Study Of ACR-1000 Reactor Safety System In Mitigating Severe Accident

STUDY OF ACR-1000 REACTOR SAFETY SYSTEM IN MITIGATING SEVERE ACCIDENT
Wibowo, Isna Hastuti R, Bambang T.W, Ahmad Syaukat
Pusat Kemitraan Teknologi Nuklir (PKTN) - BATAN
Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang 15310

ABSTRACT
STUDY OF ACR-1000 REACTOR SAFETY SYSTEM IN MITIGATING SEVERE ACCIDENT. The ACR-1000 reactor has coolant system which is separated from moderator system. The failure of the coolant system does not make the reactor core lose its cooling. With the fuel channels across the moderator tank, the moderator is able to cool the fuel elements at the failure of the core coolant system. ACR-1000 reactor safety system has several decay heat removal systems which prevent and mitigate severe accidents. Under severe accidents with its advanced system design feature ACR-1000 protects the environment from the radioactive materials by containing the molten fuel elements with calandria tank until nuclear emergency activity can be done.

Keywords: accident, safety, reactor, ACR-1000

ABSTRAK
STUDI SISTEM KESELAMATAN REAKTOR ACR-1000 DALAM PENANGGULANGAN KECELAKAAN PARAH. Reaktor ACR-1000 memiliki sistem pendingin yang terpisah dari sistem moderator. Kegagalan sistem pendingin teras reaktor tidak menyebabkan teras reaktor kehilangan pendinginan. Dengan desain kanal elemen bakar melalui tangki moderator maka pada saat terjadi kegagalan sistem pendingin, moderator dapat mendinginkan elemen bakar. Sistem keselamatan reaktor ACR-1000 memiliki berbagai penyerap panas darurat yang dapat mencegah atau mengurangi dampak dari kecelakaan parah. Pada kecelakaan parah, reaktor ACR-1000 tetap melindungi lingkungan dari bahaya zat radioaktif dengan desain sistemnya yang mampu mewadahi lelehan elemen bakar di dalam tangki Calandria sampai dapat dilakukannya manajemen darurat nuklir.

Kata kunci: kecelakaan, keselamatan, reaktor, ACR-1000
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir III, 2010

1. PENDAHULUAN
AECL (Atomic Energy of Canada Limited) sedang mengembangkan reaktor CANDU Maju (Advanced CANDU Reactor, ACR-1000) yang dinilai sebagai suatu desain yang evolusioner dengan mengkombinasikan teknologi air berat dan air ringan. Reaktor ACR-1000 merupakan pengembangan dari desain reaktor CANDU yang telah terbukti keandalannya.

Salah satu inovasi reaktor ACR-1000 yang dikembangkan dari desain reaktor CANDU sebelumnya adalah pada air ringan yang digunakan. Pada reaktor ACR-1000, air berat digunakan sebagai moderator dan air ringan digunakan sebagai pendingin. Sedangkan pada reaktor CANDU terdahulu air berat digunakan baik sebagai moderator maupun sebagai pendingin.

Reaktor ACR-1000 mempunyai beberapa kelebihan dibandingkan reaktor CANDU 9. Reaktor ini, mempunyai daya yang lebih besar dengan ukuran teras yang relatif sama. Selain itu ACR-1000 memiliki sistem pendinginan pasif untuk meningkatkan unjuk kerja keselamatan dalam hal terjadinya kecelakaan. Juga ACR-1000 memiliki bundle elemen bakar jenis Canflex yang terdiri dari 43 elemen batang bakar dengan pengayaan uranium 235 sekitar 2 % [1,2].

Karakteristik reaktor ACR-1000 pada kecelakaan parah tidak hanya ditentukan oleh ciri melekat pada desain fisika dan sistem tetapi juga oleh pendekatan keselamatan dan lisensi yang diterapkan oleh Badan Perijinan Nuklir Kanada (Canadian Nuclear Safety Commission / CNSC). CNSC ini sebelumnya dikenal dengan AECB (Atomic Energy of Control Board). Semenjak kecelakaan reaktor di Chernobyl pada tahun 1986 dan meningkatnya tuntutan untuk menghindari kecelakaan parah, Kanada mengambil langkah untuk mrningkatkan keselamatan reaktor nuklir. Sejalan dengan anjuran Badan Tenaga Atom Internasional (International Atomic Energy Agency/IAEA), Kanada menyusun pendekatan lisensi yang meninjau berbagai skenario kecelakaan parah dan membatasi dampaknya.

Untuk menjamin kemungkinan yang sangat kecil terjadinya kecelakaan parah, Kanada memakai filosofi pemisahan sistem proses dari sistem keselamatan. AECL melakukan pengembangan sistem keselamatan reaktor ACR-1000 baik dari segi keandalan desain maupun kemampuan untuk mewadahi pelelehan elemen bakar dalam kecelakaan parah.

