ANALISIS PENDINGINAN SIRKULASI ALAM PADA TERAS DAN KOLAM PENYIMPANAN BAHAN BAKAR BEKAS PWR-1000

ABSTRAK
ANALISIS PENDINGINAN SIRKULASI ALAM PADA TERAS DAN KOLAM
PENYIMPANAN BAHAN BAKAR BEKAS PWR-1000. Telah dilakukan suatu analisis
termohidrolika sirkulasi alam kondisi tunak pada teras dan kolam penyimpanan sementara bahan
bakar PLTN PWR-1000. Dengan merujuk pada kecelakaan Fukushima, maka suatu analisis perlu
dilakukan untuk mengetahui kemampuan pendinginan sirkulasi alam kondisi steady state teras
PWR-1000 setelah beroperasi 1 tahun dan shutdown dalam waktu 0,1 detik. Analisis dilakukan
dengan tahapan menghitung panas sisa dari perangkat bahan bakar, dan menghitung distribusi suhu
pendingin dan bahan bakar dengan kode COBRA-EN. Selain itu, analisis ini juga untuk mengetahui
kemampuan pendinginan sirkulasi alam kondisi steady state pada kolam penyimpanan bahan bakar
bekas setelah bahan bakar digunakan dalam operasi reaktor selama 1 tahun dan shutdown selama 10
hari, dilakukan dengan kode COOLOD-N2. Hasil perhitungan pada pendingin sirkulasi alam
tekanan tinggi 15 MPa pada kanal teras menunjukkan bahwa panas rerata peluruhan setelah
shutdown 0,1 detik masih sebesar 236,28 MW. Peluruhan panas dengan pendinginan sirkulasi alam
menghasilkan suhu saturasi pendingin 342,82o
C, suhu keluaran pendingin sebesar 342,82o
C, suhu
maksimum kelongsong 343,65o
C dan suhu maksimum meat di tengah bahan bakar sebesar
375,45o
C. Selanjutnya telah terjadi pendidihan sepanjang bahan bakar 1,39 m atau 38,1% ujung
bagian atas rod bahan bakar. Adapun hasil perhitungan pada pendinginan sirkulasi alam pada kolam
penyimpanan bahan bakar setelah bahan bakar digunakan dalam operasi reaktor selama 1 tahun dan
shutdown selama 10 hari, menunjukkan bahwa panas peluruhan sebesar 8,36 MW tidak mampu
didinginkan dengan pendinginan sirkulasi alam, dan terjadi pendidihan sepanjang 75 – 80% panjang
rod bahan bakar. Kedua hasil analisis tersebut merekomendasikan bahwa setelah reaktor shutdown
maka pendinginan perangkat bahan bakar di dalam teras maupun di dalam kolam penyimpanan
sementara bahan bakar harus dilakukan secara konveksi paksa untuk menghindari terjadinya
pendidihan
Kata kunci: Sirkulasi alam teras, COBRA-EN, kolam penyimpanan bahan bakar, COOLOD-N2,
PWR-1000.
ABSTRACT
NATURAL CIRCULATION COOLING ANALYSIS IN PWR-1000’S CORE AND SPENT FUEL
STORAGE. The analysis of natural circulation cooling in PWR-1000’s core and spent fuel storage
was done. Refering to Fukushima accident, an analysis is required for knowing the capability of
natural circulation cooling in steady state condition of PWR-1000 core after operated 1 year and
shutdown in 0.1 second. The analysis was done using step calculate the decay heat from fuel
assemblies, and calculate the meat and coolant temperature distribution using COBRA-EN code.
Furthermore, the analys is also for knowing the capability of natural circulation in steady state
condition of fuel storage after fuel has been used in reactor operation for 1 year and shutdown time
for 10 days, using COOLOD-N2 code. The calculation result of natural circulation with high
pressure of 15 MPa in core channel showed that averaged decay heat is still 236.28 MW after
shutdown 0.1 second. Decay heat with natural circulation resulted that the coolant saturation
temperature is 342.82 oC, coolant outlet temperature is 342.82o
C, cladding maximum temperature is
343.65 oC, and meat maximum temperature in the middle fuel is 375.45 oC. Furthermore boiling was
occured for fuel length of 1.39 m or 38.1% on upper side of fuel rod. The calculation result for fuel
storage after fuel has been used in reactor operation for 1 year and shutdown time for 10 day,
showed that decay heat of 8.36 MW can not be cooled by natural circulation and boiling will be
happened for 75-80% fuel rod length. Both analysis results recommend that the fuel cooling either in
core or in fuel storage must be done by forced convection after reactor shutdown, to avoid boiling.
Keywords: Core natural circulation, COBRA-EN, spent fuel storage, COOLOD-N2, PWR-1000.