Bab 5 PERKEMBANGAN PERTAHANAN BERLAPIS UNTUK REAKTOR DAYA DI MASA DEPAN 116. Beberapa konsep mengenai reaktor maju sedang dipertimbangkan, dan pencapaian perbaikan dalam keselamatan dan keandalan merupakan pendorong utama untuk perkembangan ini. Beberapa aspek dari perhatian umum misalnya adalah kemajuan teknis pada daerah-daerah yang bekaitan dengan teknologi reaktor (seperti teknologi informasi) dan pengurangan yang signifikan dalam kerumitan sistem yang berarti perbaikan dalam operabilitas, termasuk kemampuan untuk memantau dan menanggapi degradasi sistem. 117. Berbagai desain reaktor maju sangat berbeda dalam hal prinsip-prinsip teknis, ukuran instalasi dan skala-waktu yang diperhitungkan untuk penerapan dalam industri. Secara umum, ada dua pendekatan yang berbeda: • Pendekatan yang pertama ditujukan untuk perbaikan melalui evolusi reaktorreaktor yang beroperasi saat ini dengan memperhitungkan hasil-hasil dari penelitian keselamatan dan operasi reaktor. Pendekatan ini menerapkan teknologi yang telah terbukti dan pengalaman operasi secara maksimum tetapi juga dapat memasukkan aspek-aspek keselamatan yang baru, beberapa di antaranya adalah sifat-sifat pasif. Di dalam desain ini terdapat reaktor-reaktor dengan perubahan yang besar, khususnya reaktor berpendingin air, yang biasanya dianggap tidak membutuhkan prototipe untuk membuktikan unjuk kerjanya dan diharapkan tersedia untuk penerapan industri yang luas sekitar akhir abad ini; kategori ini juga meliputi desain reaktor air ringan ukuran sedang yang terutama didasarkan pada teknologi yang telah terbukti tetapi menyertakan lebih banyak sifat-sifat keselamatan pasif yang baru yang dapat diuji secara terpisah. • Pendekatan yang kedua melibatkan perubahan-perubahan yang lebih mendasar dibandingkna dengan desain saat ini, seringkali dengan penekanan yang kuat pada sifat-sifat pasif yang khusus untuk menjaga intgritas bahan bakar. Karena sifat dan kemampuan sifat-sifat pasif ini, "desain-desain yang inovatif" ini terutama ditujukan untuk reaktor dengan ouput daya yang lebih kecil. Di
antaranya adalah rektor logam cair berukuran kecil dan reaktor suhu tinggi berpendingin gas, dan reaktor-reaktor air ringan maju tertentu yang akan memerlukan prototipe sebelum penggunaannya di industri dan akan tersedia lebih akhir dibandingkan dengan jenis-jenis dengan desain evolusioner. 118. Dalam hubungannya dengan output daya, penggunaan konsep reaktor maju tidak akan mengurangi besarnya bahan radioaktif di dalam teras reaktor. Oleh karena itu pertahanan berlapis harus terus dijadikan dasar untuk keselamatan reaktor-reaktor masa depan dan diperkirakan perbaikannya akan tetap sebagai dasar yang penting untuk kemajuan lebih lanjut dalam keselamatan. Dalam hal ini, dua cara pelengkap dapat dikaji dan diterapkan: • pengurangan probabilitas kerusakan teras yang parah lebih jauh; • penekanan pada fungsi pengungkungan hasil-hasil radioaktif apabila terjadi kecelakaan. 119. Pencegahan kecelakaan tetap merupakan prioritas tertinggi di antara ketentuanketentuan keselamatan untuk reaktor masa depan. Seperti telah dinyatakan dalam 28 INSAG-3 [1], mengenai perkiraan probabilitas kerusakan teras parah, angka di bawah 10-5 per reaktor per tahun harus tercapai. Akan tetapi, harga-harga yang jauh lebih kecil dari pada harga ini akan, biasanya dianggap, susah untuk memvalidasinya dengan menggunakan metode-metode dan pengalaman operasi yang tersedia saat ini. Oleh karena itu mitigasi yang lebih baik merupakan cara pelengkap yang penting untuk menjamin keselamatan masyarakat. 120. Penyelesaian teknis yang optimum untuk tujuan-tujuan yang demikian biasanya bergantung pada desainnya. Untuk reaktor daya generasi mendatang, skenarioskenario kecelakaan parah akan diperitimbangkan secara eksplisit dan sistematis di dalam desainnya. Bagian 5 ini memusatkan pembahasan pada reaktor-reaktor generasi yang akan datang, yakni pada desain tipe evolusioner yang diharapkan tersedia untuk penerapan dalam skala penuh dan luas sekitar pergantian abad ini. Meskipun demikian, banyak pendekatan dapat dipakai pada tingkat konsep yang lebih luas untuk reaktor-reaktor masa depan.
