Fatigue Strength Evaluation Of Pressurizer Wall Structure In Pressurized Water Reactor

Fatigue strength evaluations have been performed to the pressurizer component in Pressurized Water Reactor. Fatigue is the main failure mechanism of material during system in operation. Therefore, this evaluation becomes important to be performed since the pressurizer has a very important function in the reactor’s system. Analysis was performed by using Nuclear Power Plant operation data from 40 years operation and base on Miner theory. This analysis covered all stress level experienced by the reactor during the service. To determine the value of fatigue usage factor a, fatigue curve of SA 533 material was applied. Analysis results show that the cumulative fatigue damage during 40 years in operation is 4,23×10-4. This value still far enough below failure criteria, which a value is 1. Therefore, the pressurizer design has already fulfilled the design qualification in term of fatigue aspect

MONITORING PROSES CREEP SECARA TAK RUSAK DENGAN METODE ULTRASONIK

ABSTRAK MONITORING PROSES CREEP SECARA TAK RUSAK DENGAN METODE ULTRASONIK. Banyak komponen PLTN yang mengalami degradasi material diakibatkan oleh fenomena creep karena beroperasi pada lingkungan temperatur dan tegangan tinggi. Untuk mencegah terjadinya kegagalan selama PLTN beroperasi, dilakukan penelitian monitoring proses creep secara tak merusak dengan metode ultrasonik. Pengujian ultrasonik dilakukan terhadap material yang telah mengalami uji creep dengan berbagai variasi waktu pengujian. Hasil pengujian menunjukkan bahwa semakin lama pengujian creep berlangsung, cepat rambat gelombang ultrasonik mengalami penurunan, sedangkan atenuasi mengalami kenaikan, yang disebabkan cacat di dalam spesimen yang berupa void yang berkembang menjadi retak mikro dan retak makro. Keberadaan cacat ini akan mengganggu perambatan gelombang sehingga yang mengakibatkan penurunan cepat rambat. Selain itu, cacat di dalam spesimen akan menghamburkan gelombang ultrasonik sehingga memperbesar atenuasi. KATA KUNCI: Degradasi material, Monitoring tak rusak, Metode ultrasonik ABSTRACT NON-DESTRUCTIVE MONITORING OF CREEP PROCESS USING ULTRASONIC METHOD. Material degradation due to creep phenomenon often occurs in many NPP’s components in high temperature and stress environment. To prevent failures during NPP operation, study of non-destructive monitoring of creep process using ultrasonic method was conducted. Ultrasonic tests were performed on material following creep test under various elapsed time. Testing results show that the propagation velocity of ultrasonic wave decreased and attenuation increased with increasing time of creep test, which were caused by defects that occurred in the specimen in the form of voids which turned into microcracks and macrocracks. The presence of these defects disturbed wave propagation, thus resulting in the decrease of propagation velocity. In addition, defects in the specimen also would scatter the ultrasonic wave which resulted in the increase of attenuation. FREE TERMS: Material degradation, Non-destructive monitoring, Ultrasonic metho

FRACTURE MECHANICS UNCERTAINTY ANALYSIS IN THE RELIABILITY ASSESSMENT OF THE REACTOR PRESSURE VESSEL: (2D) SUBJECTED TO INTERNAL PRESSURE

