CLOCK

Selasa, 03 Juli 2012

ANALISIS SKENARIO PRESSURE CONTROL FAILUR PADA SISTEM ABWR MENGGUNAKAN IAEA – GENERIC BOILING WATER REACTOR SIMULATOR




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.
450px-Boiling_water_reactor_english.svg.png
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.

Text Box: GENERATORText Box: SIRKULASI BUATAN, SIKLUS GANDAText Box: BWRText Box: KONDENSERText Box: GENERATORText Box: GENERATOR UAPText Box: GENERATOR UAPText Box: SIRKULASI BUATAN, SIKLUS TAK LANGSUNGText Box: GENERATORText Box: KONDENSERText Box: SIRKULASI BUATAN, SIKLUS LANGSUNGText Box: KONDENSERText Box: SIRKULASI ALAMI, SIKLUS LANGSUNGText Box: GENERATORText Box: KONDENSERText Box: BWRText Box: BWRText Box: BWR

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





Tidak ada komentar:

Posting Komentar