Catatan Tambahan ISI LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN A.1. PENDAHULUAN DAN URAIAN SINGKAT FASILITAS

Catatan Tambahan ISI LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN

A.1. PENDAHULUAN DAN URAIAN SINGKAT FASILITAS A.101. Bab pertama Laporan Analisis Keselamatan (LAK) harus memuat pendahuluan tentang laporan dan informasi umum tentang reaktor penelitian dan fasilitas terkait yang bertujuan untuk memperoleh gambaran menyeluruh yang memadai tentang fasilitas tersebut. Uraian Umum Tentang Fasilitas A.102. Bagian ini harus berisi rangkuman tentang karakteristik utama fasilitas dan tapak. Gambaran umum dan tata letak fasilitas harus diuraikan, mulai dari teras reaktor, sistem sekunder dan tersier untuk menyampaikan gambaran menyeluruh tentang fasilitas dan-komponen-komponennya. Ciri-ciri yang penting untuk keselamatan operasi hendaknya ditunjukkan dengan jelas. Apabila fasilitas mempunyai ciri-ciri baru atau melibatkan pendekatan yang tak lazim dalam analisis keselamatan, hal ini harus diuraikan secara garis besar.

Tinjauan Historis A.103. Riwayat operasi untuk fasilitas lain harus dikemukakan, termasuk perubahan besar yang telah dilakukan pada fasilitas yang ada atau sedang beroperasi.

Perbandingan Dengan Fasilitas lain A.104. Setiap kesamaan dengan fasilitas lain, yang meliputi kesamaan desain, kejadian keselamatan sebelumnya dan kasus historis dari fasilitas lain yang akan diacu dalam LAK, harus dikemukakan.

Indentifikasi Pemilik dan Kontraktor A.105. Pemilik fasilitas, arsitek/perancang, kontraktor utama dan konsultan harus diidentifikasi. Uraikan pula, apabila ada, pengalaman mereka sebelumnya dalam kegiatan yang menyangkut fasilitas penelitian nuklir lain.

Ciri Keselamatan A.106. Bagian ini harus menyatakan secara singkat prinsip keselamatan dasar untuk desain, konstruksi dan operasi reaktor serta kriteria keselamatan nuklir

22

untuk penerimaan. Ciri keselamatan, komponen atau sistem keselamatan fasilitas yang digunakan dalam analisis juga harus diuraikan.

Program Eksperimen A.107. Bagian ini harus memberikan uraian singkat tentang program eksperimen yang akan dilakukan pada fasilitas reaktor dan fasilitas eksperimen yang digunakan.

Daftar Gambar A.108. Bagian ini harus memberikazn daftar gambar yang berkaitan dengan penataan fasilitas dan peralatannya.

Daftar Pustaka A.109. Bagian ini harus berisi tabel informasi acuan yang mendukung LAK. Sebagai contoh, informasi tersebut dapat terdiri dari informasi tentang program komputer dan laporan dari pabrik pembuat reaktor dan bahan bakar.

Persyaratan Untuk Informasi Teknis Lebih Lanjut A.110. Bagian ini harus mengindentifikasi ciri keselamatan atau komponen yang perlu dilengkapi dengan keterangan teknis lebih lanjut untuk mendukung penerbitan lisensi karena tidak secara lengkap diberikan dalam LAK.

A.2. TUJUAN KESELAMATAN DAN PERSYARATAN DESAIN TEKNIS

A.201. Bab ini harus mengindentifikasi, menguraikan dan membahas tujuan keselamatan dan persyaratan desain teknis struktur, komponen, peralatan dan sistem yang penting untuk keselamatan.

Tujuan Keselamatan dan Persyaratan Desain Umum A.202. Dalam bagian ini harus diuraikan tujuan keselamatan dan persyaratan desain umum untuk menentukan desain fasilitas reaktor dengan mempertimbangkan persyaratan-persyaratan untuk operasi normal, kejadian operasi yang diperkirakan, dan kecelakaan yang dipertimbangkan dalam desain. Tujuan keselamatan dan persyaratan desain untuk mitigasi kecelakaan juga harus diuraikan. Upaya lain yang dapat digunakan untuk mengurangi akibat kecelakaan harus diuraikan dalam Bab yang sesuai dalam LAK.

23

A.203. Pernyataan tentang tujuan keselamatan keseluruhan harus diberikan. Uraian ini harus disertai dengan penjelasan singkat tentang tujuan keselamatan dan persyaratan desain umum yang penting untuk desain. Tujuan keselamatan dibahas dalam Bab 2, dan persyaratan desain umum dalam Bab 5 dokumen Safety Series No. 35-S1. Tujuan dan persyararatan ini dapat mencakup hal-hal berikut: (a) Jaminan kualitas; (b) Standar desain rekayasa yang tinggi, dan terutama, kelonggaran/marjin desain konservatif, sistem (ciri) keseselamatan teknis, penghalang terhadap pelepasan zat radioaktif dan proteksi dari penghalang tersebut; (c) Ciri keselamatan inheren (yang berhubungan dengan prinsip fisika intrinsik); (d) Ciri keselamatan pasif (ciri pasif tidak mengubah keadaan secara aktif); (e) Uraian lanjut tentang ciri unik atau khusus yang mungkin digunakan yang dapat mempengaruhi akibat atau kemungkinan pelepasan; (f) Uraian lanjut tentang sistem kerangkapan, keanekaragaman, dan kemandirian yang diterapkan dalam desain sistem keselamatan teknis; (g) Ciri gagal aman; (h) Pertahanan berlapis yang diterapkan dalam desain; (i) Pencegahan kecelakaan (j) Manajemen kecelakaan; (k) Praktek rekayasa teruji dan penggunaan standar yang umum diterima; (l) Pengkajian faktor manusia dan kegagalan yang saling tergantung; (m) Proteksi radiasi; Perhatian utama harus ditekankan pada prinsip-prinsip yang digunakan dalam desain, bukan pada uraian tentang reactor. Uraian yang merangkum tentang reaktor diberikan dalam Bab 5.

Persyaratan Desain Khusus A.204. Persyaratan desain khusus yang digunakan harus dinyatakan dalam Bab ini. Persyaratan tersebut dibahas secara detil di Bab 6 dokumen Safety Series No. 35-S1. Persyaratan ini meliputi : (1) Persyaratan jaminan kualitas desain, termasuk ketentuan praktis yang digunakan dalam desain; (2) Pemantauan variabel dan kendali variabel reaktor dan variabel sistem dalam rentang operasinya; (3) Persyaratan integritas teras reaktor (4) Proteksi terhadap ketidakstabilan aliran dan penurunan osilasi daya; (5) Kriteria untuk penggunaan secara bersama struktur, sistem dan komponen umum yang penting untuk keselamatan diantara fasilitasfasilitas yang ada pada tapak yang sama; (6) Pertimbangan faktor manusia dan prinsip ergonomi untuk memperkecil potensi kesalahan manusia dan mengurangi ketegangan operator; (7) Persyaratan-persyaratan untuk analisis desain dengan teknik, model atau program komputer yang tervalidasi;

24

(8)

Kriteria kendali reaktivitas, termasuk: (a) Kerangkapan kendali; (b) Batas reaktivitas; (c) Kelonggaran (marjin) penghentian (shutdown) reaktor; dan (d) Ketentuan desain untuk mencegah, atau mengurangi potensi kesalahan pemuatan bahan bakar; (9) Kriteria pendinginan teras, termasuk: (a) Persyaratan pendinginan teras yang memadai untuk semua keadaan operasi dan kondisi kecelakaan; dan (b) Persyaratan integritas sistem pendingin dan proteksinya terhadap kebocoran; (10) Batas desain bahan bakar dan kriteria desain bahan bakar, termasuk; (a) Dasar desain bahan bakar mencakup desain mekanik, kimia dan termal; (b) Kelonggaran (margin) keselamatan bagi parameter desain bahan baker; (c) Metode pencapaian kelonggaran (margin) keselamatan konservatif untuk bahan bakar prototipe; (d) Verifikasi integritas bahan bakar; dan (e) Dasar desain untuk desain mekanik, termal dan kimia dari bahan yang penting untuk keselamatan; (11)

Kriteria desain untuk pemanfaatan reaktor, termasuk; (a) Proteksi radiasi untuk semua kondisi operasi; (b) Perawatan kelonggaran (margin) desain bahan bakar; (c) Persyaratan desain untuk menjamin agar setting sistem keselamatantidak banyak pengaruh; dan (d) Persyaratan kemandirian antara reaktor dengan peralatan eksperimen terpasang.