ABSTRACT FRACTURE MECHANICS UNCERTAINTY ANALYSIS IN THE RELIABILITY ASSESSMENT OF THE REACTOR PRESSURE VESSEL: (2D) SUBJECTED TO INTERNAL PRESSURE. The reactor pressure vessel (RPV) is a pressure boundary in the PWR type reactor which serves to confine radioactive material during chain reaction process. The integrity of the RPV must be guaranteed either  in a normal operation or accident conditions. In analyzing the integrity of RPV, especially related to the crack behavior which can introduce break to the reactor pressure vessel, a fracture mechanic approach should be taken for this assessment. The uncertainty of input used in the assessment, such as mechanical properties and physical environment, becomes a reason that the assessment is not sufficient if it is perfomed only by deterministic approach. Therefore, the uncertainty approach should be applied. The aim of this study is to analize the uncertainty of fracture mechanics calculations in evaluating the reliability of PWR`s reactor pressure vessel. Random character of input quantity was generated using probabilistic principles and theories. Fracture mechanics analysis is solved by Finite Element Method (FEM) with  MSC MARC software, while uncertainty input analysis is done based on probability density function with Latin Hypercube Sampling (LHS) using python script. The output of MSC MARC is a J-integral value, which is converted into stress intensity factor for evaluating the reliability of RPV’s 2D. From the result of the calculation, it can be concluded that the SIF from  probabilistic method, reached the limit value of  fracture toughness earlier than SIF from  deterministic method.  The SIF generated by the probabilistic method is 105.240 MPa m0.5. Meanwhile, the SIF generated by deterministic method is 100.876 MPa m0.5. Keywords: Uncertainty analysis, fracture mechanics, LHS, FEM, reactor pressure vessels   ABSTRAK ANALISIS KETIDAKPASTIAN FRACTURE MECHANIC PADA EVALUASI KEANDALAN BEJANA TEKAN REAKTOR: 2D DENGAN BEBAN INTERNAL PRESSURE. Bejana tekan reaktor (RPV) merupakan pressure boundary dalam reaktor tipe PWR yang berfungsi untuk mengungkung material radioaktif  yang dihasilkan pada proses reaksi berantai. Maka dari itu integritas bejana tekan reaktor harus senantiasa terjamin baik reaktor dalam keadaan operasi normal, maupun kecelakaan. Dalam melakukan analisis integritas RPV, khususnya yang berkaitan dengan pecahnya bejana tekan reaktor akibat adanya retak dilakukan analisis secara fracture mechanics. Adanya ketidakpastian input seperti sifat mekanik bahan, lingkungan fisik, dan input pada data, maka dalam melakukan analisis keandalan tidak hanya dilakukan secara deterministik saja. Tujuan dari penelitian ini adalah melakukan analisis ketidakpastian input pada perhitungan fracture mechanik pada evaluasi keandalan bejana tekan reaktor PWR. Pendekatan untuk karakter random dari kuantitas input menggunakan  teori probabilistik. Analisis fracture mechanics dilakukan berdasarkan metode elemen hingga (FEM) menggunakan perangkat lunak MSC MARC. Analisis ketidakpastian input dilakukan berdasarkan probability density function dengan Latin Hypercube Sampling (LHS) menggunakan python script. Output dari MSC MARC adalah nilai J-integral untuk mendapatkan nilai stress intensity factor pada evaluasi keandalan bejana tekan reactor 2D. Dari hasil perhitungan dapat disimpulkan bahwa SIF probabilistik lebih dulu mencapai nilai batas fracture tougness  dibanding  SIF deterministik. SIF yang dihasilkan dengan metode probabilistik adalah 105,240 MPa m0,5. Sedangkan SIF metode deterministik adalah 100,876 MPa m0,5. Kata kunci: Analisis ketidakpastian, fracture mechanics, LHS, FEM, bejana tekan reakto

