kenaikan.kenaikan level air
reaktor mencapai di atas batas level air yang ditentukan yaitu di atas 13 meter
dan lebih tepatnya mencapai 14 meter.
6.Layar/tampilan turbin generator
Gambar 26.Tampilan
tubin generator simulator ABWR reaktor scram pada kecelakaan peningkatan uap
akibat gagal berfungsinya kontrol tekanan
Gambar di atas merupakan tampilan yang menunjukkan komponen-komponen pada
turbin generator.Pada tampilan tersebut menampilkan tiga bagian katub yang
berhubungan dengan permasalahan pada kecelakaan yang sedang di bahas.Ketiga
katub antara lain adalah katub governor, katub bypass, dan katub SRV(safety
reaktor valve).Ketiga katub tersebut mempunyai fungsinya masing-masing.Katub
governor dan katub bypass adalah katub yang berhubungan dengan katub aliran uap
utama,sedangkan katub SRV merupakan katub pengaman yang akan membuka jika
terjadi kecelakaan.Katub SRV pada tampilan ditunjukkan ada empat katub yang
dihubungkan pada kolam tekanan.Pada kecelakaan ini disebabkan katub governor
tidak berfungsi dengan baik.Tampilan tersebut katub governor bewarna merah
berarti menandakan katub governor 100% membuka dan tidak sebanding dengan
aliran uap dan tekanan di dalam reaktor semakin menurun.
7.Layar/tampilan air umpan dan ekstraksi uap
Gambar 27.Tampilan
air umpan simulator ABWR reaktor scram pada kecelakaan peninkatan uap akibat
gagal berfungsinya kontrol tekanan
Gambar di atas merupakan tampilan komponen-komponen air umpan dan ekstrasi
uap.Air umpan dan ekstraksi uap berhubungan satu sama lain.Air umpan hasil dari
ekstraksi uap oleh condenser dengan proses kondensasi.Air hasil kodensasi harus
melewati beberapa tahap sebelum memasuki reaktor lagi sebagai moderator.Air
akan memasuki sebuah sistem deaerator untuk pemisahan air dengan unsur
logam.Setelah pemisahan air dengan unsur logam akan di pompa memasuki alat
pemanas(HPHX) sehinga suhu air akan naik sesuai di dalam reaktor.Pada
permasalahan kecelakaan ini pompa untuk memasukkan air ke pemanas membuka
sehingga aliran air umpan masuk ke pemanas(HPHX).Aliran air umpan mengalir Cuma
50% ke dalam reaktor vessel ketika
reaktor scram dan akan mengakibatkan level air di dalam reaktor meningkat.
8.Layar/tampilan Containment BWR
Gambar 28.Tampilan
containment simulator ABWR reaktor scram pada kecelakaan penurunan uap akibat
gagal berfungsinya kontrol tekanan
Gambar di atas merupakan tampilan/layar penahan dan sistem kendali dari
BWR.Tampilan di atas menunjukkan tiga bagian dari BWR antara lain bagian dari
reaktor vessel,penahan dan sistem kendali yang berada didalam garis merah, dan
bagian penahan dan sistem kendali di luar garis merah.Ketiga bagian merupakan
satu kesatuan sebagai penahan dan sistem kendali dalam pembuatan BWR sehingga
aman digunakan dan mencegah terjadinya kecelakaan.Tampilan di atas lebih
ditampilkan penahan di luar garis merah antara lain wetwel dan drywel.Tampilan
ini yang dapat dioperasikan manual adalah wetwel dan drywel.
9.Layar/tampilan grafik
Gambar 29.Tampilan
grafik simulator ABWR reaktor scram pada kecelakaan penurunan uap akibat gagal
berfungsinya kontrol tekanan
Gambar di atas merupakan tampilan
delapan grafik yang menunjukkan perjalanan komponen-komponen reaktor sedang
bekerja sampai reaktor scram/mati.Tampilan di atas terdapat delapan grafik
antara lain daya suhu inti,suhubahan bakar rata-rata,daya reaktor,suhu bahan
bakar utama,laju aliran pendingin inti,tekanan kubah reaktor,daya listrik
turbin, dan aliran uap ke turbin.Kebanyakan grafik diatas menunjukkan penurunan
secara drastis ketika reaktor mengalami scram/mati kecuali grafik aliran
pendingin yang mengalami peningkatan.Grafik aliran pendingin meningkat yang akan
menyebabkan level air di dalam reaktor meningkat menjadi 14 meter. Semua grafik
menunjukkan parameter-parameter yang mempengaruhi reaktor mengalami scram.
