desain konseptual bejana tekan dan -...

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir

Badan Tenaga Nuklir Nasional

ISSN 1979-1208 153

DESAIN KONSEPTUAL BEJANA TEKAN DAN

SISTEM PENDINGIN REAKTOR PWR KELAS 1000 MWe

Siti Alimah*, Mairing M.P **

* Pusat Pengembangan Energi Nuklir (PPEN)-BATAN

** Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir (PRPN)-BATAN

Jl. Kuningan Barat, Mampang Prapatan, Jakarta Selatan, 12710

Phone/ Fax : (021) 5204243, E-mail : [email protected]

ABSTRAK DESAIN KONSEPTUAL BEJANA TEKAN DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR PWR

KELAS 1000 MWe. Telah dilakukan kajian desain konseptual bejana tekan dan sistem pendingin reaktor

yang terdiri dari bejana tekan reaktor tunggal, perpipaan, generator uap, pressurizer, dan pompa

pendingin. Desain konseptual ini memenuhi persyaratan ASME Code Seksi III. Metode yang digunakan

dalam studi ini adalah pengumpulan data sekunder dan dilakukan penghitungan laju alir fluida untuk

mengambil panas pendingin reaktor. Hasil studi menunjukkan laju alir 7,62 x 106 lb/jam setiap generator

uap. Bejana tekan reaktor terbuat dari paduan baja karbon yang di dalamnya terdapat dinding pemisah

antara fluida pendingin yang masuk ke dalam dinding reaktor dengan fluida pada teras reaktor.

Pressurizer berfungsi menjaga tekanan sistem selama operasi dan membatasi transien tekanan. Selama

pengurangan atau peningkatan beban instalasi, pressurizer mengakomodasi perubahan volume dalam

pendingin reaktor. Perpipaan menggunakan pipa hot leg dan pipa cold leg, dengan diameter bagian dalam

masing-masing 31-inci dan 22-inci. Generator uap menggunakan paduan nickel-chromium-iron 690

untuk tube dan penyangga pemisah anti vibrasi. Desain PWR kelas 1000 menggunakan empat pompa

dengan tipe sentrifugal single-stage vertikal, yang mempunyai kelembaman tinggi, keandalan tinggi dan

perawatan yang rendah, dengan dua pompa dikopel pada masing-masing pembangkit uap.

Kata Kunci : Desain Konseptual, Bejana Tekan, Sistem Pendingin Reaktor, PLTN, PWR.

ABSTRACT CONCEPTUAL DESIGN OF PRESSURE VESSEL AND REACTOR COOLING SYSTEMS FOR

CLASS 1000 MWe PWR. Conceptual design of pressure vessel and reactor cooling systems studys has

been carried out, consists of a single reactor pressure vessels, piping system, steam generator, pressurizer

and cooling pump. Conceptual design is created to meet the requirements of ASME Code Section III.

Method is used in this study collecting secondary data and calculation of fluid flow to take heat of reactor

coolant. Study results showed that flow of 7.62 x 106 lb/h per steam generator. Reactor pressure vessel

made of carbon steel alloy in which there is a wall of separation between the cooling fluid enters the reactor

wall with fluid in the reactor core. Pressurizer serves to maintain system pressure during operation and

limit the pressure transient. During the installation of a reduction or increase in expenses, pressurizer

accommodate the volume changes in the reactor coolant. Piping using the hot leg pipe and cold leg pipe,

with the inner diameter of each 31-inch and 22-inch. The steam generator using alloy of nickel-chromium-

iron 690 for the tube and anti-vibration separation buffer. 1000 class PWR design uses four types of

centrifugal pumps with vertical single-stage, which has a high inertia, high reliability and low

maintenance, with two pumps coupled to each steam generator.

Keywords: Conceptual Design, Pressure Vessel Reactor, Reactor Coolant System, NPP, PWR.



