Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional ISSN 1979-1208 153 DESAIN KONSEPTUAL BEJANA TEKAN DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR PWR KELAS 1000 MWe Siti Alimah*, Mairing M.P ** * Pusat Pengembangan Energi Nuklir (PPEN)-BATAN ** Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir (PRPN)-BATAN Jl. Kuningan Barat, Mampang Prapatan, Jakarta Selatan, 12710 Phone/ Fax : (021) 5204243, E-mail : [email protected]ABSTRAK DESAIN KONSEPTUAL BEJANA TEKAN DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR PWR KELAS 1000 MWe. Telah dilakukan kajian desain konseptual bejana tekan dan sistem pendingin reaktor yang terdiri dari bejana tekan reaktor tunggal, perpipaan, generator uap, pressurizer, dan pompa pendingin. Desain konseptual ini memenuhi persyaratan ASME Code Seksi III. Metode yang digunakan dalam studi ini adalah pengumpulan data sekunder dan dilakukan penghitungan laju alir fluida untuk mengambil panas pendingin reaktor. Hasil studi menunjukkan laju alir 7,62 x 10 6 lb/jam setiap generator uap. Bejana tekan reaktor terbuat dari paduan baja karbon yang di dalamnya terdapat dinding pemisah antara fluida pendingin yang masuk ke dalam dinding reaktor dengan fluida pada teras reaktor. Pressurizer berfungsi menjaga tekanan sistem selama operasi dan membatasi transien tekanan. Selama pengurangan atau peningkatan beban instalasi, pressurizer mengakomodasi perubahan volume dalam pendingin reaktor. Perpipaan menggunakan pipa hot leg dan pipa cold leg, dengan diameter bagian dalam masing-masing 31-inci dan 22-inci. Generator uap menggunakan paduan nickel-chromium-iron 690 untuk tube dan penyangga pemisah anti vibrasi. Desain PWR kelas 1000 menggunakan empat pompa dengan tipe sentrifugal single-stage vertikal, yang mempunyai kelembaman tinggi, keandalan tinggi dan perawatan yang rendah, dengan dua pompa dikopel pada masing-masing pembangkit uap. Kata Kunci : Desain Konseptual, Bejana Tekan, Sistem Pendingin Reaktor, PLTN, PWR. ABSTRACT CONCEPTUAL DESIGN OF PRESSURE VESSEL AND REACTOR COOLING SYSTEMS FOR CLASS 1000 MWe PWR. Conceptual design of pressure vessel and reactor cooling systems studys has been carried out, consists of a single reactor pressure vessels, piping system, steam generator, pressurizer and cooling pump. Conceptual design is created to meet the requirements of ASME Code Section III. Method is used in this study collecting secondary data and calculation of fluid flow to take heat of reactor coolant. Study results showed that flow of 7.62 x 10 6 lb/h per steam generator. Reactor pressure vessel made of carbon steel alloy in which there is a wall of separation between the cooling fluid enters the reactor wall with fluid in the reactor core. Pressurizer serves to maintain system pressure during operation and limit the pressure transient. During the installation of a reduction or increase in expenses, pressurizer accommodate the volume changes in the reactor coolant. Piping using the hot leg pipe and cold leg pipe, with the inner diameter of each 31-inch and 22-inch. The steam generator using alloy of nickel-chromium- iron 690 for the tube and anti-vibration separation buffer. 1000 class PWR design uses four types of centrifugal pumps with vertical single-stage, which has a high inertia, high reliability and low maintenance, with two pumps coupled to each steam generator. Keywords: Conceptual Design, Pressure Vessel Reactor, Reactor Coolant System, NPP, PWR.
12
Embed
DESAIN KONSEPTUAL BEJANA TEKAN DAN - digilib.batan.go.iddigilib.batan.go.id/ppin/katalog/file/1979-1208-2012-153_A17_SITI...Pressurizer berfungsi menjaga tekanan sistem selama operasi
This document is posted to help you gain knowledge. Please leave a comment to let me know what you think about it! Share it to your friends and learn new things together.