BAB V
KESIMPULAN
DAN SARAN
5.1 Kesimpulan
Kesimpulan yang dapat diambil dari hasil dan pembahasan sebagai
berikut :
1.
Pada progam
simulator ABWR setiap tampilan pada 9 layar menu dari overview sampai trends
mempunyai karakteristik yang hampir sama dan saling berhubungan satu sama
lain.Tampilan yang satu sama lain saling melengkapi operasi yang akan
dismulasikan pada simulator ABWR.Pada dasarnya 9 tampilan tersebut
memperlihatkan apa saja parameter-parameter kejadian di dalam sebuah reaktor
ABWR sebagai pembelajaran untuk dapat diaplikasikan untuk persiapan pembangunan
PLTN di indonesia.Aadapun cara pengoperasian simulator ABWR adalah sebagai
berikut:
a.Memilih conventional_BWR_yodigaroglu
terus masuk folder conventional_BWR
simulator terus masuk dan simulator telah start up
b.Klik dimana saja pada simulator layar BWR pasif.
c.Kik OK untuk load IC Powernya penuh
100% dan layar menampilkan semua parameter
daya kendali sampai 100%
d.memulai menjalankan simulasi dengan
memilih “RUN” di pojok kanan bawah pada tampilan overview.
e.Memilih tampilan IC pada pojok kanan
bawah dan klick tampilan “LOAD” dan memilih 100% FP untuk menyeting daya penuh.
f..Memilih “RUN” untuk menjalankan
kembali simulasi pada simulator
g. Selesai untuk simulasi
bisa keluar dengan klick bagian penampilan pojok kiri bawah dan memilih
exit(keluar)
5.2 Dampak terjadinya kecelakaan reaktor daya akibat
kontrol tekanan gagal berfungsi akan terjadi 2 kecelakan yaitu:
a.terjadi
penurunan uap dari kubah reaktor yang akan menyebabkan reaktor scram pada menit
ketujuh.Kejadian itu bisa diantisipasi oleh operator dengan cara membuka katub
governor secara manual.Jika tidak segera membuka katub governor akan
menyebabkan reaktor scram dan akan diperjelas dengan gambar berikut ini:
Gambar di atas merupakan
reaktor scram pada menit ketujuh.Sebelum mengalami scram parameter-parameter
secara umum dari menit awal sampai pasca reaktor scram ditunjukkan tabel
berikut ini:
Dome
|
0
|
1
|
2
|
3
|
4
|
5
|
T
|
282
|
282
|
283
|
283
|
283
|
284
|
P
|
7171
|
7282
|
7509
|
7619
|
7591
|
7774
|
L
|
13
|
13
|
13
|
13
|
13
|
13
|
TABEL LANJUTAN
|
|
|
|
|
|
|
Coolant
|
0
|
1
|
2
|
3
|
4
|
5
|
F
|
14486.0
|
14478.0
|
14426.0
|
14414.0
|
14436.0
|
11163.0
|
T
|
288.0
|
289.00
|
292.0
|
293.00
|
293.00
|
294
|
P
|
7171
|
782.00
|
7509
|
7619
|
7591
|
7774
|
X %
|
14.00
|
14.00
|
14.00
|
14.00
|
14.00
|
14.00
|
|
|
|
|
|
|
|
RIPs
|
0
|
1
|
2
|
3
|
4
|
5
|
Head
|
1133
|
219
|
221
|
225
|
229
|
118
|
RPM
|
218.0
|
1133
|
1129
|
1128
|
1129
|
876
|
|
|
|
|
|
|
|
Core
|
0
|
1
|
2
|
3
|
4
|
5
|
Power
|
3910.00
|
3943.00
|
3939.00
|
3931.00
|
3887
|
3049
|
Temp.