ISSN 1979-1208 154

1. PENDAHULUAN Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) yang berwawasan lingkungan, berdaya saing

baik dari aspek ekonomi maupun aspek teknologi, merupakan opsi nuklir dalam perencanaan

sistem energi nasional jangka panjang. PLTN diharapkan dapat menjadi solusi untuk

mengurangi tekanan dalam masalah penyediaan energi listrik. Seperti diketahui, pada tahun

2005 kapasitas terpasang pembangkit listrik di Jawa sekitar 23 GWe. Dengan proyeksi

pertumbuhan ekonomi 6%, pembangkitan listrik pada tahun 2025 diperkirakan mencapai

sekitar 70 GWe. Sehingga selama 20 tahun harus dibangun tambahan lebih dari 47 GWe, atau

rata-rata lebih 2000 MWe per tahun[1]. Oleh karena itu diperlukan PLTN yang mampu

menyediakan listrik dengan kapasitas daya yang besar. PLTN tipe PWR adalah salah satu jenis

PLTN yang dapat menyediakan listrik kapasitas daya besar dengan desain yang aman, ramah

lingkungan, ekonomis, dan sekuritas bahan bakar. PWR juga tercatat sebagai teknologi PLTN

yang paling banyak digunakan di dunia[2].

Salah satu syarat dalam proses perizinan tapak di mana PLTN dibangun adalah dokumen

desain konseptual. Desain konseptual adalah tahapan awal dari tahap pengembangan, yang

dalam hal ini adalah tahapan pengembangan instalasi sistem energi nuklir[3]. Tahapan

pengembangan suatu instalasi sistem energi nuklir dari awal hingga operasi komersial adalah

desain konseptual (conceptual design), desain dasar (basic design), desain detail (detail design),

demonstrasi instalasi (plant demonstration) atau prototipe dan operasi komersial (commercial

operation). Bagian utama di dalam PLTN tipe PWR adalah bejana tekan dan sistem pendingin

reaktor.

Bejana tekan dan sistem pendingin reaktor merupakan bagian dari sistem primer, terdiri

dari perangkat bejana tekan reaktor yang dihubungkan dengan 2-loop generator uap dan dilalui

fluida pendingin untuk mendinginkan teras reaktor. Agar tekanan dalam reaktor terjaga tetap

tinggi, maka sistem primer ini dilengkapi dengan tangki bertekanan (pressurizer). Desain

konseptual bejana tekan dapat memasok sejumlah uap dari generator uap untuk menghasilkan

daya termal 3.415 MWt. Uap yang keluar dari generator uap kemudian dialirkan ke turbin

untuk menggerakan generator listrik sehingga membangkitkan daya sebesar 1.117 MWe[4].

Bejana tekan dan sistem pendingin reaktor pada PLTN tipe PWR dirancang berumur 60

tahun. Supaya dapat memenuhi persyaratan perancangan maka perlu suatu desain konsep.

Makalah ini bertujuan membahas desain konseptual bejana tekan dan sistem pendingin reaktor

PLTN tipe PWR kelas 1000 MWe. Ruang lingkup desain konseptual bejana tekan dan sistem

pendingin reaktor pada PLTN tipe PWR ini terdiri dari perangkat bejana tekan reaktor tunggal,

perpipaan, generator uap, pressurizer, dan pompa pendingin. PLTN yang akan digunakan

sebagai acuan dalam desain ini adalah PLTN AP1000, Westinghouse, USA dan US-APWR

Mitsubishi, Jepang.

2. DESAIN KONSEPTUAL BEJANA TEKAN REAKTOR DAN SISTEM

PENDINGIN REAKTOR Desain konseptual bejana tekan reaktor dan sistem pendingin reaktor harus memenuhi

persyaratan fungsional dan operasional serta code & standard ASME seksi III, kelas 1, 2 dan 3 dari

sistem nuklir[5]. Desain material dari komponen nuklir, jika diproduksi dalam negeri harus

memenuhi standar SNI yang ekivalen ASME code tersebut. Untuk pengelasan atau

penyambungan perangkat/komponen, menggunakan ASME seksi IX, sedangkan penyangga



ISSN 1979-1208 155

menggunakan ASME seksi NF. Persyaratan fungsional dan operasional bejana tekan dan sistem

pendingin reaktor adalah sebagai berikut[6] :

Sistem pendingin reaktor berfungsi memindahkan panas yang dihasilkan selama operasi

daya, dan panas yang dihasilkan ketika reaktor subkritis, termasuk fase awal dan operasi

selama pendinginan teras reaktor.

Selama operasi daya dan transient operasional normal, sistem pendingin reaktor berfungsi

mengambil panas dari bahan bakar sesuai batas operasi yang diijinkan sistem proteksi

dan kendali reaktor.

Sistem pendingin reaktor berfungsi menyediakan air sebagai moderator netron dan

reflektor, serta memperbaiki ekonomi netron. Juga sebagai solven penyerap netron yang

digunakan untuk kontrol reaktivitas.