5.1. PERBAIKAN DALAM PERTAHANAN BERLAPIS 121. Pendekatan untuk perbaikan pertahanan berlapis lebih lanjut adalah sama untuk reaktor yang ada saat ini maupun reaktor-reaktor masa depan. Akan tetapi, untuk reaktor-reaktor masa depan perbaikan yang demikian dapat dicapai dengan cara yang lebih sistematis dan lengkap. Hal ini mencakup: • perbaikan pencegahan kecelakaan, khususnya dengan mengoptimalkan keseimbangan antara tindakan-tindakan yang diambil pada berbagai lapisan • pertahanan berlapis dan peningkatkan independensinya; • perbaikan fungsi pengungkung. 122. Salah satu dasar yang penting untuk memperkuat pencegahan kecelakaan dan fungsi pengungkung adalah konsensus umum terhadap sasaran keselamatan seperti tercantum pada INSAG-3 [1] untuk reaktor-reaktor masa depan, yakni probabilitas kerusakan teras parah di bawah 10-5 per reaktor tahun operasi digabungkan dengan pengurangan lebih jauh dengan faktor paling tidak sepuluh dalam probabilitas pelepasan yang besar yang membutuhkan penanggulangan luar-tapak jangka pendek. 123. Cara-cara yang mungkin untuk memperkuat pencegahan kecelakaan adalah: • meningkatkan inersia panas; • mengoptimalkan antar-muka manusia-mesin; • memperluas pengunaan teknologi informasi; • mengurangi kerumitan; • meningkatkan keperawatan (maintainability); • memperluas penggunaan sifat pasif; • pertimbangan yang lebih sistematik terhadap kemungkinan kegagalan ganda pada desain asli reaktornya. 124. Fungsi pengungkung untuk reaktor-reaktor maju akan diperkuat dengan pendekatan dan inisiatif yang konsisten dengan konsep-konsep berikut: • Untuk desain maju, harus ditunjukkan, dengan cara-cara deterministik dan probabilistik, bahwa rangkaian kejadian parah hipotetis yang dapat 29 menyebabkan pelepasan radioaktif dalam jumlah yang besar karena kegagalan
sungkup pada dasarnya dapat dihilangkan dengan tingkat keyakinan yang tinggi. • Kecelakaan-kecelakaan parah yang akhirnya dapat menyebabkan kegagalan sungkup dapat dipertimbangkan secara eksplisit dalam proses desain untuk reaktor maju. Ini berlaku baik untuk pencegahan kecelakaan yang demikian maupun mitigasi konsekuensinya, dan meliputi suatu reviu (estimasi terbaik) fungsi pengungkung secara hati-hati dan realistis dan kesempatan untuk perbaikan dalam skenario yang demikian. • Untuk situasi kecelakaan tanpa pelelehan teras, desain maju perlu menunjukkan bahwa tidak dibutuhkan tindakan-tindakan pencegahan (pengungsian atau penampungan) untuk orang-orang yang tinggal di sekitar instalasi. Untuk kecelakaan-kecelakaan parah yang dipertimbangkan secara eksplisit di dalam desain, harus ditunjukkan dengan analisis estimasi terbaik bahwa hanya tindakan-tindakan protektif yang sangat terbatas cakupannya dalam kaitannya dengan baik daerah maupun waktu yang dibutuhkan (termasuk pembatasanpembatasan dalam konsumsi makanan). 5.2. LAPISAN-LAPISAN PERTAHANAN BERLAPIS UNTUK REKTOR GENERASI MENDATANG 125. Memenuhi tujuan-tujuan keselamatan yang disusun untuk reaktor daya generasi mendatang akan memerlukan perbaikan pada kekuatan dan independensi berbagai lapisan pertahanan. Tujuannya adalah untuk memperkuat aspek preventif dan untuk mempertimbangkan secara eksplisit mitigasi akibat kecelakaan parah konsisten dengan inisiatif-inisiatif yang dinyatakan di dalam Bagian 5.1 di atas. Perkembangan ini akan meliputi kecenderungan-kecenderungan berikut: • Lapisan 1, untuk pencegahan operasi abnormal dan kegagalan, diperluas dengan mempertimbangkan cakupan yang lebih luas pada kondisi operasi yang didasarkan pada pengalaman operasi umum dan hasil-hasil studi keselamatan di dalam desain dasarnya. Tujuannya adalah untuk mengurangi frekuensi kegagalan awal yang diperkirakan dan untuk menghadapi semua kondisi