(12)

Kriteria desain sistem keselamatan dan apabila perlu: (a) Ketentuan sistem untuk penghentian reaktor, pendinginan bahan bakar dan pengendalian pelepasan radionuklida; (b) Persyaratan operasi; (c) Persyaratan pemisahan untuk sistem keselamatan dan fungsi pengendalian; dan (d) Persyaratan modus gagal-aman.

(13)

Persyaratan keandalan, termasuk; (a) Keandalan proses (sistem) operasi; (b) Target keandalan untuk sistem keselamatan; (c) Persyaratan kerangkapan dan ketaktersediaan sistem keselamatan; (d) Pemisahan untuk kemandirian atau keanekaragaman dan; (e) Persyaratan untuk sistem pendukung keselamatan;

(14)

Dasar desain kualifikasi peralatan untuk kejadian alam, kondisi lingkungan, proteksi kebakaran, dan bahaya luar;

25

(15)

Metode yang digunakan untuk perlindungan terhadap kegagalan yang saling tergantung;

(16)

Kemampuan pengawasan dan perawatan peralatan keselamatan; dan

(17)

Upaya proteksi radiasi dalam desain meliputi: (a) Ciri desain untuk mengurangi penyinaran; (b) Pengendalian pelepasan; (c) Pengendalian bahan radioaktif; (d) Pencegahan kekritisan yang tak terduga; dan (e) Pemantauan daerah bahan bakar dan penyimpanan limbah.

Klasifikasi Struktur, Komponen dan Sistem A.205. Apabila suatu skema klasifikasi struktur, komponen, dan sistem telah dibuat untuk tujuan analisis atau desain, seperti keselamatan seismik, jaminan kualitas atau keselamatan nuklir, dasar klasifikasinya dan jenis kelas hendaknya disajikan di bagian ini.

Kejadian Eksternal A.206. Dalam bagian ini kriteria desain bagi ketahanan struktur, sistem dan komponen terhadap kejadian eksternal hendaknya dikemukakan. Kejadian eksternal ini dapat mencakup: (a) Beban angin dan badai; (b) Desain ketingggian air (banjir); (c) Proteksi misil dari sumber di dalam dan luar fasilitas, termasuk pesawat terbang; (d) Bahaya seismic dan analisis seismik; dan (e) Kebakaran dan ledakan; Informasi tambahan tentang persyaratan tapak diberikan dalam Bab 4 dokumen Safety Series No. 35-S1.

Peraturan dan Standar A.207. Dalam bagian ini, semua peraturan dan standar yang digunakan dalam desain struktur, sistem dan komponen harus didaftar. Pembenaran terhadap penggunaannya harus diberikan, terutama yang relevan untuk keselamatan nuklir. A.208. Apabila digunakan peraturan dan standar yang berlainan untuk aspekaspek berbeda dari barang atau sistem yang sama, konsistensi peraturan/standar tersebut harus ditunjukkan. Bidang-bidang yang tercakup oleh peraturan dan standar adalah: • Desain mekanik, termasuk analisis tegangan dan mekanik keretakan; • Desain struktur

26

• • • • • • • • • •

Desain tahan gempa bumi Pemilihan bahan Inspeksi sistem, komponen dan struktur yang difabrikasi dan terpasang; Desain termohidraulik dan neutronik Desain sistem instrumentasi dan pengendalian; Desain listrik; Perisai dan proteksi radiasi Inspeksi, pengujian dan perawatan yang berkaitan dengan desain; Proteksi kebakaran; Desain dan produksi bahan bakar

A.209. Untuk struktur, komponen dan sistem yang penting untuk keselamatan yang belum mempunyai standar atau peraturan yang memadai, harus digunakan pendekatan yang diperoleh dari standar atau peraturan yang ada bagi peralatan serupa harus digunakan. Apabila standar atau peraturan/pedoman tersebut juga belum tersedia, dapat digunakan hasill-hasil pengalaman, pengujian, analisis atau gabungannya, dan penjelasan tentang hasil-hasil tersebut harus juga diberikan.

Metode Desain Teknis A.210. Metode desain dan analisis sistem dan komponen harus diuraikan disini; termasuk transien desain, program komputer yang digunakan, analisis tegangan eksperimental, dan program pengujian dinamik dan analisis sistem dan komponen mekanis. Metoda desain ini terutama harus diberikan untuk struktur, sistem dan komponen yang penting untuk keselamatan.

Desain Proteksi Kebakaran di Dalam Fasilitas A.211. Bagian ini harus membahas persyaratan desain untuk perlindungan kebakaran di fasilitas. Uraian ini harus mencakup uraian sistem pasif seperti isolasi, pemisahan, pemilihan bahan, dan tata letak serta pembagian daerah gedung, lokasi peralatan pemadam kebakaran, dan tata letak serta proteksi sistem keselamtan (termasuk pemisahan dari sistem berlapis yang berkaitan dengan keselamatan).

Kualifikasi Komponen A.212. Pada bagian ini harus diuraikan dasar desain untuk kualifikasi komponen terhadap faktor-faktor lingkungan seperti vibrasi, ekspansi panas, radiasi, korosi, pengaruh dinamik, beban mekanis dan tekanan tinggi, temperatur tinggi, kelembaban, air, uap, bahan kimia, temperatur rendah atau vakum. Di bagian ini diuraikan pula tetang uji kualifikasi analisis yang telah (atau akan) dilaksanakan.

27

Kesimpulan A.213. Bagian ini harus berisi kesimpulan bahwa fasilitas telah didesain untuk memenuhi tujuan keselamatan keseluruhan dan tujuan keselamatan serta bahwa kejadian eksternal, peraturan, standar dan metode desain yang sesuai telah dipertimbangkan dalam desain fasilitas, termasuk kualifikasi komponen.

A.3. KARAKTERISTIK TAPAK A.301. Bab ini harus berisi informasi tentang karakteristik geologi, seismologi, hidrologi dan metereologi tapak dan daerah sekitarnya, yang berkaitan dengan distribusi penduduk yang ada pada saat ini dan yang akan datang, tata guna tanah, dan kegiatan tapak serta pengawasan tapak ini terhadap desain fasilitas dan kriteria operasi dan untuk menunjukkan tinjauan karakteristik tapak dari segi keselamatan. Informasi tambahan tentang penentuan tapak dapat dilihat dalam Bab 4 dokumen Safety Series No. 35-S1. A.302. Informasi dalam Bab ini harus diberikan secara rinci untuk menunjang analisis dan kesimpulan Bab A.16 (Analisis Keselamatan) untuk membuktikan bahwa fasilitas reaktor dapat dioperasikan dengan aman pada tapak yang diusulkan. Untuk reaktor dengan daya rendah, dengan potensi bahaya yang sangat kecil, isi pada bab ini dapat dikurangi. A.303. Apabila laporan evaluasi tapak telah dibuat secara terpisah, laporan tersebut hendaknya diacu dan ringkasannya saja disajikan di dalam bab ini.

