Kesiapan SDM Sebagai TSO dalam Analisis Keselamatan Deterministik Pada PLTN Pertama di Indonesia

Dalam peraturan pemerintah nomor 43 Tahun 2006 disebutkan bahwa salah satu syarat yang harus disampaikan dalam proses perizinan konstruksi dan operasi reaktor daya komersial (PLTN) adalah laporan analisis keselamatan pendahuluan dan akhir. Tujuan dari laporan analisis keselamatan adalah untuk memastikan kecukupan dan efisiensi ketentuan yang ada di dalam konsep pertahanan berlapis pada reaktor nuklir. Analisis deterministik digunakan dalam laporan analisis keselamatan. Salah satu tugas TSO (Technical Support Organization) adalah mengevaluasi laporan tersebut berdasarkan permintaan operator atau badan regulasi. Makalah ini membahas mengenai kesiapan SDM sebagai TSO dalam analisis keselamatan deterministik pada PLTN pertama di Indonesia. Kajian dilakukan dengan membandingkan tahapan analisis yang ada di dalam SS-23 dan SS-30 dengan kondisi SDM yang ada di BATAN pada saat ini. Dari hasil kajian menunjukkan bahwa sumber daya manusia analisis keselamatan deterministik siap berfungsi sebagai TSO terutama dalam mereview laporan analisis keselamatan pendahuluan dan merevisi laporan analisis keselamatan akhir dalam proses perizinan PLTN pertama di Indonesia. Sedangkan untuk membuat laporan analisis keselamatan masih diperlukan sejumlah SDM yang berkompeten. Katakunci: SDM,TSO, deterministik, PLT

Reliability Study of the AP1000 Passive Safety System by Fuzzy Approach

The Westinghouse AP1000 is a new design nuclear power plant which has implemented the concept of passive system. Even though a passive system may be more reliable than an active one, the possibility of the passive system to fail still exists. In line with this possibility, generic database have been used to study the reliability of the AP1000 passive safety system. However, since the used data are not specific to the AP1000, the results of the analysis will not show its real performance. This study proposes a fuzzy reliability approach to overcome this problem. The proposed fuzzy reliability approach utilizes the concept of failure possibility to qualitatively describe basic event likely occurences and membership functions of triangular fuzzy numbers to quantitatively represent qualitative failure possibilities. A case-based experiment on reliability study of the AP1000 passive safety system involved to mitigate a large break loss of collant accident is used to validate the feasibility of the proposed approach. By comparisons, probabilities of basic events generated by the proposed approach are very close to the ones which have been used by previous reliability studies. This can be observed from the small numbers of relative errors, i.e. between 0.004125 and 0.079635. These results confirm that the fuzzy reliability approach offers a more realistic technique to study the reliability of the AP1000 passive safety system without the need to engage to precise probability distributions of its components which are currently unavailable. Received: 08 November 2013; Revised: 28 May 2014; Accepted: 02 June 201