operasi, termasuk daya penuh, daya rendah dan semua kondisi shutdown yang relevan. • Lapisan 2, untuk kendali operasi abnormal dan deteksi kegagalan, akan diperkuat (sebagai contoh dengan penggunaan sistem pembatasan yang lebih sistematis, independen dari sistem kendali) dengan umpan balik pengalaman operasi, antar-muka manusia-mesin yang ditingkatkan dan sistem diagnose yang diperluas. Hal ini mencakup instrumentasi dan kemampuan kendali pada jangkauan yang diperlukan dan penggunaan teknologi digital dengan keandalan yang telah terbukti. • Lapisan 3, untuk kendali kecelakaan dalam dasar desain, adalah untuk mempertimbangkan serangkaian kondisi insiden dan kecelakaan yang lebih luas termasuk, beberapa kondisi yang disebabkan oleh kegagalan ganda, untuk mana asumsi-asumsi estimasi dan data terbaik digunakan. Studi probabilistik dan cara-cara analitis yang lain akan memberikan kontribusi pada definisi insiden dan kecelakaan yang akan dihadapi; perhatian khusus perlu diberikan untuk mengurangi kemungkinan terjadinya rentetan bypass sungkup. • Lapisan 4, untuk pencegahan penjalaran kecelakaan, adalah dengan mempertimbangkan jangkauan strategi preventif untuk manajemen kecelakaan 30 yang luas secara sistematis dan memasukkan cara-cara untuk mengendalikan kecelakaan akibat kerusakan teras yang parah. Hal ini akan meliputi peralatan yang sesuai untuk melindungi fungsi sungkup seperti kemampuan bangunan sungkup untuk bertahan terhadap pembakaran hidrogen, atau proteksi yang ditingkatkan terhadap lapisan dasar (basemat) untuk mencegah penjalaran pelelehan. • Lapisan 5, untuk mitigasi akibat radiologis dari pelepasan yang cukup besar, dapat dikurangi karena perbaikan pada lapisan-lapisan sebelumnya, dan khususnya karena pengurangan faktor sumber. Meski kurang digunakan, Lapisan 5 juga harus dijaga. 31
DAFTAR PUSTAKA [1] INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP, Basic Safety
Principles for Nuclear Power Plants, Safety Series No. 75-INSAG-3, IAEA, Vienna (1998). [2] INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP, A Common Basis for Judging the Safety of Nuclear Power Plants Built to Earlier Standards, INSAG Series No. 8, IAEA, Vienna (1995). [3] INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP, Safety Culture, Safety Series No. 75-INSAG-4, IAEA, Vienna (1991). [4] INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP, Probabilistic Safety Assessment, Safety Series No. 75-INSAG-6, IAEA, Vienna (1992). [5] INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION, Principles for Intervention for Protection of the Public in a Radiological Emergency, ICRP Publication No. 63, Ann. ICRP 22 4, Pergamon Press, Oxford and New York (1991). [6] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, International Basic Safety Standards for Protection against ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources, Interim Edition, Safety Series No. 115-I, IAEA, Vienna (1994).