Uraian Umum Tapak A.304. Lokasi tapak fasilitas harus ditentukan dan dilengkapi dengan peta berskala memadai yang menunjukkan : (a) Daerah milik fasilitas dan tapal batasnya; (b) Lokasi dan orientasi gedung dan peralatan utama; (c) Lokasi daerah industri, perdagangan, pendidikan, rekreasi atau pemukiman; (d) Jalan raya, jalan tol, jalan air dan jalur kereta api yang terdekat; (e) Batas kawasan yang dikendalikan oleh organisasi pengoperasian; dan (f) Batas pelepasan efluen. A.305. Uraian tentang kewenangan hukum pemohon yang berkaitan dengan kawasan yang terletak di dalam daerah pengendalian yang ditentukan harus dikemukakan. Semua kegiatan yang tidak berkaitan dengan operasi fasilitas yang akan dilakukan di dalam daerah pengendalian harus diuraikan.

28

Pengaruh Eksternal A.306. Bab ini harus menguraikan fenomena dan karakteristik tapak baik yang disebabkan oleh alam maupun oleh manusia, yang harus dipertimbangkan dalam mengkaji memadainya tapak untuk fasilitas reaktor penelitian. A.307. Bagian ini harus menguraikan metode yang digunakan untuk menentukan kejadian eksternal yang merupakan bagian dan kejadian dasar desain untuk efek fenomena alam dan efek buatan manusia yang penting. Informasi tentang kriteria desain untuk proteksi terhadap efek ini hendaknya diberikan dalam Bab 2.

Geologi dan Seismologi A.308. Geologi tapak dan lingkungannya harus diuraikan di bagian ini secara terinci untuk mengindentifikasi dampak yang dapat membahayakan fasilitas reaktor penelitian. A.309. Informasi yang digunakan untuk menetapkan dasar desain seismik, seperti frekuensi terjadinya gempa bumi ulang dan gerakan tanah, harus disajikan dalam bagian ini, termasuk informasi tentang: • Pengkajian potensi terjadinya sesar permukaan pada tapak; • Definisi kondisi dan sifat teknis tanah dan/atau bantuan pondasi reaktor, dan • Pengkajian potensi terjadinya aktivitas vulkanik. Meteorologi A.310. Bagian ini harus memberikan uraian tentang metereologi tapak dan lingkungannya, termasuk kecepatan dan arah angin, temperatur udara, presipitasi, kelembabban, parameter stabilitas atmosfer dan inversi yang berlanjut. Frekuensi musiman dan tahunan fenomena cuaca harus diberikan termasuk, apabila perlu, badai, topan, petir, dan angin ribut.

Hidrologi dan Oseanografi A.311. Hidrologi permukaan dan bawah tanah tapak dan lingkungannya harus diuraikan dalam bab ini, termasuk lokasi, ukuran, aliran, penggunaan air dan karakteristik sumber air minum. Lokasi dan karakteristik struktur buatan manusia harus ditunjukkan, termasuk bendungan (dam) dan kanal pengubahan aliran, dan bangunan pengendali banjir. A.312. Uraian tentang hidrologi air tanah disekitar fasilitas harus diberikan, termasuk karakteristik utama dari daerah air dan interaksinya dengan air permukaaan, dan data tentang penggunaaan air tanah dalam kawasan tersebut.

29

A.313. Apabila reaktor dibangun di dekat pantai, informasi oseanografi dan hidrografi, termasuk peta batimetri dari daerah dekat pantai di depan lokasi reaktor, harus diberikan. A.314. Fenomena alam yang harus dipertimbangkan dalam LAK dapat meliputi, apabila perlu: • Banjir; • Arus gelombang, ombak; dan • Fenomena yang diakibatkan seismik seperti tsunami dan kegagalan bendungan.

Fasilitas Industri, Transportasi dan Militer Terdekat A.315. Semua fasilitas industri, pengangkutan dan militer yang ada pada saat ini dan di masa mendatang yang dapat membahayakan fasilitas reaktor harus diuraikan di bagian ini; sebagai contoh: pabrik bahan kimia, penyulingan minyak, fasilitas penyimpanan, penambangan dan pengambilan bahan galian, pangkalan militer, jalur transportasi (udara, darat, air), fasilitas pengangkutan (jalur kereta api, galangan, pelabuhan, bandar udara), jaringan pipa, operasi pengeboran sumur gas dan minyak serta fasilitas penyimpanan bawah tanah. Potensi pengaruh merugikan yang dipunyai fasilitas-fasilitas ini terhadap gedung reaktor, misalnya tubrukan pesawat atau kecelakaan lalu lintas lainnya, harus diuraikan. A.316. Perubahan yang diperkirakan cukup berarti dalam penggunaaan tanah hendaknya dipertimbangkan, termasuk perluasan fasilitas atau kegiatan yang ada, atau pembanganan fasilitas dengan risiko tinggi.

Impak Radiologi A.317. Bagian ini harus menguraikan aspek ekologi, khususnya aspek biologi dari perpindahan zat radioaktif dan dampaknya terhadap manusia. Uraian yang terinci tentang hal ini tidak disyaratkan bagi reaktor dengan daya rendah dan yang mempunyai risiko kecil. Dalam hal ini, hanya ringkasannya saja diberikan untuk setiap judul. Jika uraian tentang dampak radiologi ini tidak diberikan, maka alasan untuk menghapuskannya dari LAK ini harus disebutkan. A.318. Informasi tentang dampak radiologi, bersama-sama dengan data buangan zat radioaktif dan perilaku/perpindahan radionuklida yang diberikan pada bab lain, yang akan digunakan dalam pengkajian dosis perorangan dan masyarakat/penduduk, dan kontaminasi rantai biologi dan rantai makanan harus diuraikan. Informasi ini harus mencakup seluruh daerah yang mungkin terpengaruh, dengan mempertimbangkan karakteristik topografi, hidrologi dan meteorologi.

30

Distribusi Penduduk A.319. Distribusi penduduk di sekitar fasilitas dan kawasannya, variasi musiman dan harian, harus disajikan disini. Khususnya, informasi tentang distribusi penduduk saat ini dan proyeksinya di sekitar fasilitas harus dikumpulkan dan dipertahannkan agar tetap mutakhir selama umur fasilitas.

Penggunaaan Lahan, Air dan Lingkungan Alam A.320. Karakteristik ekologi regional dan penggunaaan air dan lahan harus dirangkum dalam bagian ini, mencakup: (a) (b) (c) (d) (e) (f) (g)

Lahan dan badan air yang menunjang kehidupan alam; Lahan yang diperuntukkan bagi pertanian; Lahan yang diperuntukkan bagi ladang atau peternakan; Lahan yang diperuntukkan bagi tujuan komersial, pemukiman dan rekreasi; Badan air yang digunakan untuk tambak dan olah raga memancing; Badan air yang digunakan untuk tujuan komersial dan rekreasi; Jalur langsung dan tak langsung kontaminasi radioaktif terhadap rantai makanan

Tingkat Radiologi Latar A.321. Bagian ini hendaknya berisi uraian tentang tingkat radioaktivitas latar dari alam dan buatan di udara, air dan tanah (termasuk bawah tanah) serta pada flora dan fauna. Jika ada instalasi nuklir lain pada tapak, maka harus diberikan uraian secara singkat tentang kejadian-kejadian yang menyebabkan tambahan pada tingkat radioaktivitas latar pada tapak.