NUMERICAL STUDY ON CONDENSATION IN IMMERSED CONTAINMENT SYSTEM OF ADVANCED SMR DURING UNCONTROLLED DEPRESSURIZATION

A number of Small Modular Reactor designs have been developed by several countries and mostly each comes with specific innovative improvements. One of them is NuScale reactor which implements a steel, small size immersed-in-pool containment system. This new approach derives new challenges as the control for temperature and pressure inside the containment is conducted without any active system. Passive heat transfer and condensation is important parameter that needs to be investigated for this kind of containment design. Hence, this work examines the condensation, pressure and the effect of pool temperature on the capability of the containment to remove heat and maintain integrity passively. The work is performed using numerical simulation by modeling the reactor into RELAP5 code. The calculation result shows that during depressurization, the maximum pressure limit of 5.5 MPa is not exceeded. Besides, the containment design provides enough capability to transfer heat from the containment to the water pool passively. This work also investigates sensitivity analysis of pool temperature which shows that for the increase of about 17 oC, the heat removal from the containment to water pool is only slightly affected with value less than 3 percent. Keywords: Containment, Condensation, RELAP5, NuScale,  Depresurization   STUDI NUMERIK PROSES KONDENSASI PADA SISTEM PENGUNGKUNG TERENDAM UNTUK SMR SAAT DEPRESURISASI TAK TERKENDALI. Sejumlah disain reaktor modular daya kecil (SMR) sedang dikembangkan dan dibangun oleh beberapa negara dan umumnya masing masing  reaktor tersebut memiliki  inovasi tersendiri. Salah satunya adalah reaktor NuScale yang menggunakan sistem penggungkung ukuran kecil berbahan logam yang terendam dalam kolam air. Pendekatan  baru ini memunculkan tantangan baru karena pengendalian  temperatur dan tekanan dalam pengungkung dilakukan tanpa sistem aktif (peralatan bertenaga listrik). Sehingga perpindahan panas dan kondensasi secara pasif merupakan parameter penting yang perlu diinvestigasi untuk disain pengungkung seperti ini.  Oleh karena itu, penelitian ini akan memeriksa kondensasi, tekanan dan pengaruh temperatur kolam terhadap kemampuan pengungkung memindahkan panas dan menjaga integritasnya. Investigasi dilakukan menggunakan simulasi numerik dengan memodelkan reaktor ke dalam program RELAP5. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa selama depresurisasi, batas maksimum tekanan sebesar 5,5 MPa tidak terlampaui. Selain itu, disain pengungkung mampu memindahkan panas ke kolam reaktor secara pasif. Penelitian ini juga melakukan  analisis sensitivitas temperatur kolam reaktor dan hasilnya menunjukkan bahwa untuk kenaikan temperatur kolam sebesar 17 oC, pemindahan panas dari  pengungkung ke kolam hanya sedikit terpengaruh, yakni kurang dari 3 persen. Kata kunci : Pengungkung, Kondensasi, RELAP5, NuScale, Depresurisas

Reliability Study of the AP1000 Passive Safety System by Fuzzy Approach

The Westinghouse AP1000 is a new design nuclear power plant which has implemented the concept of passive system. Even though a passive system may be more reliable than an active one, the possibility of the passive system to fail still exists. In line with this possibility, generic database have been used to study the reliability of the AP1000 passive safety system. However, since the used data are not specific to the AP1000, the results of the analysis will not show its real performance. This study proposes a fuzzy reliability approach to overcome this problem. The proposed fuzzy reliability approach utilizes the concept of failure possibility to qualitatively describe basic event likely occurences and membership functions of triangular fuzzy numbers to quantitatively represent qualitative failure possibilities. A case-based experiment on reliability study of the AP1000 passive safety system involved to mitigate a large break loss of collant accident is used to validate the feasibility of the proposed approach. By comparisons, probabilities of basic events generated by the proposed approach are very close to the ones which have been used by previous reliability studies. This can be observed from the small numbers of relative errors, i.e. between 0.004125 and 0.079635. These results confirm that the fuzzy reliability approach offers a more realistic technique to study the reliability of the AP1000 passive safety system without the need to engage to precise probability distributions of its components which are currently unavailable. Received: 08 November 2013; Revised: 28 May 2014; Accepted: 02 June 201