Transcript
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir
Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN 1979-1208 153
DESAIN KONSEPTUAL BEJANA TEKAN DAN
SISTEM PENDINGIN REAKTOR PWR KELAS 1000 MWe
Siti Alimah*, Mairing M.P **
* Pusat Pengembangan Energi Nuklir (PPEN)-BATAN
** Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir (PRPN)-BATAN
Jl. Kuningan Barat, Mampang Prapatan, Jakarta Selatan, 12710
Temperatur masuk maksimum air pendingin komponen (oF) 95
Perkiraan total berat kering motor dan selubung (casing) (lb) 200
Laju alir desain pompa (gpm) 78,750
Head yang dihasilkan (ft) 365
Diameter dalam nozzle keluaran pompa (inci) 22
Diameter dalam nozzle masukan pompa (inci) 26
Kecepatan (rpm) 1800
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir
Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN 1979-1208 161
Tipe motor Squirrel charge induction
Tegangan (Volt) 6900
Fase 3
Frekuensi (Hz) 60
Beban/Current (amp)
Starting
Masukan nominal, pendingin reaktor dingin
Variable
Variable
Momen inersia rotor pompa/motor minimum yang dibutuhkan Cukup untuk aliran countdown
3. HASIL DAN PEMBAHASAN Desain konseptual bejana tekan seperti terlihat dalam Gambar 2, mengacu pada desain
AP1000 2-loop, Westinghouse, USA. Bejana tekan reaktor merupakan boundary tekanan dengan
integritas tinggi terhadap pendingin reaktor, teras reaktor penghasil panas dan produk fisi
bahan bakar. Sistem pendingin reaktor terdiri dari dua sirkuit transfer panas, masing-masing
terdiri dari satu generator uap, dua pompa pendingin reaktor, satu hot leg dan dua cold leg
untuk sirkulasi pendingin reaktor. Selain itu sistem juga terdiri dari pressurizer, interkoneksi
perpipaan, katup dan instrumentasi untuk kontrol operasi dan aktuasi safeguard. Semua
peralatan sitem pendingin reaktor tersebut dilokasikan di pengungkung reaktor.
Selama operasi, pompa pendingin reaktor mensirkulasi air bertekanan melalui bejana
tekan ke generator uap. Air ini merupakan pendingin, moderator dan solven asam borat,
kemudian mengambil panas diteras reaktor. Air tersebut selanjutnya ditransportasi ke generator
uap dimana panas tersebut ditransfer ke sistem tersebut. Setelah mentransfer panas, air tersebut
dikembalikan lagi ke bejana tekan oleh pompa untuk di ulang proses tersebut. Di dalam
generator uap, panas yang ditransfer diserap oleh air pendingin dan selanjutnya air tersebut
diuapkan. Laju alir air umpan yang masuk ke generator uap dapat dihitung sebagai berikut :
Gambar 5. Sistem Sirkulasi Pendingin Reaktor PWR 1000
Pada Fluida Panas (Hot Leg)[6] :
T1 = 610 oF T2 = 537,2 oF
ρ = 44 lb/ft3 Phl = 2248 psi g
Cp = 1,37 Btu/lb.oF
Dimana :
T1 : Temperatur air pendingin keluar reaktor
T2 : Temperatur air pendingin masuk reaktor
ρ : Densitas air pendingin pada temperatur 610 oF
Cp : Kapasitas panas air pendingin pada 610 oF
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir
Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN 1979-1208 162
Phl : Tekanan air pendingin dalam saluran pipa panas
WT (laju alir hot leg) = 177645 gpm (gallon/menit)
= 177645 x 60 x 0,133681 = 1424865,6747 ft3/jam
Jadi : WT = 1424865,6747 ft3/h x 44 lb/ft3 = 62694089,69 lb/jam
Kalor Lepas, QL = WT.Cp.( T1- T2) = 62694089,69 x 1,37 x (610 – 537,2)
= 6,3 x 10 9 Btu/jam
Pada Fluida Dingin (Generator uap) :
t1 = 440 oF t2 = 600 oF
Pfd = 1200 psi a Wt = m lb/jam
Dimana :
t1 : Temperatur air umpan masuk generator uap
t2 : Temperatur uap kering keluar generator uap
Pfd : Tekanan air umpan masuk generator uap
Wt : Laju alir air umpan masuk generator uap
Di dalam generator uap, air mengalami perubahan fase yaitu dari cair ke uap, sehingga akan
mengalami tiga proses :
1. Proses pemanasan awal: sampai titik didih pada P = 1200 psia, dan cairan mendidih pada
td = 567 oF, Cp = 1,34 Btu/lb.oF
Qp = Wt.Cp.( t2- t1) = m x 1,34 x ( 567 – 440 )
Qp = 170,18 m Btu/jam
2. Proses penguapan pada T tetap (isothermal), td = 567 oF, Panas penguapan, hd = 632,3 Btu/lb
Qd = Wt . hd = 632,3 m Btu/jam
3. Proses pemanasan uap sampai tv = 600 oF, Cpv = 0,72 Btu/lb.oF
Qv = Wt . Cpv . ( tv – td ) = m x 0,72 x ( 600 – 567 )
Qv = 23,76 m Btu/jam
Kalor Serap Total, Qs = 170,18 m + 632,3 m + 23,76 m
Qs = 826,24 m Btu/jam
Neraca Panas :
Kalor Lepas = Kalor Serap
6.3 x 10 9 = 826,24 m
m = 24,826
103,6 9x = 7,62 x 106 lb/jam
Jadi laju alir air umpan per generator uap adalah 7,62 x 106 lb/jam, sehingga untuk 2 generator
uap adalah 15,24 x 106 lb/jam.