Dispersi Atmosferik Zat Radioaktif A.322. Bagian ini harus menguraikan model yang digunakan untuk pengkajian penyebaran atmosferik zat radioaktif yang terlepas selama operasi normal dan kondisi kecelakaan pada reaktor, sesuai dengan kebijakan organisasi pengoperasi dan Badan Pengawas. Pada bagian ini juga harus jelas perkiraan penyebaran berdasarkan pada data meteorologi yang sebenarnya atau data konservatif dengan asumsi cuaca terburuk. Lingkup model harus mencakup ciri topografi tapak dan regional yang khusus, dan karakteristik fasilitas yang dapat mempengaruhi penyebaran atmosferik. Ketepatan dan keabsahan model, termasuk memadainya parameter masukan, konfigurasi sumber dan topografi, harus dibahas. A.323. Bagian ini harus menyajikan hasil-hasil perhitungan parameter difusi atmosferik pada batas tapak dan lokasi di luar tapak, atau mengacu pada konsentrasi radionuklida di atmosfir dan perhitungan dosis yang disajikan dalam Bab A.12 (Keselamatan Radiologi Operasi) dan Bab A.16 (Analisis Keselamatan).

31

Dispersi Zat Radioaktif Melalui Air Permukaaan dan Air Tanah A.324. Bagian ini harus mengindikasikan lokasi penyebaran radionuklida yang terlepas dan yang memasuki air permukaan atau air tanah di dekat fasilitas. Hasilhasil penyelidikan hidrologi dan hidrogeologi yang digunakan untuk mengkaji karakteristik pengenceran dan penyebaran dari badan air harus disajikan. A.325. Model yang digunakan untuk mengevaluasi kemungkinan dampak kontaminasi air permukaan dan air tanah terhadap penduduk harus diuraikan. Bila perlu, hasil perhitungan dosis luar tapak harus diberikan dan acuan terhadap perhitungan tersebut harus dimuat dalam Bab A.12 (Keselamatan Radiologi Operasi) dan Bab A.16 (Analisis Keselamatan).

Mitigasi A.326. Bagian ini harus membahas hasil-hasil penelitian yang dilakukan untuk mengkaji keperluan akan, atau cakupan dari, upaya mitigasi seperti manajemen kecelakaan atau upaya kedaruratan yang mungkin diperlukan pada saat terjadi kecelakaan pada fasilitas, sesuai dengan kebijakan Badan Pengawas. Acuan harus dibuat dalam A.16 (Analisis Keselamatan) dan Bab 20 (Perencanaan dan Penanggulangan Kedaruratan) untuk menunjang evaluasi tersebut, jika diperlukan. A.327. Bagian ini harus mempertimbangkan: • Distribusi penduduk dan proyeksi perubahan penduduk di kawasan sekitar fasilitas; • Penggunaan lahan dan air saat ini dan proyeksinya di kawasan itu; • Potensi bentuk sumber radioaktif, dan dosis penduduk dari medan radiasi langsung dan dari lintasan udara/air; • Potensi kontaminasi dari rantai makanan; • Potensi dosis terhadap personil di lokasi; • Keperluan untuk mengendalikan kegiatan yang tidak berkaitan dengan operasi fasilitas dalam daerah pengendalian atau mengevakuasi orang-orang yang terlibat dalam kegiatan ini; • Kemampuan instansi berwenang terkait untuk melaksanakan upaya kedaruratan jika diminta; dan • Kelayakan rencana kedaruratan (bila perlu) dengan mempertimbangkan distribusi penduduk, batas nasional dan internasional, kelompok khusus (misalnya rumah sakit), ciri geografi khusus (misalnya kepulauan), fasilitas komunikasi dan pengangkutan. Kesimpulan A.328. Bagian ini harus memberikan kesimpulan tentang kemamputerimaan tapak untuk reaktor penelitian yang dipertimbangkan. Jika analisis lebih lanjut diperlukan untuk mendukung kesimpulan kemamputerimaan tersebut, karakteristik tapak harus diindentifikasi dan hendaknya diacu Bab-bab LAK lain yang sesuai. Dalam hal ini harus dinyatakan pula bahwa risiko radiologi terhadap 32

penduduk pada kondisi kecelakakan, termasuk pelaksanaan upaya mitigasi, adalah cukup rendah dan sesuai dengan persyaratan yang berlaku.

A.4. GEDUNG DAN STRUKTUR BANGUNAN A.401. Bagian ini harus berisi uraian tentang gedung reaktor dan struktur internal (seperti kolam dan bangunan bagian dalam reaktor, struktur pendukung, krein, sistem ventilasi), terutama karakteristik gedung/bangunan yang berfungsi untuk menjaga tingkat radiasi yang diijinkan di dalam dan di luar tapak selama semua jenis status operasi. Informasi tentang persyaratan-persyaratan bagi gedung reaktor terdapat dalam Bab 6 dokumen Safety Series No. 35-S1. A.402. Uraian tersebut di atas harus meliputi dasar desain gedung reaktor dan bangunan internal, termasuk dasar desain penetrasi gedung (pintu kedap udara, jendela, dan lain-lain) yang dapat bertahan terhadap kejadian internal dan eksternal (lihat paragraf A.211 dan A.307). A.403. Desain dan operasi sistem ventilasi, termasuk persyaratan pengungkung, harus diuraikan. Jika perlu, harus dilakukan pemisahan antara sistem yang digunakan selama operasi normal dan sistem yang digunakan untuk keadaan darurat . Efisiensi spesifik dari filter uadara dan sistem perangkap yodium harus diberikan. A.404. Desain dan operasi subsistem gedung reaktor, seperti sistem yang digunakan untuk mengendalikan pelepasan produk fisi, harus diuraikan. A.405. Desain dan operasi krein atau alat pengangkat lainnya harus diuraikan. A.406. Uraian yang disyaratkan pada paragraf A.401 – A.405 di atas harus didukung oleh gambar, termasuk diagram alir dan instrumentasi. A.407. Batasan yang diijinkan dan persyaratan pengujian dan inspeksi untuk subsistem di atas harus diuraikan, terutama yang digunakan untuk menjamin kekedapan/laju kebocoran.

Struktur Bantu A.408. Bagian ini harus mencakup uraian tentang gedung dan struktur bantu yang penting untuk keselamatan.

A.5. REAKTOR A.501. Bab ini harus memberikan semua informasi yang diperlukan untuk membuktikan bahwa reaktor mampu memenuhi fungsi keselamatannya. Fungsi keselamatan ini adalah:

33

• • •

Penghentian reaktor dan mempertahankannya pada kondisi yang aman untuk semua status operasi dan kondisi kecelakaan; Ketersediaan sistem pembuangan panas sisa dari teras setelah reaktor padam, termasuk kondisi kecelakaan; Pengungkungan zat radioaktif untuk membatasi pelepasan ke lingkungan.

A.502. Bab ini harus berisi informasi tentang status operasi, termasuk bagian analisis keselamatan yang terkait dengannya. Tetapi, analisis tentang akibat dari kegagalan dan kecelakaan dibahas secara tersendiri dalam Bab A.16 (Analisis Keselamatan).

Uraian Ringkas A.503. Bab ini harus diawali dengan ringkasan mengenai karakteristik fungsi, teknis dan operasional dari reaktor. Gambar, diagram alir dan tabel hendaknya diberikan sebagai gambaran yang lebih jelas dan pendukung informasi. Lampiran III berisi hal-hal yang hendaknya dipertimbangkan dalam uraian tersebut. Uraian itu harus mengindentifikasi fungsi keselamatan yang saling tergantung dan terkait antar komponen-komponen utama reaktor.