ANALISIS SKENARIO KEGAGALAN SISTEM UNTUK MENENTUKAN PROBABILITAS KECELAKAAN PARAH AP1000

Kejadian Fukushima telah menunjukkan bahwa kecelakaan parah dapat terjadi, maka dari itu sangatlah penting untuk menganalisis tingkat keselamatan pada reaktor daya. Berdasarkan rekomendasi expert mission IAEA setelah kejadian Fukushima, perlu dilakukan upaya untuk meminimalisasi terjadinya kecelakaan parah yaitu dengan melakukan proses pendinginan yang maksimal. Dalam konsep keselamatan fasilitas nuklir, khususnya reaktor daya telah diterapkan konsep keselamatan berlapis (Defence in Depth, DiD). Konsep keselamatan tersebut terdiri atas 5 level pertahanan yang bertujuan mencegah dan mengurangi lepasan produk fisi ke masyarakat dan lingkungan pada saat reaktor daya mengalami kecelakaan. Dalam reaktor telah didesain sistem atau tindakan yang mempunyai fungsi untuk mengatasi setiap level tersebut. Tujuan dari analisis ini adalah menentukan probabilitas kecelakaan parah dengan melakukan skenario kegagalan sistem dalam proses pendinginan di reaktor. Sebagai obyek analisis adalah reaktor daya AP1000, karena jenis reaktor ini sedang banyak dibangun saat ini. Skenario dilakukan dengan mengasumsikan beberapa kombinasi kegagalan sistem yang termasuk dalam DiD level 2 dan 3. Kegagalan sistem kemudian dianalisis dengan menggunakan analisis pohon kegagalan berdasarkan perangkat lunak SAPHIRE ver. 6.76. Dari analisis didapatkan probabilitas gagal dari kelompok sistem DiD level 2 dan 3 pada AP1000 masih di bawah batas kriteria dari IAEA yaitu lebih kecil dari 10-2, serta probabilitas kecelakaan parah didapatkan sebesar 6,17 x 10-10. Berdasarkan analisis ini disimpulkan bahwa AP1000 mempunyai tingkat keselamatan yang cukup tinggi, karena melalui skenario kegagalan sistem didapatkan probabilitas kecelakaan parah yang sangat kecil.   ABSTRACT Fukushima accident has shown that severe accident could be occurred, therefore it is important to analyze safety level of nuclear power plants. Based on the recommendations of IAEA expert mission after the Fukushima accident, necessary effort to minimize severe accident by optimizing cooling process. On the safety concept of nuclear facility especially power reactor has been applied defence in depth (DiD) concept. These concept consists of five defense levels which is to prevent and to reduce fission product release to the public and the environment when the power reactor accident happen. On the reactor has been designed system or action that have function to overcome with each those levels. The objective of this paper is to determine severe accident probability by system failure scenario on the cooling process in the reactor. The AP1000 is chosen as the reference plant to be evaluated, because currently this reactor is being built in many countries. The scenario is carried out by combining several system failures included in DiD level 2 and 3. System failure is evaluated by fault tree analysis using SAPHIRE code version 6.76. The analysis results show that the failure probability of system in the DiD level 2 and 3 AP1000 is still below the IAEA criteria limit that is less than 10-2, as well as the probability of severe accident is 6.17 x 10-10. Based on this analysis, it can be concluded that the safety level of AP1000 is high enough, because through system failure scenario is obtained the probability of severe accident is very small