Sistem pendingin reaktor berfungsi menjaga homogenitas konsentrasi racun netron yang

larut dan kecepatan perubahan suhu pendingin, sehingga perubahan reaktivitas yang

tidak terkontrol tidak terjadi.

Bejana tekan reaktor berfungsi sebagai penyangga dan alignment mekanisme penggerak

batang kendali. Batas (boundary) tekanan sistem pendingin reaktor menyesuaikan suhu

yang berhubungan dengan transient operasional.

Pressurizer berfungsi menjaga tekanan sistem selama operasi dan membatasi transient

tekanan. Selama pengurangan atau peningkatan beban instalasi, pressurizer

mengakomodasi perubahan volume dalam pendingin reaktor.

Pompa pendingin reaktor memasok air pendingin untuk memindahkan panas dari teras

reaktor ke generator uap.

Generator uap berfungsi menyediakan uap kualitas tinggi untuk turbin. Tube dan

tubesheet berfungsi mencegah perpindahan radioaktivitas yang dihasilkan teras ke sistem

sekunder.

Sistem perpipaan pendingin reaktor beroperasi pada kondisi suhu dan tekanan operasi

dan membatasi kebocoran radioaktivitas ke luar pengungkung. Perpipaan sistem

pendingin berisi air demineralizer dan air borat yang disirkulasi pada kecepatan alir dan

suhu yang sesuai dengan kinerja termal teras reaktor dan kinerja hidrolik.

Surge line pressurizer dan spray line masing-masing loop terkoneksi dengan sistem

pendingin reaktor, dan pada saluran tersebut ditempatkan suatu detektor tahan

temperatur untuk mendeteksi tingkatan panas.

Bejana tekan reaktor dan sistem pendingin lainnya seperti terlihat pada Gambar 1, terdiri dari

rangkaian bejana silindris vertikal dengan tutup bagian atas dan bagian dasar berbentuk

hemisperikal, dihubungkan sistem pendingin pipa primer ke generator uap. Pada bejana reaktor

terdapat teras reaktor, struktur penyangga teras, batang kendali dan bagian-bagian lain yang

terkait langsung dengan teras.

Sumber energi pada sistem PLTN tipe PWR terletak pada teras reaktor, yang berupa

energi termal hasil reaksi fisi nuklir. Energi termal hasil reaksi fisi ditransfer ke generator uap

untuk menghasilkan uap, yang selanjutnya dikonversi menjadi energi mekanik oleh turbin, dan

dikonversi lagi menjadi energi listrik oleh generator. Energi termal disalurkan ke generator uap

melalui sistem aliran fluida. Mekanisme perpindahan panas aliran fluida melalui suatu penukar

panas shell and tube berbentuk U, dan diperoleh laju alir air umpan 7,62 x 106 lb/jam setiap

generator uap.



ISSN 1979-1208 156

Gambar 1. Desain Konfigurasi Bejana Tekan dan Sistem Pendingin Reaktor[6]

a. Desain Konseptual Bejana Tekan Reaktor

Desain konseptual bejana tekan reaktor dirancang sedemikian rupa sehingga dapat

menampung fluida dan teras reaktor serta internal reaktor lainnya. Pada teras reaktor terdapat

bahan bakar nuklir serta berbagai perangkat lainnya. Bejana tekan reaktor tersebut terbuat dari

paduan baja karbon yang didalamnya terdapat dinding pemisah antara fluida pendingin yang

masuk kedalam dinding reaktor dengan fluida pada teras reaktor. Pada kepala bagian atas

bejana tekan reaktor terdapat ventilasi dan penetrasi mekanisme penggerak batang kendali.

Bejana mempunyai inlet dan outlet nozel yang ditempatkan dalam dua bidang horizontal

diantara upper head flange dan puncak teras. Inlet dan outlet nozel saling mengimbangi, dengan

posisi inlet lebih tinggi dari outlet, untuk memenuhi operasi pada saat pemindahan pompa

pendingin utama dengan tanpa pembongkaran teras. Pendingin masuk bejana melalui inlet

nozel dan mengalir turun ke annulus dinding bejana teras, berbelok di dasar, dan mengalir ke

atas melalui teras menuju outlet nozel. Desain dan fabrikasi dari bejana reaktor berdasar ASME

Code, Section III, persyaratan Class 1[7]. Gambar 2 memperlihatkan desain konseptual bejana

tekan reaktor dan dimensi bejana tekan reaktor diperlihatkan dalam Tabel 1.