Bahan Bakar A.504. Informasi dasar tentang desain dan sifat-sifat bahan bakar harus terdiri dari: (a) Material bahan bakar, pengayaan, komposisi dan sifat metalurgi (oksida, paduan logam, dan lain-lain); (b) Bahan-bahan (jenis komposisi, dan lain-lain) bagian lain elemen bahan bakar seperti kelongsong, penjarak (spacer), penyambung (fitting) dan racun dapat bakar; (c) Geometri, dimensi, toleransi bahan bakar, dan lain-lain (disertai dengan gambar-gambar); (d) Sifat-sifat bahan yang diperlukan untuk analisis yang dinyatakan pada paragraf A.505-A.508 tersebut di bawah; (e) Temperatur maksimum yang masih dapat dipenuhi oleh bahan bakar tanpa terjadi deformasi (akibat terbentuknya pelepuhan atau pelunakan mekanis); (f) Instrumentasi di elemen bahan bakar, bila perlu

A.505. Analisis yang menunjukkan ketahanan bahan bakar nuklir terhadap panas selama operasi normal harus diberikan. Analisis ini harus dilakukan tidak hanya pada teras reaktor tetapi juga pada saat penyimpanan, penanganan dan pengangkutan. A.506. Analisis yang menunjukkan ketahanan bahan bakar nuklir terhadap beban mekanis (gaya hidrolik, efek pemuaian panas yang berbeda, dan lain-lain) tanpa merusak integritas mekanis atau terjadinya deformasi yang tidak dikehendaki

34

harus dilakukan. Akibat yang dapat diperkirakan dari beban mekanis tersebut harus dikuantifikasi. A.507. Analisis ketahanan kelongsong bahan bakar nuklir terhadap bahan kimia selama penggunaaan dan penyimpanannya, dengan mempertimbangkan pengaruh temperatur dan iradiasi harus dilakukan. A.508. Analisis yang menunjukkan bahwa kondisi dan batas iradiasi (rapat fisi, fisi total pada akhir operasi dan lain-lain) dapat diterima dan tidak akan mengakibatkan deformasi yang tidak dikehendaki atau pemuaian komponen yang mungkin mengandung bahan fisil harus dilakukan. Batasan deformasi yang diperkirakan (yang dinyatakan sebagai lebar saluran pendingin minimum) harus diberikan untuk analisis keselamatan termal. A.509. Semua analisis dan informasi tersebut hendaknya didukung dengan laporan tetang pengukuran eksperimental dan pengalaman iradiasi dan harus mencakup seluruh daur bahan bakar (penyimpanan, pengangkutan dan lain-lain).

Sistem Kendali Reaktivitas A.510. Informasi yang menunjukkan bahwa mekanisme kendali reaktivitas dan sistem penggeraknya (drive system) dapat memenuhi fungsi keselamatan dalam semua kondisi operasi yang diperkirakan harus diberikan. Hanya fungsi keselamatan teknis (seperti kemampuan penyisipan) yang dimasukkan; sedangkan aspek-aspek reaktivitas lainnya harus diberikan dalam sub bab desain nuklir, yaitu paragraf A.513 dan A.514. Penggabungan sistem proteksi dan sistem pengatur daya ke dalam sistem instrumentasi diberikan dalam Bab A.8 (Instrumentasi dan Kendali). A.511. Informasi dasar tentang desain mekanisme kendali reaktivitas dan sistem penggerak, termasuk bahan, aspek kerangkapan dan keanekaragaman, karakteristik unjuk kerja yang diharapkan (seperti kecepatan kendali dan waktu penyisipan), ciri gagal-aman, dan lain-lain harus diberikan. A.512. Analisis yang menunjukkan bahwa sistem kendali reaktivitas berfungsi secara benar selama operasi reaktor dan kemampuan penghentian reaktor tetap terjaga pada kondisi kecelakaan yang diperkirakan, termasuk kegagalan sistem kendali itu sendiri, harus diberikan.

Desain Nuklir A.513. Pada bagian ini harus diberikan analisis yang menunjukkan bahwa kondisi nuklir di dalam teras reaktor dapat diterima selama siklus teras yang direncanakan. Analisis tersebut harus mencakup karakteristik keadaan seimbang, karakteristik dinamik termal dan nuklir. A.514. Informasi dasar tentang desain nuklir harus mencakup:

35

(a)

(b) (c)

Konfigurasi dan komposisi teras, seperti jenis dan pola pemuatan bahan bakar yang diantisipasi, elemen kendali dan komponen komponen lain yang mempengaruhi sifat-sifat nuklir teras. Apabila konfigurasi teras reaktor penelitian akan berubah dengan berubahnya percobaan yang dilakukan dan persyaratan eksperimen, analisis tersebut dapat menggunakan konfigurasi teras standar yang mempunyai sifat-sifat konservatif yang berkaitan dengan semua konfigurasi teras lainnya. Penjelesan tentang strategi penggantian bahan bakar yang dikehendaki harus melengkapi informasi tersebut. Informasi ini hendaknya didukung oleh gambar-gambar; Distribusi fluks neutron horisontal dan vertikal dalam teras untuk energi neutron termal dan cepat; Karakteristik dasar reaktivitas teras, seperti faktor multiplikasi takhingga dan efektif, keefektifan dan posisi elemen kendali yang diperkirakan selama umur teras, kapasitas penghentian minimum, sifat-sifat umpan balik reaktivitas yang berkaitan dengan temperatur, kekosongan (void), dan lain-lain, serta nilai reaktivitas dari masing-masing komponen teras (bahan bakar, peralatan iradiasi, dan lain-lain).

A.515. Informasi dasar tersebut harus didukung oleh acuan berupa metode dan program perhitungan, verifikasi percobaan data masukan dasar, atau informasi lain yang dapat menunjang keabsahan sifat-sifat nuklir, dengan rinciannya diberikan pada bagian ini. A.516. Pada bagian ini harus diberikan pula analisis yang menunjukkan bahwa keefektifan, kecepatan tindakan dan kelonggaran keselamatan dari sistem pemadam reactor dapat diterima dan bahwa kegagalan tunggal dalam sistem pemadam tidak akan menghalangi sistem tersebut dalam melaksanakan fungsi keselamatannya bila diperlukan. Marjin keselamatan yang memadai harus disediakan sedemikian sehingga reaktor dapat dibuat dan dipertahankan subkritis selama semua status operasi dan keadaan kecelakaan.

Desain termohidraulik A.517. Informasi harus diberikan untuk membuktikan bahwa selama operasi kapasitas pendinginan teras yang cukup akan dapat mempertahankan bahan baker reaktor kondisi termal yang aman dan bahwa marjin keselamatan termal akan tersedia untuk mencegah atau mengurangi kerusakan bahan bakar pada kondisi kecelakaan. A.518. Informasi dasar tentang desain termal dan hidraulik teras harus mencakup: (a) Semua karakteristik hidraulik yang berkaitan dengan keselamatan dari masing-masing komponen teras dan teras secara keseluruhan (seperti kecepatan pendingin rata-rata dan lokal, dan tekanan pendingin, bila perlu) untuk status operasi selama pendinginan konveksi paksa dan konveksi alam;

36

(b)

Distribusi daya disemua komponen teras yang mungkin mengandung bahan fisil, yang diperoleh dari karakteristik desain nuklir yang diberikan dalam paragraf A.514(b).

A.519. Informasi di atas harus didukung dengan acuan berupa analisis, pengukuran eksperimen, spesifikasi fabrikasi, sehingga melengkapi pengkajian kuantitatif tentang ketidakpastian setiap parameter keselamatan. A.520. Analisis yang membuktikan bahwa beban panas maksimum pada bahan bakar dalam reaktor selama status operasi tidak melebihi kapasitas pendinginan yang tersedia, baik dengan konveksi paksa atau konveksi alam, harus diberikan. Kriteria batasan terhadap analisis ini dapat dikaitkan dengan pendidihan inti, ketidakstabilan aliran, olakan masuk (inlet vortexing), penyimpangan dari pendidihan inti dan lain-lain (tergantung pada jenis reaktor dan kondisi operasi), dan harus diverifikasi dan dikualifikasi satu sama lain. A.521. Analisis tersebut harus mengarah pada penentuan marjin keselamatan termal untuk teras, baik untuk kondisi “perkiraan terbaik” (berdasarkan pada kondisi nominal termohidraulik) maupun untuk kondisi konservatif (dengan memperhitungkan ketidakpastian harga seperti tersebut di atas). A.522. Pengkajian di atas harus mempertimbangkan perubahan parameterparameter keselamatan yang sesuai, yang mungkin disebabkan oleh deformasi mekanis, pembengkakan (dwelling) karena iradiasi, dan lain-lain, seperti tercantum dalam paragraf A.506 dan A.508.