KUANTIFIKASI KETIDAKPASTIAN PADA ANALISIS POHON KEGAGALAN DENGAN PENDEKATAN FUZZY

Analisis pohon kegagalan dipakai untuk mengevaluasi kinerja sistem keselamatan pembangkit listrik tenaga nuklir. Analisis ini memerlukan ketersediaan data kegagalan komponen. Karena keandalan komponen dipengaruhi oleh lingkungan kerjanya maka perlu digunakan data kegagalan komponen yang berasal dari sistem yang sedang dievaluasi. Namun kenyataannya, data ini sangat sulit diperoleh sehingga penggunaan data jenerik menjadi tak terhindarkan. Penggunaan data jenerik tentunya akan menyebabkan ketidakpastian pada hasil analisis. Simulasi Monte Carlo sering dipakai untuk mengkuantifikasi ketidakpastian ini. Namun sebenarnya metode ini kurang tepat untuk mengevaluasi ketidakpastian apabila jumlah data yang dimiliki sangat terbatas. Tujuan dari penelitian ini adalah pengembangan sebuah metode analisis pohon kegagalan baru yang menerapkan konsep fuzzy untuk kuantifikasi ketidakpastian. Dalam metode baru ini, probabilitas fuzzy dipakai untuk merepresentasikan probabilitas kejadian dasar, antara serta puncak dan hukum kombinasi fuzzy dipakai untuk mengevaluasi ketidakpastian hasil analisis. Kebolehjadian gagalnya sistem injeksi akumulator AP1000 telah dievaluasi dengan menggunakan metode baru ini dan diperoleh ketidakpastian kegagalan pada interval 8,87E-12 – 8,87E-8 dengan nilai titik tengah 8,87E-10. Hasil ini membuktikan bahwa analisis pohon kegagalan dengan pendekatan fuzzy ini layak dipakai apabila yang menjadi fokus evaluasi adalah ketidakpastian karena keterbatasan data kegagalan yang dimiliki.Kata kunci: Analisis pohon kegagalan, analisis ketidakpastian, probabilitas fuzzy, hukum kombinasi fuzzy Fault tree analysis has been applied to evaluate nuclear power plant safety systems. To perform this analysis, component reliabilities need to be provided well in advance. Since working environment can affect component reliability, it is necessary to directly collect such data from the safety system being evaluated. However, due to lack of resources, such data may be unattainable. Hence, the use of generic data cannot be avoided. Unfortunately, generic data will add uncertainty to the analysis. Monte Carlo simulation has been performed to evaluate such uncertainty. However, this method is not appropriate when components do not have probability distributions of their lifetime to failures. The aim of this study is to propose a new fault tree analysis method which implements fuzzy concepts for quantifying such uncertainty. In the proposed method, fuzzy probabilities represent basic, intermediate as well as top event probabilities and fuzzy combination rules are used to evaluate the overall uncertainty of the fault tree. The proposed method has been performed to evaluate failure probability of the AP1000 accumulator injection system and generate a probability distribution between 8.87E-12 and 8.87E-8 with the point median value of 8.87E-10. This result confirms that the proposed method is feasible to evaluate system fault tree when uncertainty raised by the lack of reliability data is the main focus of the analysis.Keywords: Fault tree analysis, uncertainty analysis, fuzzy probabilities, fuzzy combination rule

