ANALISIS TEGANGAN PIPA COLD LEG PADA SISTEM PENDINGIN PRIMER REAKTOR TIPE PWR

ABSTRAK
ANALISIS TEGANGAN PIPA COLD LEG PADA SISTEM PENDINGIN PRIMER
REAKTOR TIPE PWR. Pipa cold leg adalah bagian sistem perpipaan pendingin primer yang
mempunyai fungsi sangat penting terkait prinsip yang mendasar dari keselamatan reaktor. Kerusakan
yang terjadi dapat menyebabkan berhentinya operasi reaktor bahkan bencana. Maka evaluasi
terhadap integritas struktur dan keandalan komponen pipa cold leg pada saat kondisi operasi harus
dilakukan sebagai jaminan terhadap keamanan sistem keselamatan reaktor. Tujuan penelitian ini
adalah untuk mendapatkan nilai tingkat keamanan pipa cold leg saat beroperasi pada kondisi desain,
operasi normal dan kondisi gempa. Metodologi yang digunakan adalah melakukan perhitungan
analisa tegangan berbasis metode elemen hingga menggunakan perangkat lunak PATRAN. Tahapan
yang dilakukan adalah membuat model, memasukkan parameter pembebanan, menghitung nilai
tegangan intensitas untuk kemudian dibandingkan dengan nilai tegangan yang diizinkan sesuai
standar ASME section III. Dari hasil perhitungan diperoleh nilai tegangan intensitas maksimum
sebesar 30,8 Ksi pada kondisi operasi desain. Nilai ini masih dibawah tegangan intensitas yang
diizinkan yaitu sebesar 36,6 Ksi. Nilai rasio tegangan maksimum hasil perhitungan terhadap
tegangan yang diizinkan adalah 84,3%. Dari hasil perhitungan dapat disimpulkan bahwa tingkat
keamanan dan integritas struktur komponen pipa cold leg untuk kondisi operasi normal masih dalam
batas aman.
Kata kunci: Cold leg, Sistem Pendingin Primer, Metode Elemen Hingga, Analisis Tegangan.
ABSTRACT
STRESS ANALYSIS OF COLD LEG PIPE IN PWR PRIMARY COOLING SYSTEM. Cold leg
pipe functions in primary cooling system are very important related to safety principle of nuclear
reactor. The breaks of cold leg pipe could be impact to reactor shutdown and even to be a disaster.
That is the reason of structural integrity and reliability evaluation in normal condition should be
done to guarantee the safe level of reactor safety system. The aim of this research is to get the safety
level value of cold leg under design condition, normal operation, and seismic response. The
methodology for doing stress analysis is carried out by using computer code base on finite element
method PATRAN. The steps are constructing the finite element model, loading input conditions
parameter, and accounting the value of stress intensity to compare with allowable stress in ASME
code section III. The obtained maximum stress intensity is 30,8 Ksi on design condition which is still
below of the allowed stress intensity of 36.6 Ksi. Maximum stress ratio between the counting value
and allowed stress is 84.3%. From these results, we can conclude that the safety level of integrity
and reliability structure of cold leg pipe is still under the safety level.
Keywords: Cold leg, Reactor Cooling System, Finite Element Method, Stress Analysis