b. Desain Konseptual Sistem Perpipaan Pendingin Reaktor

Perpipaan sistem pendingin dikonfigurasikan dengan dua loop pendingin utama, masing-

masing menggunakan pipa hot leg dengan diameter bagian dalam 31-inci untuk transport

pendingin ke pembangkit uap. Dua nozel penghisap dari pompa pendingin reaktor dilas

langsung ke nozel outlet di dasar head channel pembangkit uap. Dua pipa cold leg dengan

diameter dalam 22-inci di dalam masing-masing loop (satu per pompa) mengalirkan kembali

pendingin reaktor ke bejana reaktor. Material pipa mempunyai ketegangan cukup rendah dan

saluran pipa tambahan (line) harus memenuhi persyaratan "kebocoran sebelum retak"[7].



ISSN 1979-1208 157

Gambar 2. Desain Konseptual Bejana Tekan Reaktor[6]

Tabel 1. Dimensi Bejana Tekan Reaktor[6]

Parameter Desain

Tekanan desain (psig) 2485

Temperatur desain (oF) 650

Tinggi keseluruhan bejana dan penutup kepala atas (inci) 480,65

Jumlah studs penutup/kepala bagian atas reaktor 45

Diameter studs penutup/kepala bagian atas reaktor (inci) 7

Diameter luar flange penutup/kepala bagian atas (inci) 188

Diameter dalam flange (inci) 148,81

Diameter luar shell (inci) 176

Diameter dalam shell (inci) 159

Diameter dalam nozel inlet (inci) 22

Diameter luar nozel inlet (inci) 31

Ketebalan nominal kelongsong (inci) 0,22

Ketebalan minimum kepala bagian atas (inci) 6

Ketebalan bejana (inci) 8

Ketebalan penutup/kepala bagian atas (inci) 6,25

Perpipaan dalam sistem pendingin didesain dan difabrikasi berdasar persyaratan ASME

Code, Section III, Class 1. Line dengan ukuran 3/8-inci didesain dan difabrikasi sesuai persyaratan

ASME Code, Section III, Class 2. Jika satu line retak, pompa pengisi kontrol volume kimia

menyediakan aliran tambahan dan menjaga ketinggian air pressurizer. Stresses dijaga sesuai

dengan Section III dari ASME Code. Material konstruksi dispesifikasikan untuk meminimumkan

korosi/erosi dan disesuaikan dengan lingkungan operasi tingkat radiasi. Ketebalan pipa sistem

pendingin sesuai dengan persyaratan ASME Code, Section III, Subsection NB. Radius lengkungan

pipa minimum adalah 1,5-diameter pipa nominal, dan memenuhi persyaratan ASME Code,

Section III, Class 1[7].



ISSN 1979-1208 158

c. Desain Konseptual Pressurizer

Pressurizer merupakan komponen utama kontrol tekanan sistem pendingin reaktor,

berupa bejana silindris vertikal dengan bagian puncak dan dasar berbentuk hemisperikal,

dimana cairan dan uap dijaga dalam kondisi jenuh yang setimbang. Pressurizer berfungsi

menjaga tekanan sistem selama operasi dan membatasi transient tekanan. Selama pengurangan

atau peningkatan beban instalasi, pressurizer mengakomodasi perubahan volume dalam

pendingin reaktor. Nozel pipa bergelombang (surge nozel) pressurizer dan saluran pipa

bergelombang (surge line) diantara pressurizer dan saluran hot leg untuk menjaga penurunan

tekanan diantara sistem pendingin reaktor dan katup pengaman. Surge nozel dan surge line

didesain sesuai dengan desain outlet aliran katup keselamatan atau katup sistem pengurang

tekanan otomatik. Surge nozel pressurizer dan surge line juga didesain tahan tegangan termal

akibat surge volume selama operasi. Pressurizer dan surge line menyediakan koneksi katup

pengaman sistem pendingin reaktor dan katup-katup sistem pengurang tekanan otomatis.

Katup pengaman memberikan proteksi tekanan-lebih untuk sistem pendingin reaktor. Pada

pressurizer terdapat ventilasi untuk pengeluaran gas-gas yang tidak terkondensasi dari sistem

pendingin reaktor. Akumulasi gas-gas dalam pressurizer dapat dihilangkan dari katup

pengurang tekanan stage pertama jika terjadi kecelakaan. Pengeluaran gas-gas dari pressurizer

dengan menggunakan katup pengurang tekanan otomatik tidak diperlukan pada keadaan rutin

yang normal dan kejadian dengan frekwensi yang sedang. Nilai-nilai desain konseptual

pressurizer dapat dilihat pada Tabel 2.