KUANTIFIKASI KETIDAKPASTIAN PADA ANALISIS POHON KEGAGALAN DENGAN PENDEKATAN FUZZY

Analisis pohon kegagalan dipakai untuk mengevaluasi kinerja sistem keselamatan pembangkit listrik tenaga nuklir. Analisis ini memerlukan ketersediaan data kegagalan komponen. Karena keandalan komponen dipengaruhi oleh lingkungan kerjanya maka perlu digunakan data kegagalan komponen yang berasal dari sistem yang sedang dievaluasi. Namun kenyataannya, data ini sangat sulit diperoleh sehingga penggunaan data jenerik menjadi tak terhindarkan. Penggunaan data jenerik tentunya akan menyebabkan ketidakpastian pada hasil analisis. Simulasi Monte Carlo sering dipakai untuk mengkuantifikasi ketidakpastian ini. Namun sebenarnya metode ini kurang tepat untuk mengevaluasi ketidakpastian apabila jumlah data yang dimiliki sangat terbatas. Tujuan dari penelitian ini adalah pengembangan sebuah metode analisis pohon kegagalan baru yang menerapkan konsep fuzzy untuk kuantifikasi ketidakpastian. Dalam metode baru ini, probabilitas fuzzy dipakai untuk merepresentasikan probabilitas kejadian dasar, antara serta puncak dan hukum kombinasi fuzzy dipakai untuk mengevaluasi ketidakpastian hasil analisis. Kebolehjadian gagalnya sistem injeksi akumulator AP1000 telah dievaluasi dengan menggunakan metode baru ini dan diperoleh ketidakpastian kegagalan pada interval 8,87E-12 – 8,87E-8 dengan nilai titik tengah 8,87E-10. Hasil ini membuktikan bahwa analisis pohon kegagalan dengan pendekatan fuzzy ini layak dipakai apabila yang menjadi fokus evaluasi adalah ketidakpastian karena keterbatasan data kegagalan yang dimiliki.Kata kunci: Analisis pohon kegagalan, analisis ketidakpastian, probabilitas fuzzy, hukum kombinasi fuzzy Fault tree analysis has been applied to evaluate nuclear power plant safety systems. To perform this analysis, component reliabilities need to be provided well in advance. Since working environment can affect component reliability, it is necessary to directly collect such data from the safety system being evaluated. However, due to lack of resources, such data may be unattainable. Hence, the use of generic data cannot be avoided. Unfortunately, generic data will add uncertainty to the analysis. Monte Carlo simulation has been performed to evaluate such uncertainty. However, this method is not appropriate when components do not have probability distributions of their lifetime to failures. The aim of this study is to propose a new fault tree analysis method which implements fuzzy concepts for quantifying such uncertainty. In the proposed method, fuzzy probabilities represent basic, intermediate as well as top event probabilities and fuzzy combination rules are used to evaluate the overall uncertainty of the fault tree. The proposed method has been performed to evaluate failure probability of the AP1000 accumulator injection system and generate a probability distribution between 8.87E-12 and 8.87E-8 with the point median value of 8.87E-10. This result confirms that the proposed method is feasible to evaluate system fault tree when uncertainty raised by the lack of reliability data is the main focus of the analysis.Keywords: Fault tree analysis, uncertainty analysis, fuzzy probabilities, fuzzy combination rule

NUMERICAL STUDY ON CONDENSATION IN IMMERSED CONTAINMENT SYSTEM OF ADVANCED SMR DURING UNCONTROLLED DEPRESSURIZATION

A number of Small Modular Reactor designs have been developed by several countries and mostly each comes with specific innovative improvements. One of them is NuScale reactor which implements a steel, small size immersed-in-pool containment system. This new approach derives new challenges as the control for temperature and pressure inside the containment is conducted without any active system. Passive heat transfer and condensation is important parameter that needs to be investigated for this kind of containment design. Hence, this work examines the condensation, pressure and the effect of pool temperature on the capability of the containment to remove heat and maintain integrity passively. The work is performed using numerical simulation by modeling the reactor into RELAP5 code. The calculation result shows that during depressurization, the maximum pressure limit of 5.5 MPa is not exceeded. Besides, the containment design provides enough capability to transfer heat from the containment to the water pool passively. This work also investigates sensitivity analysis of pool temperature which shows that for the increase of about 17 oC, the heat removal from the containment to water pool is only slightly affected with value less than 3 percent.Keywords: Containment, Condensation, RELAP5, NuScale,  Depresurization STUDI NUMERIK PROSES KONDENSASI PADA SISTEM PENGUNGKUNG TERENDAM UNTUK SMR SAAT DEPRESURISASI TAK TERKENDALI. Sejumlah disain reaktor modular daya kecil (SMR) sedang dikembangkan dan dibangun oleh beberapa negara dan umumnya masing masing  reaktor tersebut memiliki  inovasi tersendiri. Salah satunya adalah reaktor NuScale yang menggunakan sistem penggungkung ukuran kecil berbahan logam yang terendam dalam kolam air. Pendekatan  baru ini memunculkan tantangan baru karena pengendalian  temperatur dan tekanan dalam pengungkung dilakukan tanpa sistem aktif (peralatan bertenaga listrik). Sehingga perpindahan panas dan kondensasi secara pasif merupakan parameter penting yang perlu diinvestigasi untuk disain pengungkung seperti ini.  Oleh karena itu, penelitian ini akan memeriksa kondensasi, tekanan dan pengaruh temperatur kolam terhadap kemampuan pengungkung memindahkan panas dan menjaga integritasnya. Investigasi dilakukan menggunakan simulasi numerik dengan memodelkan reaktor ke dalam program RELAP5. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa selama depresurisasi, batas maksimum tekanan sebesar 5,5 MPa tidak terlampaui. Selain itu, disain pengungkung mampu memindahkan panas ke kolam reaktor secara pasif. Penelitian ini juga melakukan  analisis sensitivitas temperatur kolam reaktor dan hasilnya menunjukkan bahwa untuk kenaikan temperatur kolam sebesar 17 oC, pemindahan panas dari  pengungkung ke kolam hanya sedikit terpengaruh, yakni kurang dari 3 persen.Kata kunci : Pengungkung, Kondensasi, RELAP5, NuScale, Depresurisas

