ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR TRIGA 2000 UNTUK KEJADIAN KECELAKAAN KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN DENGAN PAKET PROGRAM CATHENA Susyadi, Anhar R. Antariksawan, D.T. Sony Tjahyani, Giarno

ABSTRAK
ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR TRIGA2000 UNTUK KEJADIAN
KECELAKAANKEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN DENGAN PAKET PROGRAM CATHENA. Telah dilakukan analisis keselamatan reaktor TRIGA 2000 untuk kejadian kecelakaan kehilangan aliran pendingin dengan program CATHENA. Skenario yang diasumsikan terjadi adalah adanya kerusakan pada pompa primer yang menyebabkan terjadinya penguncian rotor(rotor locked) sehingga aliran primer menjadi terhenti secara tiba tiba. Dalam perhitungannya, sistem reaktor TRIGA2000 dimodelkan kedalam model model generik yang ada di CATHENA yang antara lain terdiri atas 47 model PIPE, 2 model VOLUME, 1 model HEAT EXCHANGER, 4 model JUNCTION RESISTANCE, dan 2 model GENHTP. Aliran fluida teras dimodelkan dengan menggunakan model FLOW B.C. dengan mengeset laju alir kondisi tunaknya sebesar 49,7 kg/s. Bagian terasdimodelkan menjadi tiga bagian yakni bagian kanal panas (hot channel), bagian kanal rata-rata(average channel) dan bagian kanal dingin. Besarnya faktor daya radial yang dipakai untuk menentukan kanal panas adalah 1,7. Untuk bagian pembuangan panas ke sisi sekunder, dipakai koefisien perpindahan panas sebesar 5455,5 W/m 2 .K. Dari hasil perhitungan, terlihat bahwa untuk kondisi tunak, temperatur air masukan dan keluaran kolam reaktor adalah sebesar 32,76 oC dan 42,43 oC. Sedangkan pada bagian teras diperoleh nilai temperatur pusat bahan bakar pada kanal panasnya adalah 693,85 oC. Pada kanal panas tersebut fluida mengalir dengan kecepatan 0,197 kg/detik dengan temperatur outlet nya sebesar 73,92 o C. Setelah kondisi tunak tercapai, simulasi perhitungan dilanjutkan untuk kondisi tak tunak. Perhitungan transien dilakukan dengan mengeset nilai laju alir pompa menjadi nol. Dengan menerapkan kriteria single failure, maka dianggap sinyal trip dari terhentinya pompa tidak efektif menyebabkan reaktor scram. Akibat terhentinya laju alir ini, maka pembuangan panas ke sisi sekunder terhenti sehingga temperatur curah kolam meningkat secara perlahan lahan. Saat temperatur mencapai 49 oC, sinyal trip kembali dikirim. Sinyal trip ini kemudian menyebabkan reaktor scram. Setelah reaktor scram, reaktor masih memberikan panas yang diakibatkan oleh adanya panas peluruhan. Dari hasil perhitungan terlihat bahwa meskipun aliran pompa utama tidak ada, panas dari teras tidaklah menyebabkan kerusakan integritas bahan bakar karena temperatur maksimum pusat bahan bakar dan kelongsongnya masih dibawah batasan desain selama transien berlangsung.
ABSTRACT
SAFETY ANALYSIS OF TRIGA 2000 REACTOR FOR LOSS OF FLOW ACCIDENT EVENT USING CATHENA COMPUTER CODE. Loss of flow accident analysis of the TRIGA 2000 research reactor has been performed using CATHENA computer code. The scenario assumed that the main pump rotor was locked so that primary coolant flow suddenly stopped. In analysing the accident, the reactor was modeled using generic models available in CATHENA such as PIPE, VOLUME, HEAT EXCHANGER, JUNCTION RESISTANCE and GENHTP models. The fluid flow in the system was controlled by FLOW B.C. model and was set to 49.7 kg/s for steady state condition. The core of the reactor was splitted up into three channels, i.e; hot channel, average channel and cold channel. The radial peacking factor for the hot channel was 1.7. In the heatsink, the code used HEAT EXCHANGER model and the heat transfer coeficient was set to 5455.5 W/m 2 C. From the calculation, it could be seen that during steady state the inlet and outlet of the pool temperatur were 32.76 C and 42.43 C. Meanwhile the maximum fuel temperatur was 693.85 C. After the steady state achieved, the calculation was continued by executing the transientof the accident. This simulation was started by stopping the primary coolant fluid flow. Applying single failure criteria, it was assumed that the reactor was not tripped due to the pump failure signal. Because of this loss of flow, then the core was cooled by natural convection and the pool temperatur slowly increased and reached 49 C. At this temperatur the reactor tripped. The
Prosiding Presentasi Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir IX 49 ISSN No. 1410-0533
simulation showed that the maximum fuel and cladding temperatur during transient were 694.12 C. and 173.40 C, which are still below their design limits. From these facts we can conclude that during the loss of flow accident, the fuel element of TRIGA2000 reactor does not loose its integrity and is in safe condition.