Desain konseptual pressurizer didasarkan pada teknologi yang proven, dimana
kombinasi volume air jenuh dan volume ekspansi uap mampu memberikan respon tekanan
yang diinginkan. Air dan steam dijaga dalam kesetimbangan dengan aktivasi heater elektrik
atau spray air atau keduanya. Steam dibentuk oleh heater dan dikondensasikan oleh spray air
untuk mengontrol variasi tekanan karena ekspansi atau kontraksi dari pendingin reaktor. Katup
pengaman memberikan proteksi tekanan-lebih untuk sistem pendingin reaktor, yang mana
katup ini diinstal di atasnya dan dikoneksikan ke pressurizer. Keluaran katup menuju atmosfer
pengungkung. Tiga stage dari katup pengurang tekanan otomatis juga dikoneksikan ke
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir
Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN 1979-1208 163
pressurizer. Akumulasi gas-gas dalam pressurizer dihilangkan dari katup pengurang tekanan
stage pertama jika terjadi kecelakaan. Pengeluaran gas-gas dari pressurizer dengan menggunakan
katup pengurang tekanan otomatik tidak diperlukan pada keadaan rutin yang normal dan
kejadian dengan frekwensi yang sedang. Empat stage dari katup pengurang tekanan otomatis
dikoneksikan ke hot leg masing-masing pendingin reaktor dan keluarannya menuju atmosfer
pengungkung.
Penggunaan paduan nickel-chromium-iron dalam boundary tekanan pendingin reaktor
dibatasi, yaitu alloy 690, atau digabung dengan pengelasan logam alloy 52 dan 152. Seperti
disebutkan bahwa tube generator uap menggunakan alloy 690 yang merupakan paduan nickel-
chromium-iron. Alloy ini digunakan karena ketahanan korosi yang tinggi dan juga koefisen
thermal ekspansinya. Bagian yang berkaitan dengan nonsafety-related seperti sistem kontrol
kimia dan volume dikonstruksi dengan material tahan korosi seperti stainless steel tipe 304 atau
tipe 316. Material-material tersebut cocok dengan pendingin reaktor. Parameter desain
konseptual dari pressurizer, generator uap dan pompa pendingin diperlihatkan dalam Tabel 2,
3 dan 4, yang mana memperlihatkan desain sistem nominal dan parameter operasi adalah pada
kondisi steady-state normal. Parameter tersebut didasarkan pada perkiraan kondisi yang paling
baik pada kondisi daya penuh nominal[6].
4. KESIMPULAN Bejana tekan reaktor merupakan boundary tekanan dengan integritas tinggi terhadap
pendingin reaktor, teras reaktor penghasil panas dan produk fisi bahan bakar. Sistem pendingin
reaktor terdiri dari dua sirkuit transfer panas, masing-masing terdiri dari satu generator uap,
dua pompa pendingin reaktor, satu hot leg dan dua cold leg untuk sirkulasi pendingin reaktor,
pressurizer, interkoneksi perpipaan, katup dan instrumentasi untuk kontrol operasi dan aktuasi
safeguard. Semua peralatan sitem pendingin reaktor tersebut dilokasikan di pengungkung
reaktor. Dimensi bejana tekan reaktor bertekanan 2485 psia, temperatur 650oF mencapai tebal
8,44 inci (termasuk kelongsong) dan tinggi 480,65 inci. Desain konseptual ini dibuat memenuhi
persyaratan ASME Code Section III. Bejana tekan reaktor terbuat dari paduan baja karbon yang
didalamnya terdapat dinding pemisah antara fluida pendingin yang masuk kedalam dinding
reaktor dengan fluida pada teras reaktor, dan laju alir air umpan adalah 7,62 x 106 lb/jam setiap
generator uap. Pressurizer berfungsi menjaga tekanan sistem selama operasi dan membatasi
transient tekanan. Selama pengurangan atau peningkatan beban instalasi, pressurizer
mengakomodasi perubahan volume dalam pendingin reaktor. Perpipaan menggunakan pipa
hot leg dan pipa cold leg, dengan diameter bagian dalam masing-masing 31-inci dan 22-inci.
Desain konseptual generator uap berbentuk tabung vertikal dan U-tube dengan peralatan
pemisah moisture yang terintegrasi, menggunakan paduan nickel-chromium-iron 690 untuk
tube, penyangga pemisah anti vibrasi, pemisah single-tier, peningkatan fitur perawatan dan
desain head channel sisi primer. PWR kelas 1000 menggunakan empat pompa yang didesain
untuk tekanan 2500 psia dan temperatur 650oF.
DAFTAR PUSTAKA
[1]. ARNOLD, Y., ” Rencana Umum Ketenagalistrikan dan Peran Energi Nuklir di Bidang
Kelistrikan di Indonesia”, The BATAN-JAEA Training Course on Water Chemistry of
Nuclear Reactor System III, Serpong, November 2006.
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir
Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN 1979-1208 164
[2]. IAEA, “International Status and Prospects of Nuclear Power”, 2010 Edition, IAEA, 2011. [3]. PURWADI, M.D., “Desain Konseptual Sistem Reaktor Daya Maju Kogenerasi Berbasis RGTT”,
Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir – BATAN, 2010.