ANALISIS KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP DI DALAM PENGUNGKUNG PADA PWR

ABSTRAK
ANALISIS KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP DI DALAM PENGUNGKUNG PADA
PWR. Telah dilakukan analisis kecelakaan putusnya jalur uap pada PLTN jenis PWR dengan menggunakan
paket program RELAP/SCDAP/Mod342. Analisis kecelakaan penting dilakukan karena merupakan salah
satu substansi penting dalam Laporan Analisis Keselamatan (LAK) sebelum suatu PLTN dibangun dalam
rangka pengkajian keselamatan fasilitas reaktor. Tujuan analisis adalah untuk mengetahui karakteristika
sekuensi kecelakaan dan perubahan parameter penting bagi keselamatan. PWR typical Jepang dengan daya
11160 MWe digunakan sebagai referensi. Satu pipa uap utama yang berada di salah satu untai sekunder
diasumsikan putus menjadi dua dengan lokasi di dalam pengungkung (containment). Asumsi yang digunakan
adalah semua katup isolasi uap utama gagal menutup setelah kejadian. Hasil penting yang diperoleh antara
lain adalah bahwa pendinginan sistem primer hanya mengakibatkan sedikit kenaikan reaktivitas teras.
Selain itu kontraksi sistem primer mengakibatkan penurunan level air hingga di bawah bagian atas bejana
tekan dan terbentuknya voids di kanal bahan bakar yang kemudian menghilang setelah bertambahnya suplai
air dari injeksi keselamatan (ECCS). Selain itu terjadi kenaikan tekanan pengungkung hingga melebihi
tekanan desain yang menunjukkan pentingnya sistem pendinginan pengungkung. Dengan demikian pengaruh
putusnya jalur uap di dalam pengungkung lebih terlihat pada keselamatan pengungkung
Kata kunci: Putusnya jalur uap, dalam pengungkung, RELAP5/SCDAP/Mod3.4
ABSTRACT
ANALYSIS OF MAIN STEAM LINE BREAK ACCIDENT INSIDE CONTAINMENT ON PWR.
An analysis of main steam line break (MSLB) accident on PWR using RELAP/SCDAP/Mod3.4 code has been
done. Accident analysis is important to be performed because it is contained in the Safety Analysis Report
(SAR) before the nuclear power plant construction for assessing the safety of reactor facility. The purposes of
analysis are to know the accident sequence characteristics and any parameter changes important for safety.
A typical Japanese PWR with 1160 MWe output is used as reference. One main steam pipe located at one
loop inside the containment is assumed to experience a double-ended steam pipe break. Analysis is
performed by assuming all MSIVs are failed to close. The results show that the core cooldown only causes a
little increase of core reactivity. The contraction of primary system also causes a decrease of pressurizer
water level down to the upper dome of reactor vessel and voids at core channel, which is disappeared along
with the safety injection from ECCS. Beside that, there is an increase of containmenet pressure up to the
design pressure, which shown the importance of containment cooling system. Therefore, the effect of main
steam line break is more significant on the safety of containment.
Keywords: Main steam line break, inside containment, RELAP5/SCDAP/Mod3.4