PSA LEVEL 3 DAN IMPLEMENTASINYA PADA KAJIAN KESELAMATAN PWR

Kajian keselamatan PLTN menggunakan metodologi kajian probabilistik sangat penting selain kajian deterministik. Metodologi kajian menggunakan Probabilistic Safety Assessment (PSA) Level 3 diperlukan terutama untuk estimasi kecelakaan parah atau kecelakaan luar dasar desain PLTN. Metode ini banyak dilakukan setelah kejadian kecelakaan Fukushima. Dalam penelitian ini dilakukan implementasi PSA Level 3 pada kajian keselamatan PWR, postulasi kecelakan luar dasar desain PWR AP-1000 dan disimulasikan di contoh tapak Bangka Barat. Rangkaian perhitungan yang dilakukan adalah: menghitung suku sumber dari kegagalan teras yang terjadi, pemodelan kondisi meteorologi tapak dan lingkungan, pemodelan jalur paparan, analisis dispersi radionuklida dan transportasi fenomena di lingkungan, analisis deposisi radionuklida, analisis dosis radiasi, analisis perlindungan & mitigasi, dan analisis risiko. Kajian menggunakan rangkaian subsistem pada perangkat lunak PC Cosyma. Hasil penelitian membuktikan bahwa implementasi metode kajian keselamatan PSA Level 3 sangat efektif dan komprehensif terhadap estimasi dampak, konsekuensi, risiko, kesiapsiagaan kedaruratan nuklir (nuclear emergency preparedness), dan manajemen kecelakaan reaktor terutama untuk kecelakaan parah atau kecelakaan luar dasar desain PLTN. Hasil kajian dapat digunakan sebagai umpan balik untuk kajian keselamatan PSA Level 1 dan PSA Level 2.Kata kunci: PSA level 3, kecelakaan, PWR Reactor safety assessment of nuclear power plants using probabilistic assessment methodology is most important in addition to the deterministic assessment. The methodology of Level 3 Probabilistic Safety Assessment (PSA) is especially required to estimate severe accident or beyond design basis accidents of nuclear power plants. This method is carried out after the Fukushima accident. In this research, the postulations beyond design basis accidentsof PWR AP - 1000 would be taken, and simulated at West Bangka sample site. The series of calculations performed are: calculate the source terms of the core damaged, modeling of meteorological conditions and environmental site, exposure pathway modeling, analysis of radionuclide dispersion and transport phenomena in the environment, radionuclide deposition analysis, analysis of radiation dose, protection & mitigation analysis, and risk analysis. The assessment uses a series of subsystems on PC Cosyma software. The results prove that the safety assessment using Level 3 PSA methodology is very effective and comprehensive estimate the impact, consenquences, risks, nuclear emergency preparedness, and the reactor accident management especially for severe accidents or beyond design basis accidents of nuclear power plants. The results of the assessment can be used as a feedback to safety assessment of Level 1 PSA and Level 2 PSA. Keywords: Level 3 PSA, accident, PW