Pada makalah ini dilakukan pengkajian sistem keselamatan ACR-1000 dalam kecelakaan parah dengan menganalisis kinerja sistem keselamatan ACR-1000 pada kecelakaan yang paling mungkin menimbulkan pelelehan teras reaktor yaitu kecelakaan yang melibatkan kehilangan pendingin teras sekaligus kehilangan moderator.

2. SISTEM KESELAMATAN REAKTOR ACR-1000
Pengkajian keselamatan reaktor ACR-1000 dilaksanakan berdasarkan kriteria keselamatan baik dari IAEA maupun CNSC. IAEA menyadari pentingnya keselamatan nuklir dan mempromosikan peningkatan keselamatan industri nuklir. Revisi panduan keselamatan nuklir yang dilakukan IAEA pada tahun 1986 mengakomodasi masukanmasukan dari peristiwa Chernobyl. Panduan ini memberikan suatu penyelesaian bagaimana fenomena kecelakaan parah pada reaktor nuklir ditangani mulai saat perancangan sampai saat setelah kecelakaan. IAEA menyatakan bahwa dari sudut pandang keselamatan sangat tepat untuk mambahas kecelakaan parah sekurang-kurangnya dalam cara yang terbatas.

Pembahasan tidak harus melibatkan aplikasi keteknikan yang konservatif dalam menentukan basis desain tetapi perlu berdasarkan atas suatu analisis yang realistik. IAEA memandang penting adanya : identifikasi rangkaian kejadian penting pada kecelakaan parah, identifikasi kemampuan reaktor beroperasi serta pemakaian sistem darurat untuk mengendalikan kecelakaan serta mengurangi dampaknya, evaluasi perubahan desain untuk mengurangi kemungkinan terjadinya kecelakaan dan penentuan prosedur manajemen kecelakaan.

Sesuai dengan anjuran IAEA dalam perancangan sistem atau fasilitas nuklir, AECL menerapkan konsep pertahanan berlapis. Semua aktivitas keselamatan, organisasi ataupun sistem peralatan memiliki provisi berlapis sehingga jika satu kegagalan terjadi maka dapat dikompensasi atau dikoreksi tanpa memberikan dampak yang berarti. Pengkajian keselamatan nuklir berarti juga menilai apakah sistem reaktor nuklir merupakan lapisan provisi dengan pengungkungan berlapis yang mampu mewadahi zat radioaktif supaya tidak menyebar ke lingkungan. Makalah ini membahas sistem keselamatan ACR-1000 berdasar persyaratan keselamatan nuklir dari IAEA (seperti standar keselamatan dan persyaratan keselamatan nuklir) serta kriteria desain dari CNSC. Secara khusus dasar penilaian menyangkut strategi pertahanan berlapis, proteksi radiasi, fungsi keselamatan, basis desain, keandalan sistem dan kecelakaan parah. Desain dan manajemen kecelakaan ACR-1000 ini dilaksanakan untuk kecelakaan parah khas reaktor ACR-1000 yaitu kecelakaan yang melibatkan kehilangan pendinginan dan moderasi teras reaktor.

Read more...

RADIATION EXPOSURE ESTIMATION AROUND THE REACTOR DUE TO LOSS OF COOLANT ACCIDENT (LOCA) ON ABWR

RADIATION EXPOSURE ESTIMATION AROUND THE REACTOR DUE TO LOSS OF COOLANT ACCIDENT (LOCA) ON ABWR
Ign. Djoko Irianto and Sarwo D.Danupoyo
Center for Nuclear Technology Assessment - BATAN
Email: igndjoko@batan.go.id
ABSTRACT
RADIATION EXPOSURE ESTIMATION AROUND THE REACTOR DUE TO LOSS OF COOLANT ACCIDENT (LOCA) ON ABWR. Loss of coolant accident in a nuclear reactor is an accident which is assumed be initialized by a leakage at the primary coolant piping or by a leakage at the reactor vessel. In this accident, the coolant will be released and can be followed by some radioactive fission product release to the primary containment, secondary containment and to the environment. Beside to the environment which be a risk to the public, fission product released also occurred to the control room that will be a risk to the operator. Releasing process, pathway, activity and the exposure dose to the environment and also to the control room are assessed and estimated in this paper. The activity which be released in the primary containment at the first two hours are 2.21E07 Ci for iodine and 3.43E08 Ci for noble gas. The increasing of the environment activity and in the control room are 3.1E04 Ci and 2.0E03 Ci for iodine and 7.0E06 Ci and 1.9E07 Ci for noble gas, respectively.

