ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG DENGAN PAKET PROGRAM CATHENA UNTUK KEJADIAN KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN (Julwan H.P., Anhar R. Antariksawan, D.T. Sony Tjahyani, Giarno)

ABSTRAK
ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR TRIGA 2000BANDUNG DENGAN PAKET
PROGRAM CATHENA UNTUK KEJADIAN KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN. Telah dilakukan analisis keselamatan Reaktor TRIGA 2000 Bandung untuk kecelakaan kehilangan pendingin sistem primer. Tujuan analisis adalah untuk melihat karakteristik termohidrolika reaktor TRIGA 2000 untuk kecelakaan kehilangan pendingin yang disebabkan oleh karena pipa sistem primer pecah. Analisis keselamatan ini dilakukan dengan menggunakan paket program CATHENA yang dibuat oleh Atomic Energy of Canada Limited (AECL). Posisi pipa pecah disimulasikan terjadi pada pipa keluaran heat exchanger. Posisi ini merupakan posisi pipa terendah dari sistem primer reaktor Triga 2000 sehingga dapat diasumsikan akan memberikan kondisi kecelakaan terparah. Luasan pipa bocor disimulasikan sebesar 20% dari luas penampang pipa dan terjadi setelah kondisi tunak dicapai. Sinyal ketinggian air dalam tangki reaktor dipakai sebagai pemicu pompa dan reaktor trip. Apabila level permukaan air pendingin dalam tangki reaktor telah berkurang sebesar 50 cm diukur dari permukaan air pada kondisi normal, pompa dan reaktor segera trip. Pipa pecah dimodelkan dengan menggunakan model discharge yang telah disediakan dalam CATHENA dan dikendalikan dengan menggunakan System Control. Akibat berkurangnya volume air pendingin darisistem primer, proses perpindahan panas dari sistem primer ke sistem sekunder akan mengalami gangguan. Ini dapat dilihat dari meningkatnya temperatur bahan bakar dan kelongsong. Setelah level permukaan air tangki reaktor telah turun 50 cm, pompa segera trip sehingga aliran kebocoran bisa diperlambat dan reaktor shut down sehingga proses pembangkitan panas dalam teras reaktor menjadi terhenti. Namun pembangkitan panas peluruhan masih tetap disimulasikan untuk melihat proses pendinginan yang terjadi dalam reaktor. Hasil simulasi menunjukkan bahwa kebocoran yang terjadi pada pipa sistem primer tidak sampai mengakibatkan terjadinya kerusakan terhadap integritas teras reaktor. Ini disebabkan karena temperatur maksimum bahan bakar dan kelongsong masih berada di bawah temperatur disainnya.
ABSTRACT
SAFETY ANALYSIS OF BANDUNG TRIGA 2000 REACTOR USING CATHENA COMPUTER CODE FOR LOSS OF COOLANT ACCIDENT. Safety analysis of Bandung TRIGA 2000 Reactor for loss of coolant accident of its primary system has been completed. The goal of the analysis is to oversee the thermohydraulic characteristics of TRIGA 2000 Reactor in the accident of primary system pipe rupture. This safety analysis is accomplished using CATHENA computer code produced by Atomic Energy of Canada Limited (AECL). The location of the break is simulated at the adjacent pipe to the heat exchanger outflow. This location is the lowest pipe position of the primary system of TRIGA 2000 reactor therefore it can be assumed that the accident will be result in the worst condition. The rupture area is set at 20% of the cross section area and occurred after the steady state condition has been achieved. Water lavel within the reactor vessel will be used as the inisiator to signal the pump and reactor trip. If the water level decrease up to 50 cm from the normal level, the pump trips and the reactor shut downs. The break is modelled using the generic model provided by CATHENA computer code, that is a discharge model, and is managed using System Control model. Due to the decrease of the coolant water volume from primary system, the heat transfer process to the secondary system from the primary system is disturbed. This can be seen through the increase of the fuel temperature and the cladding temperature. As soon as the water level within the reactor vessel decrease of about 50 cm, the pump trips so the flow through the break will slow down and reactor shuts down so heat generation within the reactor is stop. However, the decay heat generation is still simulated to oversee the cooling process in the reactor. The simulation results show that the break can not damage the reactor core integrity. This is because the maximum temperature of the fuel and the cladding is still far below its design temperature.