PENGEMBANGAN MODEL UNTUK SIMULASI KESELAMATAN REAKTOR PWR 1000 MWe GENERASI III+ MENGGUNAKAN PROGRAM KOMPUTER RELAP5

Reaktor daya PWR AP1000 yang didesain oleh Westinghouse adalah reaktor Generasi III+ pertama yang telah menerima persetujuan desain dari U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC). Saat ini utilitas China telah memulai pembangunan beberapa unit AP1000 di dua tapak terpilih untuk rencana operasi pada 2013-2015. AP1000 sebagai desain PWR berdasarkan teknologi teruji dari desain PWR lainnya yang dibuat oleh Westinghouse dengan penguatan pada sistem keselamatan pasif dengan demikian dapat dipertimbangkan untuk dibangun di Indonesia bila mengacu pada persyaratan pada PP 43/2006 mengenai Perijinan Reaktor Nuklir. Namun demikian, desain tersebut perlu diverifikasi oleh Technical Support Organization (TSO) independen sebelum dapat dibangun di Indonesia. Verifikasi dapat dilakukan menggunakan paket program RELAP5 dalam bentuk analisis kecelakaan. Selama ini analisis kecelakaan PLTN dilakukan untuk tipe PWR 1000 MWe dari generasi II atau tipe konvensional. Mengingat saat ini referensi yang menggambarkan teknologi AP1000 yang menyertakan teknologi keselamatan pasif sudah tersedia maka dilakukan kegiatan pemodelan yang nantinya dapat digunakan untuk melakukan analisis kecelakaan. Metode pengembangan model mengacu pada pedoman IAEA yang terdiri dari pengumpulan data instalasi, pengembangan engineering data dan penyusunan input deck, verifikasi dan validasi data input. Model yang berhasil dikembangkan secara umum telah mewakili sistem AP1000 secara keseluruhan dan dianggap sebagai model dasar. Model tersebut telah diverifikasi dan divalidasi dengan data desain yang terdapat pada referensi dimana respon parameter termohidraulika menunjukkan perbedaan hasil ± 3% selain untuk parameter penurunan tekanan teras yang lebih rendah 13%. Sebagai model dasar, input deck yang diperoleh dapat dikembangkan lebih lanjut dengan mengintegrasikan pemodelan sistem keselamatan, sistem proteksi, dan sistem kendali yang spesifik AP1000 untuk keperluan simulasi keselamatan yang lebih rinci.Kata kunci: pemodelan, Generasi III+, RELAP5.   Westinghouse’s AP1000 reactor design is the first Generation III+ nuclear power reactor to receive final design approval from the U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC). Currently, the China’s utilities are starting construction several units of AP1000 on two selected sites for scheduled operation in 2013–2015. The AP1000, based on proven technology of Westinghouse-designed PWR with enhancement on the passive safety system, could be considered to be built in Indonesia referring to the requirements of government regulation No. 43/2006 regarding the Nuclear Reactor Licensing. To be accepted by the regulation agency, the design needs to be verified by independent Technical Support Organization (TSO), which can be done using RELAP5 computer code as accident analyses. Currently, NPP safety accident analysis is performed for PWR 1000 MWe of generation II or conventional type. Considering that nowadays references about the technology of AP1000 that includes passive safety technology has been available and assessed, a modeling activity used for future accident analyzes is introduced. Method for developing the model refers to IAEA guide consisting of plant data collection, engineering data and input deck development, and verification and validation of input data. The model developed should be considered preliminary but has been generally representing the AP1000 systems as the basic model. The model has been verified and validated by comparing thermalhidraulic parameter responses with design data in references with ± 13% deviation except for core pressure drop with 13% lower than design. As a basic model, the input deck is ready for further development by integrating safety system, protection system and control system model specified for AP1000 for purposes of safety simulation in detailed way. Keywords: Modeling, Generation III+ , RELAP5