CIRCUMFERENTIAL INHOMOGENITY ANALYSIS IN G.A. SIWABESSY REACTOR’S PRIMARY COOLING PIPE

ABSTRACT In the in-service inspection conducted to G.A. Siwabessy reactor’s primary cooling system pipe, it was found the presence of inhomogenity inside of welding part. To verify whether the inhomogenity could be tolerated or not, comparative data from welding pre-service inspection is needed. Unfortunately, this weld wasn’t covered in pre-service inspection. Therefore, this inhomogenity needs to be analyzed. The purpose of this study is to evaluate the stress intensity factor of the inhomogenity, whether it is within a limit value or not and to predict the crack growth. Analysis were performed based on fracture mechanics theory using parameter of stress intensity factor. Two models were used for calculation approach that are plane crack model and semi-elliptic crack model. Hence, in order to predict the length of inhomogenity in the future, crack growth calculations were performed. The results showed that stress intensity values from both two models are remain below fracture toughness value of pipe’s material. Besides that, stress intensity factor from plane crack model is higher than those from semi-elliptic crack model. Under consideration that inhomogenity has an arc shape in actual, thus, stress intensity factor from this inhomogenity still low enough compare to the fracture toughness. Crack growth calculation’s results showed that after 300th cycle of loading, the length of inhomogenity reaches approximately 2 mm. Based on operation data of G.A. Siwabessy reactor, 300 cycle number is corresponds to 30 years operation. Based on these results it could be concluded that the presence of inhomogenity in the welding part does not affect the structure’s integrity of piping system. Keywords : Inhomogenity, fracture mechanics, fracture toughness, stress intensity factor, crack growth   ABSTRAK Pada pelaksanaan in-service inspection terhadap perpipaan sistem pendingin primer reaktor G.A. Siwabessy diketahui adanya inhomogenitas pada salah satu sambungan lasan pipa. Untuk memverifikasi apakah inhomogenitas ini dapat ditoleransi atau tidak, diperlukan data pembanding hasil pemeriksaan lasan pada saat fabrikasi. Namun, ternyata pada saat fabrikasi, sambungan lasan ini tidak mengalami pemeriksaan. Oleh karena itu, dalam rangka menetapkan apakah keberadaan inhomogentitas ini dapat ditoleransi atau tidak perlu dilakukan analisis terhadap inhomogenitas tersebut. Tujuan penelitian ini adalah untuk melakukan evaluasi stress intensity factor inhomogenitas di dalam pipa apakah masih berada di dalam batas nilai dan untuk memprediksi perambatan retak. Analisis dilakukan berdasarkan teori fracture mechanics dengan menghitung stress intensity factor inhomogenitas. Dalam perhitungan ini digunakan dua model untuk pendekatan, yaitu model retak planar dan model retak semi-ellips. Selanjutnya, untuk memprediksi panjang inhomogenitas di masa yang akan datang, dilakukan juga simulasi perambatan retak. Hasil-hasil analisis memperlihatkan bahwa nilai stress intensity factor berdasarkan model retak bentuk planar dan retak bentuk semi ellips masih jauh di bawah nilai fracture toughness material pipa. Selain itu, nilai yang dihasilkan berdasarkan model retak bentuk planar lebih besar dibandingkan dengan model retak bentuk semi ellips. Mengingat bentuk inhomogenitas yang berupa busur lingkaran, maka nilai stress intensity factor yang sesungguhnya dari inhomogenitas tersebut jauh lebih kecil dibandingkan dengan nilai fracture toughness. Sementara itu, untuk hasil simulasi perambatan retak menunjukkan bahwa pada siklus pembebanan ke-300 memberikan panjang sekitar 2 mm. Berdasarkan data operasi reaktor G.A. Siwabessy, jumlah siklus sebanyak 300 kali setara dengan pengoperasian reaktor selama 30 tahun. Berdasarkan dua hasil tersebut dapat disimpulkan bahwa keberadaan inhomogenitas pada sambungan lasan tidak berpengaruh terhadap integritas struktur sistem perpipaan. Kata kunci : Inhomogenitas, fracture mechanincs, fracture toughness, stress intensity factor, pertumbuhan reta

ANALISIS TEGANGAN TERMAL PADA DINDING BEJANA TEKAN REAKTOR PWR

ANALISIS TEGANGAN TERMAL PADA DINDING BEJANA TEKAN REAKTOR PWR. Bagian utama di dalam PLTN tipe Pressure Water Reactor (PWR) adalah bejana tekan dan sistem pendingin reaktor. Bejana tekan reaktor sering mendapatkan beban termal, radiasi, tekanan dan kemungkinan korosi. Salah satu masalah di dalam sistim keamanan suatu PLTN adalah, bejana tekan harus mampu menahan tegangan akibat beban termal. Oleh karena itu kajian tentang integritas struktur dari bejana tekan perlu dikaji sehingga integritas struktur dapat dijaga selama umur pa-kainya. Salah satu kajian tentang integritas struktur adalah analisis struktur yang ditinjau berdasarkan tegangan dengan cara menvariasikan beban termal. Penyelesaian masalah menggunakan simulasi komputasi elemen hingga dengan perangkat lunak MSC-NASTRAN. Simulasi komputasi menggunakan data bejana tekan reaktor AP1000. Tujuan dari penelitian ini adalah melakukan ana-lisis struktur berdasarkan tegangan akibat beban termal. Analisis tegangan akibat beban termal dil-akukan pada dinding bejana tekan. Hasil simulasi komputasi menunjukkan bahwa pengaruh perbe-daan temperatur inlet dan outlet yang besar akan meningkatkan tegangan termal. Pada kondisi tem-peratur di inlet dan outlet sebesar 427 oC dan 250 oC diperoleh tegangan termal sebesar 248 MPa. Hasil analisis tegangan termal pada kondisi ini masih aman karena besar tegangan yang diizinkan sebesar 1/3 dari nilai tensile strength material.Kata kunci: dinding bejana tekan, tegangan-termal, Code MSC-NASTRAN, PW

Comparison Of Uncertainty Methods For Pipe Deflection Calculation

Reliability of pipe structure is one aspect to be considered in reactor safety analysis. MSC NASTRAN is a computer code that can be used to calculate pipe deflection for reliability evaluation. MSC PATRAN can be used to generate input for this code. Uncertainty evaluation needs to be done in the input variable to understand uncertainty range in the analysis results. A computer code for evaluating structure reliability has been developed in our previous study. The code has implemented latin hypercube sampling (LHS) to assess uncertainty in the input variable, such as load and modulus of elasticity. In this study, comparison of two uncertainty methods, i.e. simple random sampling (SRS) and LHS, was carried out for the developed software. The comparison was subjected to pipe deflection calculation using 100 samples. Comparison analysis shows that LHS method produces a robust mean of variance for all sample size. The results also confirm that variance of pipe deflection using LHS is smaller by 3% than SRS one. It can be concluded that LHS is appropriate to be implemented for uncertainty analysis in the developed code.