Bahan Reaktor A.523. Informasi yang menunjukkan bahwa, semua bahan yang telah dipilih untuk pembuatan komponen dan struktur keselamatan dapat bertahan terhadap lingkungan nuklir dan kimiawi yang dideritanya, tanpa merusak unjuk kerja fungsi keselamatan komponen dan struktur yang tidak dapat diterima harus diberikan pada bagian ini. Efek penuaan akibat menurunnya sifat-sifat maupun kerusakan iradiasi harus dimasukkan. A.524. Hal-hal yang harus dipertimbangkan mencakup: (a) Struktur pendukung dan dudukan teras; (b) Bagian dalam reaktor yang relevan untuk keselamatan seperti pengarah mekanisme kendali reaktivitas; (c) Tangki reaktor dan komponen relevan terkait yang membentuk penghalang pengungkung pendingin primer; dan (d) Struktur dukung (support) tangki reaktor, instrumentasi keselamatan, fasilitas iradiasi, tabung berkas, dan lain-lain. Informasi diatas dapat diberikan dalam bentuk daftar semua bahan yang sesuai, spesifikasi keselamatannya dan nilai konservatif yang diperkirakan dari sifat-sifat penting bahan pada akhir pemakaiannya.

37

A.525 Informasi tersebut harus divalidasi dengan mengacu pada pengukuran eksperimental dan pengalaman. Jika validasi tersebut tidak dapat diberikan, program pengawasan bahan (pengujian dan inspeksi berkala), yang dilakukan untuk memverifikasi sifat-sifat penting bahan harus diuraikan

A.6. SISTEM PENDINGIN REAKTOR DAN SISTEM TERHUBUNG A.601. Bab 6 LAK harus memberikan uraian tentang sistem pendingin reaktor yang memindahkan panas dari reaktor ke sistem buangan panas akhir. Uraian itu harus berisi karakteristik desain utama dan karakteristik unjuk kerja. Uraian tersebut harus didukung oleh diagram alir skematik dan gambar elevasi sistem pendingin.

Sistem Pendingin Primer A.602. Desain dan operasi sistem pendingin primer harus diuraikan secara rinci. Karakteristik desain dan unjuk kerja komponen-komponen utama (pompa, katup, penukar panas, pipa) hendaknya disususn dalam bentuk tabel. Diagram alir dan instrumentasi hendaknya disajikan, termasuk gambar-gambar komponen utama. Bahan komponen dan efek iradiasi pada bahan ini harus dicantumkan. Bejana tekan, bersama-sama dengan faktor-faktor yang dihasilkan dari kondisi operasi (seperti korosi, kelelahan, dan tegangan panas siklik), harus diuraikan. A.603. Metode yang digunakan untuk deteksi kebocoran dan upaya untuk membatasi kehilangan pendingin primer harus dibahas. Konsekuensi potensial kehilangan pendingin primer harus dibahas. A.604. Data kimia pendingin primer harus disajikan, termasuk efek iradiasi terhadap pendingin primer.

Sistem Pendingin Sekunder (Pembuangan Panas Akhir) A.605. Desain dan operasi sistem pendingin sekunder harus diuraikan secara terinci. Karakteristik desain dan unjuk kerja dari komponen-kompenen utama (pompa, katup, penukar panas, menara pendingin, pipa) harus disusun dalam bentuk tabel. Diagram alir dan instrumentasi harus disajikan, termasuk gambargambar komponen utama. Bahan komponen dan upaya pengendalian korosi harus dicantumkan. A.606. Jika reaktor menggunakan sistem pendingin tertutup antara sistem pendingin primer dan sekunder, sistem ini juga harus diuraikan.

38

Sistem Moderator A.607. Desain dan operasi sistem moderator harus diuraikan secara terinci. Perhitungan panas yang dihasilkan dalam moderator harus disajikan. Karakteristik desain dan unjuk kerja komponen-komponen utama dari sistem pendinginan moderator harus ditabelkan. Diagram alir dan instrumentasi dari sistem tersebut harus disajikan, termasuk gambar-gambar komponen utama. Bahan komponen harus dicantumkan; efek korosi dan iradiasi terhadapnya harus dibahas. Penuaan bahan harus juga dibahas.

Sistem Pendinginan Teras Darurat A.608. Desain dan operasi sistem pendinginan teras darurat (ECCS) harus diuraikan secara terinci. Kecelakaan yang mungkin terjadi pada sistem ini harus diuraikan, dan analisis harus diberikan yang menunjukkan bahwa ECCS telah memenuhi persyaratan. Karakteristik desain dan unjuk kerja dari komponenkomponen utama harus disusun dalam bentuk tabel. Diagram alir dan instrumentasi harus disajikan, termasuk gambar-gambar komponen utama. Bahan komponen hendaknya dicantumkan, dan juga efek iradiasi harus dibahas, termasuk efek-efek lingkungan lainnya. Prosedur inspeksi dan pengujian tehadap ECCS harus diuraikan.

Sistem Pembuangan Panas Peluruhan A.609. Desain dan operasi sistem pembuangan panas peluruhan, termasuk buangan panas akhir, harus diuraikan secara rinci. Karekteristik desain dan unjuk kerja dari komponen-komponen utama hendaknya ditabelkan. Diagram alir dan instrumentasi hendaknya disajikan, termasuk gambar-gambar komponen utama. Bahan komponen harus dicantumkan; efek iradiasi, dan korosi harus dibahas, termasuk kondisi lingkungan yang kurang baik (unfavorable) untuk sistem buangan panas akhir.

Sistem Pemurnian Primer A.610. Desain dan operasi sistem pemurnian primer harus diuraikan secara terinci, termasuk prosedur penggantian resin dan perisai radiasi yang digunakan untuk melindungi personil selama penggantian resin ini. Uraian tentang hal ini dapat dikemukakan dalam sub bab ini, atau diacu dari Bab A.10 (Sistem Bantu). A.611. Karakteristik desain dan unjuk kerja dari komponen-komponen utama (pompa, katup, filter, resin, pipa) harus disusun dalam bentuk tabel. Diagram alir dan instrumentasi harus disajikan, termasuk gambar-gambar komponen utama. Bahan komponen harus dicantumkan . Sistem atau metode untuk pemantauan unjuk kerja dan untuk memperbaharui kemampuan sistem untuk memurnikan pendingin harus diuraikan.

39

Sistem Penambah Pendingin Primer A.612. Desain dan operasi sistem penambah pendingin primer dapat diuraikan disini, atau diacu dari Bab A.10 (Sistem Bantu). Data kimia pendingin yang sesuai harus disajikan, termasuk rincian tentang penangan air baru serta proses pengambilan gas dan demineralisasi. Metode untuk mengendalikan sifat kimia air penambah (make-up) dan metoda desain yang menjamin bahwa pendingin primer tidak akan memasuki sistem air umum (air minum) harus dibahas.