Gambar 3. Desain Konseptual Pressurizer

[8]

Tabel 2 . Desain Konseptual Pressurizer[6]

Parameter Desain

1 Jumlah, unit 1

2 Volume total, ft3 2100

3 Volume air, ft3 1000

4 Kapasitas spray, gpm 700

5 Diameter dalam, ID, inci 100

6 Tinggi, inci 503



ISSN 1979-1208 159

d. Desain Konseptual Generator Uap

Generator uap berbentuk tabung vertikal dan U-tube dengan peralatan pemisah moisture

yang terintegrasi. Paduan nickel-chromium-iron 690, digunakan untuk tube dan penyangga bar

(pemisah) anti vibrasi. Gambar 4 memperlihatkan desain konseptual generator uap. Generator

uap menggunakan penyangga tube dan desain pelat berlubang. Generator uap berfungsi

mengambil panas dari air pendingin reaktor melalui tube penukar panas berbentuk U sehingga

air dalam generator uap mendidih, membentuk campuran uap dua fase di sisi sekunder

generator uap. Di dalam generator uap terjadi pemisahan uap jenuh kering dari campuran

hasil pendidihan, dan selanjutnya uap dialirkan ke nozel yang kemudian dialirkan ke turbin.

Gambar 4. Desain Konseptual Generator Uap[6]

Generator uap didesain memenuhi kriteria ASME Code, Section III Class 1. Tube dan tubesheet

didesain agar dapat menahan kondisi beban pada kecelakaan maksimum. Nilai-nilai desain

diperlihatkan dalam Tabel 3.

Tabel 3 . Desain Konseptual Generator Uap Tipe U-tube Feedring Vertikal[6]

Parameter Desain

Tekanan desain, sisi pendingin reaktor (psia) 2500

Tekanan desain, sisi uap (psia) 1200

Tekanan desain, primer ke sekunder (psi) 1600

Suhu desain, sisi pendingin reaktor (°F) 650

Suhu desain, sisi uap (°F) 600

Data U/G, MWt/unit 1707,5

Total luas permukaan perpindahan panas (ft2) 123,538

Tekanan outlet nozel uap, psia 836

Maksimum carryover moisture (% berat) 0,25

Suhu tanpa beban, °F 557

Suhu air umpan, °F 440



ISSN 1979-1208 160

Jumlah tube per unit 10,025

Diameter tube bagian luar, inci 0,688

Ketebalan dinding tube, inci 0,040

Jarak tube, inci 0,980 (triangular)

e. Desain Konseptual Pompa Pendingin

Pompa pendingin reaktor didesain mempunyai kelembaman tinggi, keandalan tinggi dan

perawatan yang rendah. Pompa mensirkulasi pendingin reaktor melalui bejana reaktor, pipa

loop dan pembangkit uap. Pompa terintegrasi dengan head channel generator uap. Integrasi

dengan head channel mengeliminasi cross-over leg dari pipa loop pendingin, mengurangi

penurunan tekanan loop, menyederhanakan sistem penyangga generator uap, pompa dan

perpipaan, serta mengurangi potensi pembongkaran teras karena tidak perlunya pembersihan

seal loop selama kehilangan sejumlah kecil pendingin.

Desain konseptutal PWR kelas 1000 menggunakan empat pompa. Dua pompa dikopel

dengan masing-masing pembangkit uap. Masing-masing tipe pompa adalah vertikal, pompa

sentrifugal single-stage, yang didesain untuk tekanan dan temperatur tinggi. Impeller utama yang

berdempet dengan poros rotor motor penggerak adalah motor induksi elektrik. Ukuran motor

pompa diminimumkan dengan pengatur frekwensi untuk mengendalikan kecepatan guna

mengurangi daya motor yang diperlukan untuk menghidupkan pompa pada kondisi dingin.

Untuk memberikan kelembaman rotasi, roda gila bimetal dipasang pada poros pompa.

Casing pompa dan shell stator memberikan suatu barrier terhadap lingkungan jika ada

pelepasan pendingin reaktor dan material-material radioaktif lain. Pompa pendingin reaktor

menyediakan aliran pendingin teras dengan kecepatan yang memadai untuk perpindahan

panas guna menjaga departure from nucleate boiling ratio (DNBR) lebih besar daripada batas yang

ditetapkan dalam analisis keselamatan. Nilai-nilai desain konseptual pompa pendingin reaktor

diperlihatkan dalam Tabel 4 .