Keywords : Radiation Exposure, Loss of Coolant Accident, ABWR, Primary Coolant
Published : Proceeding "Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan", Jakarta, 20-21 Agustus 1996, ISSN No. : 0854-4085

Read more...

DEFENCE-IN-DEPTH IN ABWR TYPE NPP FROM ENVIRONMENT SAFETY ASPECT POINT OF VIEW

DEFENCE-IN-DEPTH IN ABWR TYPE NPP FROM ENVIRONMENT SAFETY ASPECT POINT OF VIEW
Sarwo D.Danupoyo and Ign. Djoko Irianto
Center for Nuclear Technology Assessment - BATAN
Email: igndjoko@batan.go.id
ABSTRACT
DEFENCE-IN-DEPTH IN ABWR TYPE NPP FROM ENVIRONMENT SAFETY ASPECT POINT OF VIEW. Study about application of "defence-in-depth" concept in ABWR type NPP has been done. The study was carried out in order to understand the performance of protection and safety structures in ABWR type NPP from environment safety aspect point of view. The study stressed on simplification of coolant system design, fuel-cladding interaction, core-melt probability, and the possibility of fission product release distributed in environment. The strength of protection and safety structures were observed at loss of coolant accident and severe accident conditions. The result shows that design improvement has increased the ABWR defence-in-depth performance better than conventional BWR type. And so, the radiation release possibility to environment can be reduced.

Keywords : Defence-in-Depth, Safety Structure, Loss of Coolant Accident, Severe Accident, ABWR.
Published : Journal "Pengkajian Sains dan Teknologi Nuklir", Vol.3, No.2, 1998, Pusat Pengkajian Teknologi Nuklir, BATAN, ISSN No. : 0852-8047

Read more...

PRIMARY SYSTEM DEPRESSURIZATION ACCIDENT ANALYSIS IN THE HTTR

PRIMARY SYSTEM DEPRESSURIZATION ACCIDENT ANALYSIS IN THE HTTR
Ign. Djoko Irianto, Sarwo D.Danupoyo, Sahala M.Lumbanraja
Center for Nuclear Technology Assessment - BATAN
Email: igndjoko@batan.go.id
ABSTRACT
PRIMARY SYSTEM DEPRESSURIZATION ACCIDENT ANALYSIS IN THE HTTR. The behavior of the HTTR (High Temperature Testing Reactor) during depressurization accident caused by a primary pipe rupture was analyzed in a safety analysis of HTTR. The analysis was performed using TAC-NC computer code which is a thermal hydraulics code used to calculate thermal transient, including natural circulation. This paper describes analytical model, analytical condition and analytical results during the depressurization accident. The analytical results proved that thermal transient behavior during depressurization accident is slower than that of the PWR (Pressurized Water Reactor) for the similar accident. It also proved that the maximum fuel temperature does not exceed the normal operation temperature 1495 C, and the maximum pressure vessel temperature would remain below its limit of 550 C.

Keywords : Primary System, Accident Analysis, HTTR, Thermal Transient.
Published : Proceeding "Seminar dan Lokakarya ke-3 Teknologi dan Aplikasi Reaktor Temperatur Tinggi", Jakarta, 3-4 Juni 1996, ISSN No. : 0854-8803

Read more...

STUDY OF SEVERE ACCIDENT MANAGEMENT STRATEGY FOR PWR TYPE REACTOR

STUDY OF SEVERE ACCIDENT MANAGEMENT STRATEGY FOR PWR TYPE REACTOR
Ign. Djoko Irianto 1) and Edison Sihombing 2)
1) Center for Nuclear Technology Assessment - BATAN
2) Center for Multipurpose Reactor
Email: igndjoko@batan.go.id
ABSTRACT
STUDY OF SEVERE ACCIDENT MANAGEMENT STRATEGY FOR PWR TYPE REACTOR. Accident management is establishment of all the actions which aim to anticipate accidents and mitigate the consequences due to the accidents in nuclear power plants such as PWR type reactors. There are two categories of accidents, that are; the accidents in the DBA (design basis accident) category and the accidents in the beyond DBA category, namely severe accident. Accident management comprises the prevention measure to maintain the core cool ability and containment integrity for design basis accident events using safety-related and inside the design limits. There are two phases of severe accident management. One is the countermeasure to prevent severe damage to the reactor core that is called "phase-1 accident management". The other is the countermeasure to mitigate the consequences of severe accident that is called "phase-2 accident management", this countermeasure particularly to keep the containment vessel integrity in order to mitigate the material radioactive release to the environment. This paper describes a concept of some countermeasure according to the severe accident management such as to maintain core cooling, containment integrity and some support system to the safety function.

Keywords : Severe Accident Management, Design Basis Accident, PWR.
Published : Proceeding "Seminar Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir - IV", Serpong, 10-11 Desember 1996, ISSN No. : 0854-2910

Read more...