A.7. CIRI KESELAMATAN TEREKAYASA A.701. Bab ini harus mengindentifikasi dan memberikan ringkasan tentang jenis, lokasi dan fungsi ciri keselamatan terekayasa (ESFs) yang ada di fasilitas reaktor penelitian. Contoh-contoh ESFs adalah sistem pendinginan teras darurat dan sistem pengungkung. Persyaratan-persyaratan untuk sistem ini dan ciri penunjangnya dibahas pada paragraf 635-645 dokumen Safety Series No. 35-S1. A.702 Landasan desain dan berbagai modus operasi ESFs harus dibahas secara terinci. Kecelakaan-kecelakaan yang dapat diatasi oleh sistem ini harus disajikan dan analisis yang menunjukkan bahwa ESFs memenuhi persyaratan harus dibahas. Subsistem-subsistem yang penting untuk menunjang operasi ESFs harus diuraikan (misalnya catu daya tak terputus untuk sistem pendingin teras darurat). ESFs yang beroperasi secara otomatis dan kondisi operasi manual yang terjamin harus ditunjukkan dengan jelas. A.703. Informasi tentang ESFs harus diberikan khususnya mengenai: (a) Keandalan komponen, saling ketergantungan sistem, kerangkapan, keanekaragaman dari karakteristik gagal-aman dan pemisahan fisik dari sistem rangkap; (b) Bukti bahwa bahan yang digunakan dapat bertahan terhadap kondisi kecelakaan yang diperkirakan (tingkat radiasi, dekomposisi radiolitik, dan lain-lain); (c) Ketentuan untuk pengujian, inspeksi dan pengawasan (termasuk kegiatan yang dilaksanakan pada simulasi kondisi kecelakaan) untuk menjamin agar ciri keselamatan tetap terpelihara dan efektif pada saat dibutuhkan. A.704. Acuan harus dilakukan tehadap Bab-bab LAK yang relevan atau ke dokumen lain dimana ESFs diuraikan lebih lanjut.

A.8. INSTRUMENTASI DAN KENDALI A.801. Bab ini harus berisi informasi tentang sistem instrumentasi dan kendali (I&K) dari semua sistem keselamatan dan barang atau sistem yang berkaitan dengan keselamatan. Informasi tersebut harus ditekankan pada instrumen dan

40

peralatan terkait yang mempengaruhi keselamatan reaktor. Persyaratan untuk I&K dibahas pada paragraf 646-651 dokumen Safety Series No. 35-S1. A.802. Semua sistem I&K dan sistem pendukungnya (dengan penekanan pada sistem keselamatan dan sistem yang terkait dengan keselamatan) termasuk alarm, sistem komunikasi dan instrumentasi peraga, harus didaftar, dan pertimbangan kesalahan instrumentasi harus dimasukkan. Diagram skematik yang memadai juga harus diberikan. A.803. Informasi tentang ketentuan-ketentuan untuk pengujian sistem I&K juga harus dikemukakan.

Sistem Proteksi Reaktor A.804. Persyararatan-persyaratan untuk sistem proteksi reaktor dibahas pada paragraph 626-634 dokumen Safety Series No. 35-S1. Sistem proteksi reaktor, termasuk komponennya, harus dibahas secara terinci. Diagram skematik harus menunjukkan bagaimana parameter memulai tindakan proteksi yang diperoleh dari variable proses terpantau, seperti fluks neutron, temperatur dan aliran, dan bagaimana parameter-parameter ini dipadukan secara logis. A.805. Memadainya sistem proteksi untuk menghentikan reaktor secara aman (misalnya dengan menyediakan sistem rangkap) dan membawa reaktor ke kondisi yang aman harus diuraikan. Analisis keandalan sistem proteksi harus juga disajikan. A.806. Untuk sistem proteksi digital berbasis komputer, verifikasi dan validasi perangkat lunaknya harus dikemukakan. A.807. Cara-cara untuk mendeteksi kegagalan di dalam sistem proteksi reaktor harus diuraikan. A.808. Bagian ini harus menguraikan pula metode yang digunakan untuk mencegah kondisi lingkungan yang merugikan (tempertaur, kelembaban, tegangan tinggi, medan elektromagnet dan lain-lain) yang dapat mempengaruhi sistem proteksi reaktor, dan metode perlindungan terhadap kegagalan sistem.

Sistem Pengaturan Daya Reaktor A.809. Semua elemen sistem pengaturan daya reaktor harus diuraikan (kriteria desain dan analisis keandalan). Semua antarmuka antara sistem pengaturan daya dan sistem proteksi reaktor hendaknya diindentifikasi dan dianalisis untuk meyakinkan bahwa mereka tidak mengakibatkan degradasi keselamatan.

41

Sistem Alarm A.810. Sistem alarm yang mengindikasikan status abnormal fasilitas dan kegagalan di dalam sistem keselamatan harus diuraikan.

Sistem Pengunci/Interlok A.811. Semua sistem interlock yang disediakan untuk keselamatan reaktor dan logika yang relevan harus didaftar dan diuraikan.

Sistem Instrumentasi Lain Yang Diperlukan Untuk Keselamatan A.812. Semua sistem instrumentasi lain yang diperlukan untuk keselamatan (misalnya instrumentasi proteksi kebakaran) harus diuraikan.

Ruang Kendali A.813. Bagian ini harus berisi uraian tentang sistem instrumentasi yang terdapat dalam ruang kendali reaktor untuk menunjukkan status sistem proteksi, sistem pengatur daya reaktor dan sistem penting lainnya. A.814. Harus dibahas pula tersedianya cukup informasi dan metoda yang memadai di dalam ruang kendali reaktor untuk memudahkan operator melakukan tindakan keselamatan yang perlu. A.815. Tindakan pengendalian dalam keadaan darurat, termasuk tindakan yang dilakukan di dalam ruang kendali darurat, harus dibahas.

A.9. DAYA LISTRIK A.901. Dalam bab ini harus diuraikan catu daya AC dan DC, dengan memperhatikan pada ketergantungan dan keterkaitannya dengan keselamatan. Uraian tersebut harus dilengkapi dengan diagram yang memadai. Keterkaitan masing-masing kelas catu daya harus ditunjukkan.

Catu Daya AC Normal A.902. Bagian ini harus menguraikan catu daya AC normal. Pembahasan ditekankan pada karakteristik desain dan unjuk kerjanya.

42

Catu Daya AC Darurat A.903. Bagian ini harus menguraikan desain dan operasi catu daya darurat, dengan penekanan pada hubungan dengan catu daya normal. A.904. Uraian tersebut di atas harus mencakup: (a) Keandalan sistem; (b) Persyaratan beban awal (start) dari peralatan yang dicatu oleh sistem; (c) Waktu start sistem dan urutan waktu untuk menghubungkan beban; (d) Metode start (otomatis/manual) Catu Daya Tak Terputus A.905. Desain dan operasi catu daya tak terputus AC dan DC, termasuk hubungan ke catu daya darurat, harus diuraikan. Kapasitas sumber daya harus dispesifikasikan dan dibandingkan dengan persyaratan beban yang berkaitan dengan keselamatan.

Kabel dan Jaringan A.906. Informasi tentang jenis kabel yang digunakan harus diberikan. Ketercukupan upaya pemisahan kabel-kabel untuk tetap mempertahankan kerangkapan, mencegah kesimpangsiuran dan memberikan proteksi kebakaran harus ditunjukkan.