Tabel 4. Desain Konseptual Pompa Pendingin Reaktor[6]

Paramater Desain

Tipe Pompa Pendingin reaktor Tanpa Seal

Jumlah Pompa Pendingin Reaktor, bh 4

Daya Motor , hp 7300

Daya pompa efektif, pendingin, MW 15

Tekanan desain (psia) 2500

Temperatur desain (oF) 650

Perkiraan tinggi total unit (ft) 22

Laju air pendingin komponen (gpm) 600

Temperatur masuk maksimum air pendingin komponen (oF) 95

Perkiraan total berat kering motor dan selubung (casing) (lb) 200

Laju alir desain pompa (gpm) 78,750

Head yang dihasilkan (ft) 365

Diameter dalam nozzle keluaran pompa (inci) 22

Diameter dalam nozzle masukan pompa (inci) 26

Kecepatan (rpm) 1800



ISSN 1979-1208 161

Tipe motor Squirrel charge induction

Tegangan (Volt) 6900

Fase 3

Frekuensi (Hz) 60

Beban/Current (amp)

Starting

Masukan nominal, pendingin reaktor dingin

Variable

Variable

Momen inersia rotor pompa/motor minimum yang dibutuhkan Cukup untuk aliran countdown

3. HASIL DAN PEMBAHASAN Desain konseptual bejana tekan seperti terlihat dalam Gambar 2, mengacu pada desain

AP1000 2-loop, Westinghouse, USA. Bejana tekan reaktor merupakan boundary tekanan dengan

integritas tinggi terhadap pendingin reaktor, teras reaktor penghasil panas dan produk fisi

bahan bakar. Sistem pendingin reaktor terdiri dari dua sirkuit transfer panas, masing-masing

terdiri dari satu generator uap, dua pompa pendingin reaktor, satu hot leg dan dua cold leg

untuk sirkulasi pendingin reaktor. Selain itu sistem juga terdiri dari pressurizer, interkoneksi

perpipaan, katup dan instrumentasi untuk kontrol operasi dan aktuasi safeguard. Semua

peralatan sitem pendingin reaktor tersebut dilokasikan di pengungkung reaktor.

Selama operasi, pompa pendingin reaktor mensirkulasi air bertekanan melalui bejana

tekan ke generator uap. Air ini merupakan pendingin, moderator dan solven asam borat,

kemudian mengambil panas diteras reaktor. Air tersebut selanjutnya ditransportasi ke generator

uap dimana panas tersebut ditransfer ke sistem tersebut. Setelah mentransfer panas, air tersebut

dikembalikan lagi ke bejana tekan oleh pompa untuk di ulang proses tersebut. Di dalam

generator uap, panas yang ditransfer diserap oleh air pendingin dan selanjutnya air tersebut

diuapkan. Laju alir air umpan yang masuk ke generator uap dapat dihitung sebagai berikut :

Gambar 5. Sistem Sirkulasi Pendingin Reaktor PWR 1000

Pada Fluida Panas (Hot Leg)[6] :

T1 = 610 oF T2 = 537,2 oF

ρ = 44 lb/ft3 Phl = 2248 psi g

Cp = 1,37 Btu/lb.oF

Dimana :

T1 : Temperatur air pendingin keluar reaktor

T2 : Temperatur air pendingin masuk reaktor

ρ : Densitas air pendingin pada temperatur 610 oF

Cp : Kapasitas panas air pendingin pada 610 oF



ISSN 1979-1208 162

Phl : Tekanan air pendingin dalam saluran pipa panas

WT (laju alir hot leg) = 177645 gpm (gallon/menit)

= 177645 x 60 x 0,133681 = 1424865,6747 ft3/jam

Jadi : WT = 1424865,6747 ft3/h x 44 lb/ft3 = 62694089,69 lb/jam

Kalor Lepas, QL = WT.Cp.( T1- T2) = 62694089,69 x 1,37 x (610 – 537,2)

= 6,3 x 10 9 Btu/jam

Pada Fluida Dingin (Generator uap) :

t1 = 440 oF t2 = 600 oF

Pfd = 1200 psi a Wt = m lb/jam

Dimana :

t1 : Temperatur air umpan masuk generator uap

t2 : Temperatur uap kering keluar generator uap

Pfd : Tekanan air umpan masuk generator uap

Wt : Laju alir air umpan masuk generator uap

Di dalam generator uap, air mengalami perubahan fase yaitu dari cair ke uap, sehingga akan

mengalami tiga proses :