|
582.00
|
586.00
|
599.00
|
589.00
|
586
|
528
|
Pwr. Rate
|
0.00
|
2.00
|
2.00
|
-1
|
0.00
|
-10
|
% in Core
|
24.00
|
25.00
|
25.00
|
25.00
|
25.00
|
29.00
|
Dome
|
6
|
7
|
8
|
9
|
10
|
T
|
283
|
280
|
280
|
282
|
282
|
P
|
7373
|
6924
|
6780
|
7162
|
7307
|
L
|
13
|
13
|
13
|
13
|
13
|
|
|
|
|
|
|
Coolant
|
6
|
7
|
8
|
9
|
10
|
F
|
6359
|
5894
|
4823
|
4907
|
5037
|
T
|
290
|
285
|
284
|
288
|
290
|
P
|
7373
|
6924
|
6780
|
7162
|
7301
|
X %
|
14.00
|
9.00
|
6.00
|
2
|
0
|
|
|
|
|
|
|
RIPs
|
6
|
7
|
8
|
9
|
10
|
Head
|
21
|
17
|
10
|
22
|
28
|
RPM
|
498
|
461
|
377
|
384
|
394
|
|
|
|
|
|
|
Core
|
6
|
7
|
8
|
9
|
10
|
Power
|
1612
|
1007
|
541
|
337
|
233
|
Temp.
|
397
|
347
|
313
|
305
|
305
|
Pwr. Rate
|
0
|
-100
|
0
|
0
|
0
|
% in Core
|
30.00
|
37.00
|
100
|
100
|
100
|
b..terjadi
peningkatan uap dari kubah reaktor yang akan menyebabkan reaktor scram pada
detik kelima belas.Kejadian itu bisa diantisipasi oleh operator dengan cara
membuka katub bypass secara manual.Jika tidak segera membuka katub governor
akan menyebabkan reaktor scram dan akan diperjelas dengan gambar berikut ini:
Gambar di atas
merupakan reaktor scram pada menit ketujuh.Sebelum mengalami scram
parameter-parameter secara umum dari menit awal sampai pasca reaktor scram
ditunjukkan tabel berikut ini:
Dome
|
0
|
3
|
6
|
9
|
12
|
15
|
T
|
282
|
282
|
282
|
282
|
281
|
281
|
P
|
7171
|
7170
|
7165
|
7150
|
7123
|
7076
|
L
|
13
|
13
|
13
|
13
|
13
|
13
|
Coolant
|
0
|
1
|
2
|
3
|
4
|
5
|
F
|
14486.0
|
14486
|
14482
|
14469
|
14446
|
14211
|
T
|
288.0
|
288.00
|
288
|
288
|
288
|
287
|
P
|
7171
|
7170
|
7165
|
7150
|
7123
|
7076
|
X %
|
14.00
|
14.00
|
14.00
|
14.00
|
14.00
|
14.00
|
|
|
|
|
|
|
|
RIPs
|
0
|
1
|
2
|
3
|
4
|
5
|
Head
|
1133
|
218.0
|
218.0
|
218.0
|
218.0
|
207.0
|
RPM
|
218.0
|
1133
|
1133
|
1132
|
1130
|
1116
|
|
|
|
|
|
|
|
Core
|
0
|
1
|
2
|
3
|
4
|
5
|
Power
|
3910.00
|
3910.00
|
3909.00
|
3907.00
|
3902.00
|
3846.00
|
Temp.
|
582.00
|
582.00
|
582.00
|
582.00
|
582.00
|
574.00
|
Pwr. Rate
|
0.00
|
0.00
|
-1
|
-4
|
12.00
|
-39
|
% in Core
|
24.00
|
24.00
|
24.00
|
24.00
|
24.00
|
52.00
|
Dome
|
18
|
21
|
1 menit
|
2 menit
|
1 jam
|
T
|
281
|
281
|
277
|
264
|
122
|
P
|
7026
|
6971
|
6386
|
5054
|
220
|
L
|
13
|
13
|
14
|
14
|
120
|
Coolant
|
6
|
7
|
8
|
9
|
10
|
F
|
13592
|
13003
|
7518
|
5798
|
6460
|
T
|
287
|
286
|
280
|
263
|
129
|
P
|
7026
|
6971
|
6286
|
5054
|
220
|
X %
|
15.00
|
15.00
|
15.00
|
13.00
|
0
|
|
|
|
|
|
|
RIPs
|
6
|
7
|
8
|
9
|
10
|
Head
|
188.0
|
170.0
|
34.0
|
2.0
|
0
|
RPM
|
1067
|
1021
|
589
|
453
|
505
|
|
|
|
|
|
|
Core
|
6
|
7
|
8
|
9
|
10
|
Power
|
3672
|
3404
|
1867
|
944
|
145
|
Temp.
|
560
|
546.00
|
408.00
|
321
|
139
|
Pwr. Rate
|
-5
|
0
|
0
|
0
|
145
|
% in Core
|
92.00
|
100
|
100
|
100
|
0
|