ESTIMASI UMUR FATIK MENGGUNAKAN PEMBEBANAN ROTATING BENDING PADA MATERIAL SS 304

Pencegahan kerusakan fatik yang kerusakan tersebut terjadi secara tiba-tiba padakomponen penyusun reaktor nuklir yang berbahan SS 304 merupakan salah satu alasan perlunya estimasiumur fatik pada proses perancangan. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui ketahanan fatik dan estimasiumur fatik komponen dengan tipe pembebanan rotating bending. Metoda yang digunakan adalah metodakurva S-N. Kurva S-N diperoleh dari hasil pengujian fatik tipe rotating bending dan kemudian dilakukanpendekatan pola kurva menggunakan persamaan Basquin. Dari pendekatan pola kurva didapat deviasimaksimum sebesar 14,8 % dari nilai kurva S-N hasil pengujian. Nilai deviasi ini dapat diterapkan sebagaibatas aman dalam menggunakan kurva S-N untuk penentuan estimasi umur fatik komponen berbahan SS304 dalam perhitungan perencanaan

MECHANICAL PROPERTIES PREDICTION OF IG-110 GRAPHITE BY NON DESTRUCTIVE INSPECTION USING ULTRASONIC METHOD

The core structure of high temperature gas cooled reactor is the most important part of the reactor which its integrity must be ensured during operation stage. The structure of reactor core must ensure the position of fuel to be kept in its position, to ensure the control rods can get into the guiding canal, and to ensure the flow of the gas coolant. One of the stressor of the graphite material degradation is neutron exposure. The impact of neutron exposure is the change in mechanical properties such as modulus of elasticity. In order to ensure the integrity of the materials, an in-service non-destructive inspection is implemented. The aim of this study is to develop non-destructive inspection method in order to predict mechanical properties of graphite materials. Inspections were done using Ultrasonic Flaw Detector with 35×35×55 [mm] block-shaped specimens made of graphite IG-110. Two types of transducer were used to generate longitudinal and transversal waves with the same frequency of 5 MHz. Two mechanical properties were predicted, that are isotropic characteristic and the modulus of elasticity. The predicted value of the modulus of elasticity was verified by conducting compressive tests using 10×10×10 [mm] cube specimens. According to the ultrasonic propagation velocities resulted from ultrasonic inspection results showed that the graphite IG-110 is an isotropic material. From the calculation of the modulus of elasticity based on measurement results of transversal and longitudinal waves propagation, IG-110 graphite has a value of modulus of elasticity of 9.1 GPa. Compared to the modulus of elasticity measured from compressive test, this value was 10% lower. It can be concluded that the ultrasonic non-destructive inspection can be used to predict mechanical properties of the IG-110 graphite

VISUALISASI NUGGET LAS TITIK DENGAN METODE ULTRASONIC WATER IMMERSION

VISUALISASI NUGGET LAS TITIK DENGAN METODE ULTRASONIC WATER IMMERSION. Overlay welding merupakan salah satu metode penyatuan dua material yang diterapkan pada bejana tekan reaktor, antara baja feritik dan baja nir karat. Bejana tekan reaktor merupakan komponen utama pembangkit listrik tenaga nuklir, sehingga keandalan dan integritas nya harus selalu terjamin selama umur disainnya. Dalam rangka menjamin keandalan dan integritas bejana tekan reaktor, maka dikembangkan metode ultrasonik dengan teknik water immersion untuk mengevaluasi kondisi hasil overlay welding. Karena keterbatasan sarana, pada penelitian ini overlay welding disimulasikan dengan las titik. Evaluasi dilakukan pada bagian nugget hasil las titik. Evaluasi dilakukan menggunakan teknik water immersion, dimana objek evaluasi direndam di dalam air. Air berlaku sebagai kuplan. Evaluasi menggunakan transduser tipe fokus dengan frekuensi 10 MHz dan diameter fokus 1 mm. Hasil evaluasi ditayangkan dalam bentuk C-scan. Dari hasil-hasil evaluasi diketahui bahwa visualisasi memiliki kesesuaian bentuk dengan makrografi nugget yang diperoleh setelah pelaksanaan uji tarik. Namun terdapat perbedaan ukuran antara visualisasi C-scan dan makrografi.Kata kunci: bejana tekan reaktor, las titik, metode ultrasonik, water immersion, C-sca