1. Proses pemanasan awal: sampai titik didih pada P = 1200 psia, dan cairan mendidih pada

td = 567 oF, Cp = 1,34 Btu/lb.oF

Qp = Wt.Cp.( t2- t1) = m x 1,34 x ( 567 – 440 )

Qp = 170,18 m Btu/jam

2. Proses penguapan pada T tetap (isothermal), td = 567 oF, Panas penguapan, hd = 632,3 Btu/lb

Qd = Wt . hd = 632,3 m Btu/jam

3. Proses pemanasan uap sampai tv = 600 oF, Cpv = 0,72 Btu/lb.oF

Qv = Wt . Cpv . ( tv – td ) = m x 0,72 x ( 600 – 567 )

Qv = 23,76 m Btu/jam

Kalor Serap Total, Qs = 170,18 m + 632,3 m + 23,76 m

Qs = 826,24 m Btu/jam

Neraca Panas :

Kalor Lepas = Kalor Serap

6.3 x 10 9 = 826,24 m

m = 24,826

103,6 9x = 7,62 x 106 lb/jam

Jadi laju alir air umpan per generator uap adalah 7,62 x 106 lb/jam, sehingga untuk 2 generator

uap adalah 15,24 x 106 lb/jam.

Desain konseptual pressurizer didasarkan pada teknologi yang proven, dimana

kombinasi volume air jenuh dan volume ekspansi uap mampu memberikan respon tekanan

yang diinginkan. Air dan steam dijaga dalam kesetimbangan dengan aktivasi heater elektrik

atau spray air atau keduanya. Steam dibentuk oleh heater dan dikondensasikan oleh spray air

untuk mengontrol variasi tekanan karena ekspansi atau kontraksi dari pendingin reaktor. Katup

pengaman memberikan proteksi tekanan-lebih untuk sistem pendingin reaktor, yang mana

katup ini diinstal di atasnya dan dikoneksikan ke pressurizer. Keluaran katup menuju atmosfer

pengungkung. Tiga stage dari katup pengurang tekanan otomatis juga dikoneksikan ke



ISSN 1979-1208 163

pressurizer. Akumulasi gas-gas dalam pressurizer dihilangkan dari katup pengurang tekanan

stage pertama jika terjadi kecelakaan. Pengeluaran gas-gas dari pressurizer dengan menggunakan

katup pengurang tekanan otomatik tidak diperlukan pada keadaan rutin yang normal dan

kejadian dengan frekwensi yang sedang. Empat stage dari katup pengurang tekanan otomatis

dikoneksikan ke hot leg masing-masing pendingin reaktor dan keluarannya menuju atmosfer

pengungkung.

Penggunaan paduan nickel-chromium-iron dalam boundary tekanan pendingin reaktor

dibatasi, yaitu alloy 690, atau digabung dengan pengelasan logam alloy 52 dan 152. Seperti

disebutkan bahwa tube generator uap menggunakan alloy 690 yang merupakan paduan nickel-

chromium-iron. Alloy ini digunakan karena ketahanan korosi yang tinggi dan juga koefisen

thermal ekspansinya. Bagian yang berkaitan dengan nonsafety-related seperti sistem kontrol

kimia dan volume dikonstruksi dengan material tahan korosi seperti stainless steel tipe 304 atau

tipe 316. Material-material tersebut cocok dengan pendingin reaktor. Parameter desain

konseptual dari pressurizer, generator uap dan pompa pendingin diperlihatkan dalam Tabel 2,

3 dan 4, yang mana memperlihatkan desain sistem nominal dan parameter operasi adalah pada

kondisi steady-state normal. Parameter tersebut didasarkan pada perkiraan kondisi yang paling

baik pada kondisi daya penuh nominal[6].