CIRCUMFERENTIAL INHOMOGENITY ANALYSIS IN G.A. SIWABESSY REACTOR’S PRIMARY COOLING PIPE

ABSTRACT In the in-service inspection conducted to G.A. Siwabessy reactor’s primary cooling system pipe, it was found the presence of inhomogenity inside of welding part. To verify whether the inhomogenity could be tolerated or not, comparative data from welding pre-service inspection is needed. Unfortunately, this weld wasn’t covered in pre-service inspection. Therefore, this inhomogenity needs to be analyzed. The purpose of this study is to evaluate the stress intensity factor of the inhomogenity, whether it is within a limit value or not and to predict the crack growth. Analysis were performed based on fracture mechanics theory using parameter of stress intensity factor. Two models were used for calculation approach that are plane crack model and semi-elliptic crack model. Hence, in order to predict the length of inhomogenity in the future, crack growth calculations were performed. The results showed that stress intensity values from both two models are remain below fracture toughness value of pipe’s material. Besides that, stress intensity factor from plane crack model is higher than those from semi-elliptic crack model. Under consideration that inhomogenity has an arc shape in actual, thus, stress intensity factor from this inhomogenity still low enough compare to the fracture toughness. Crack growth calculation’s results showed that after 300th cycle of loading, the length of inhomogenity reaches approximately 2 mm. Based on operation data of G.A. Siwabessy reactor, 300 cycle number is corresponds to 30 years operation. Based on these results it could be concluded that the presence of inhomogenity in the welding part does not affect the structure’s integrity of piping system. Keywords : Inhomogenity, fracture mechanics, fracture toughness, stress intensity factor, crack growth   ABSTRAK Pada pelaksanaan in-service inspection terhadap perpipaan sistem pendingin primer reaktor G.A. Siwabessy diketahui adanya inhomogenitas pada salah satu sambungan lasan pipa. Untuk memverifikasi apakah inhomogenitas ini dapat ditoleransi atau tidak, diperlukan data pembanding hasil pemeriksaan lasan pada saat fabrikasi. Namun, ternyata pada saat fabrikasi, sambungan lasan ini tidak mengalami pemeriksaan. Oleh karena itu, dalam rangka menetapkan apakah keberadaan inhomogentitas ini dapat ditoleransi atau tidak perlu dilakukan analisis terhadap inhomogenitas tersebut. Tujuan penelitian ini adalah untuk melakukan evaluasi stress intensity factor inhomogenitas di dalam pipa apakah masih berada di dalam batas nilai dan untuk memprediksi perambatan retak. Analisis dilakukan berdasarkan teori fracture mechanics dengan menghitung stress intensity factor inhomogenitas. Dalam perhitungan ini digunakan dua model untuk pendekatan, yaitu model retak planar dan model retak semi-ellips. Selanjutnya, untuk memprediksi panjang inhomogenitas di masa yang akan datang, dilakukan juga simulasi perambatan retak. Hasil-hasil analisis memperlihatkan bahwa nilai stress intensity factor berdasarkan model retak bentuk planar dan retak bentuk semi ellips masih jauh di bawah nilai fracture toughness material pipa. Selain itu, nilai yang dihasilkan berdasarkan model retak bentuk planar lebih besar dibandingkan dengan model retak bentuk semi ellips. Mengingat bentuk inhomogenitas yang berupa busur lingkaran, maka nilai stress intensity factor yang sesungguhnya dari inhomogenitas tersebut jauh lebih kecil dibandingkan dengan nilai fracture toughness. Sementara itu, untuk hasil simulasi perambatan retak menunjukkan bahwa pada siklus pembebanan ke-300 memberikan panjang sekitar 2 mm. Berdasarkan data operasi reaktor G.A. Siwabessy, jumlah siklus sebanyak 300 kali setara dengan pengoperasian reaktor selama 30 tahun. Berdasarkan dua hasil tersebut dapat disimpulkan bahwa keberadaan inhomogenitas pada sambungan lasan tidak berpengaruh terhadap integritas struktur sistem perpipaan. Kata kunci : Inhomogenitas, fracture mechanincs, fracture toughness, stress intensity factor, pertumbuhan retak