4. KESIMPULAN Bejana tekan reaktor merupakan boundary tekanan dengan integritas tinggi terhadap

pendingin reaktor, teras reaktor penghasil panas dan produk fisi bahan bakar. Sistem pendingin

reaktor terdiri dari dua sirkuit transfer panas, masing-masing terdiri dari satu generator uap,

dua pompa pendingin reaktor, satu hot leg dan dua cold leg untuk sirkulasi pendingin reaktor,

pressurizer, interkoneksi perpipaan, katup dan instrumentasi untuk kontrol operasi dan aktuasi

safeguard. Semua peralatan sitem pendingin reaktor tersebut dilokasikan di pengungkung

reaktor. Dimensi bejana tekan reaktor bertekanan 2485 psia, temperatur 650oF mencapai tebal

8,44 inci (termasuk kelongsong) dan tinggi 480,65 inci. Desain konseptual ini dibuat memenuhi

persyaratan ASME Code Section III. Bejana tekan reaktor terbuat dari paduan baja karbon yang

didalamnya terdapat dinding pemisah antara fluida pendingin yang masuk kedalam dinding

reaktor dengan fluida pada teras reaktor, dan laju alir air umpan adalah 7,62 x 106 lb/jam setiap

generator uap. Pressurizer berfungsi menjaga tekanan sistem selama operasi dan membatasi

transient tekanan. Selama pengurangan atau peningkatan beban instalasi, pressurizer

mengakomodasi perubahan volume dalam pendingin reaktor. Perpipaan menggunakan pipa

hot leg dan pipa cold leg, dengan diameter bagian dalam masing-masing 31-inci dan 22-inci.

Desain konseptual generator uap berbentuk tabung vertikal dan U-tube dengan peralatan

pemisah moisture yang terintegrasi, menggunakan paduan nickel-chromium-iron 690 untuk

tube, penyangga pemisah anti vibrasi, pemisah single-tier, peningkatan fitur perawatan dan

desain head channel sisi primer. PWR kelas 1000 menggunakan empat pompa yang didesain

untuk tekanan 2500 psia dan temperatur 650oF.

DAFTAR PUSTAKA

[1]. ARNOLD, Y., ” Rencana Umum Ketenagalistrikan dan Peran Energi Nuklir di Bidang

Kelistrikan di Indonesia”, The BATAN-JAEA Training Course on Water Chemistry of

Nuclear Reactor System III, Serpong, November 2006.



ISSN 1979-1208 164

[2]. IAEA, “International Status and Prospects of Nuclear Power”, 2010 Edition, IAEA, 2011. [3]. PURWADI, M.D., “Desain Konseptual Sistem Reaktor Daya Maju Kogenerasi Berbasis RGTT”,

Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir – BATAN, 2010.

[4]. ANONIMOUS, “The Westinghouse AP1000 Advanced Nuclear Plant, Plant Description” ,

Westinghouse Electric Co., LLC, Copyright © 2003.

[5]. RICHARD, W. B., “ASME Boiler and Pressure Vessel Code with Addenda an International

Code”, Setting the Standard in Design, Engineering and Care, 2010.

[6]. ANONIMOUS, http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0715/ML071580904.pdf, AP1000 Design

Control Document, “Reactor Coolant System And Connected Systems”, Revision 16, diakses

3 Mei 2010.

[7]. ANONIMOUS,« US-APWR Design Description”, Mitsubishi Heavy Industries, Ltd., 2006.

[8]. RAGHEB, M., ”Pressurized Water Reactor”, Chapter 2, January, 2012.

DISKUSI

1. Pertanyaan dari Sdr. Hadi Suntoko (PPEN-BATAN)

a. Apakah di Indonesia akan menggunakan reaktor PWR kelas 1000 MW?

b. Dengan adanya kerusakan PLTN di Fukushima dengan tipe yang tidak sama tetapi

terkait dengan sistem pendingin reaktor, apakah desain konsep sistem pendingin

masih sama atau ada inovasi yang baru?

c. Apa syarat ASME code seksi III pada desain konsep bejana tekan dan sistem

pendingin?

Jawaban:

a. Saat ini belum diputuskan kapan PLTN akan dibangun dan reaktor jenis apa yang

akan digunakan.

b. Desain konsep sistem pendingin reaktor PWR ini berbeda dengan desainPLTN di

Fukushima. Fukushima Daiichi menggunakan BWR generasi pertama yang masih

menggunakan sistem pompa pendingin yang tergantung pada pasokan listrik.

PWR menggunakan 2 (dua) siklus pendingin. Siklus pertaman diberi tekanan

tinggi untuk menghindari pendidihan air pendingin dalam reaktor dan siklus

kedua untuk sistem konversi energi.

c. Desain konseptual bejana tekan dan sistem pendingin memenuhi persyaratan

ASME code seksi III. ASME code seksi III menyediakan batasan material, desain,

fabrikasi, examination, inspection, testing, sertifikasi, dan relief tekanan untuk

aplikasi reaktor nuklir.

http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0715/ML071580904.pdf

desain konseptual bejana tekan dan -...

Documents