A.10. SISTEM BANTU A.1001. Bab ini harus memberikan informasi tentang sistem bantu yang ada di fasilitas. Uraian masing-masing sistem, landasan desain sistem dan komponenkomponen kritis, evaluasi keselamatan yang menunjukkan pemenuhan sistem terhadap persyaratan dasar desain, pengujian dan inspeksi yang dilaksanakan untuk membuktikan kemampuan dan keandalan sistem, serta instrumentasi dan kendali yang diperlukan harus diberikan. Dalam hal sistem bantu tidak berkaitan dengan perlindungan masyarakat terhadap paparan radiasi, informasi yang memadai harus diberikan untuk dapat memahami desain dan fungsi sistem bantu; harus juga diperhatikan aspek-aspek yang mungkin mempengaruhi reaktor dan ciri keselamatannya atau yang dapat mengkontribusikan terhadap kendali radioaktivitas di dalam fasilitas. Penyimpanan dan Penanganan Bahan Bakar A.1002. Bagian ini harus menguraikan sistem penyimpanan bahan bakar baru dan bahan bakar bekas, sistem pendinginan dan pembersihan kolam bahan bakar (jika ada), sistem penanganan dan pendinginan bahan bakar pada saat bahan bakar dipindahkan di dalam fasilitas. Jumlah bahan bakar yang disimpan dan metoda

43

untuk mempertahankan tingkat subkritikalitas, walaupun dalam kondisi seismik yang berbahaya sekalipun, harus diuraikan. A.1003. Penanganan dan penyimpanan bahan bakar baru, termasuk peralatan dan sistem yang digunakan, harus diuraikan. Uraian singkat tentang prosedur penanganan bahan bakar harus juga diberikan. A.1004. Informasi tentang pengolaan bahan bakar teriradiasi harus diberikan, termasuk aktivitas, laju peluruhan, frekuensi pemuatan ulang bahan bakar dan persyaratan penyimpanan.

Sistem Air A.1005. Semua sistem air fasilitas yang belum diuraikan dalam bab-bab sebelumnya harus dibahas di bagian ini. Pembahasan dapat mencakup sistem pemurnian primer, sistem air layanan, sistem pendingin bantu reaktor dan sistem penambah pendingin primer. Untuk masing masing sistem, informasi yang diberikan harus meliputi dasar desain, uraian sistem, diagram alir dan instrumentasi, evaluasi keselamatan, persyaratan pengujian dan inspeksi, serta persyaratan instrumentasi.

Sistem Bantu Proses A.1006. Semua sistem bantu yang berkaitan dengan sistem proses reaktor dan fasilitas eksperimen, seperti udara bertekanan, pencuplik proses dan peralatannya serta sistem drainase lantai, harus dibahas di bagian ini. Pembahasan harus mencakup dasar desain, uraian sistem, evaluasi keselamatan, persyaratan pengujian dan inspeksi, serta persyaratan instrumentasi.

Sistem Ventilasi, Pendinginan, Pemanasan dan Pengkondisian Udara A.1007. Sistem ventilasi untuk semua daerah kecuali gedung reaktor (lihat Bab 4) harus dibahas. Uraian singkat sistem harus juga diberikan.

Proteksi Kebakaran A.1008. Uraian dan analisis keselamatan dari sistem proteksi kebakaran harus diberikan di bagian ini, termasuk informasi tentang prosedur dan kegiatan perawatan. Acuan dapat dilakukan pula terhadap metode desain (paragraf A.211).

Sistem Bantu Lain A.1009. Dalam bagian ini, dasar desain, uraian sistem dan analisis keselamatan untuk sistem bantu lain yang penting bagi keselamatan harus diberikan.

44

A.11. PEMANFAATAN REAKTOR A.1101. Bab ini harus memberikan informasi yang menunjukkan bahwa telah disediakan peralatan yang memadai agar fasilitas eksperimen dan kegiatan eksperimen tidak akan mengakibatkan risiko yang berarti terhadap fasilitas, personil dan masyarakat umum. Petunjuk tambahan tentang hal ini dapat ditemukan pada dokumen IAEA Safety Series No. 35-S1 dan S2 serta di dalam Safety Guide on Safety in the Utilization and Modification of Research Rectors, Safety Series No. 35-G2.

Fasilitas Eksperimen A.1102. Bagian ini harus memberikan uraian tentang landasan desain dan desain, juga analisis keselamatan semua fasilitas eksperimen yang terkait langsung atau tidak dengan reaktor. Fasilitas tersebut dapat meliputi tabung berkas, kolom termal, fasilitas di dalam teras atau moderator, lubang bor, untai eksperimen dan lain-lain. A.1103. Metode tinjauan ulang dan persetujuan untuk fasilitas eksperimental baru, bersama-sama dengan prosedur dan pengendalian administratif yang diterapkan, harus diuraikan. Perhatian khusus harus diberikan pada metode yang akan digunakan untuk tinjauan ulang dan persetujuan fasilitas eksperimental baru yang berada di luar lingkup fasilitas yang dibahas di dalam LAK ini.

Program Eksperimen A.1104. Bagian ini harus menguraikan rencana eksperimen yang menggunakan reaktor, termasuk batasan dan kondisi untuk eksperimen tersebut. A.1105. Bahan-bahan yang tidak diperkenankan untuk digunakan dalam eksperimen di dekat atau di dalam teras reaktor harus dicantumkan, termasuk bahan yang hanya dapat digunakan dengan kondisi keselamatan tambahan.

A.12. KESELAMATAN RADIOLOGI OPERASIONAL A.1201. Bab ini harus menguraikan hal-hal berikut untuk kondisi operasi normal: (a) Program proteksi radiasi, termasuk kebijakan proteksi radiasi dari organisasi pengoperasi; (b) Sumber-sumber radiasi pada fasilitas; (c) Desain fasilitas untuk keselamatan radiologi; (d) Sistem pengelolaan limbah; (e) Pengkajian dosis untuk operasi normal; (f) Kesimpulan A.1202. Perkiraan paparan radiasi terhadap personel dan masyarakat umum dalam kondisi kecelakaan harus dianalisis dalam Bab A.16 (Analisis Keselamatan).

45

Paparan dari peristiwa operasi yang diperkirakan harus berada di dalam lingkup analisis kecelakaan, dan oleh karenanya, juga harus diuraikan dalam Bab A.16. Rencana kedaruratan radiologis diuraikan dalam Bab A.20 (Persiapan dan Perencanaan Kedaruratan), dan pengelolaan bahan bakar teriradiasi harus diuraikan dalam Bab A.10 (Sistem Bantu)

Program Proteksi Radiasi Kebijakan Proteksi Radiasi dari Organisasi Pengoperasi A.1203. Pernyataan kebijakan ini harus mendukung tujuan proteksi radiasi seperti tercantum dalam paragraph 202 dan 203 dokumen Safety Series No. 35-S1 dan 35-S2 yang mengacu pada dokumen IAEA tentang Basic Safety Standards for Radiation Protection dan rekomendasi International Commission on Radiological Protection. Secara khusus, bagian ini harus berisi ringkasan tentang nilai batas dosis untuk pekerja radiasi dan anggota masyarakat, maupun batasan emisi operasional yang didasarkan pada batas dosis tersebut. Persyaratan dari badan pengatur untuk mempertahankan paparan dan pelepasan efluen dan limbah radioaktif dibawah batas dosis tersebut harus diuraikan. Demikian pula, tingkat dosis acuan dan pelepasan yang ditetapkan oleh organisasi pengoperasi untuk membantu manajemen reaktor dalam menjamin agar dosis radiasi den emisi operasional adalah serendah mungkin (ALARA) dan di bawah batas dosis tersebut di atas. A.1204. Program proteksi radiasi yang dibuat dan dilaksanakan oleh organisasi pengoperasi fasilitas, termasuk program ALARA, haarus diuraikan; demikian pula falsafah pengendalian emisi pada fasilitas, termasuk kebijakan organisasi yang berkaitan dengan pengendalian dan pemantauan pelepasan dan evaluasi kecenderungannya.

Organisasi, Penentuan Staf dan Tanggung jawab A.1205. Bagian ini harus menguraikan organisasi staf proteksi radiasi, termasuk tugas dan wewenang untuk masing-masing posisi, serta pengalaman dan kualifikasi personil yang bertanggung jawab atas program fisika kesehatan. Tanggung jawab fungsional dari kelompok fisika kesehatan seperti konsultan, bantuan, pelatihan, pemantauan, jasa dosimetri dan laboratorium proteksi radiasi, serta pengendalian administrasi zat radioaktif harus dicantumkan. Acuan harus dilakukan pula terhadap program jaminan kualitas yang relevan dengan kegiatan proteksi radiasi.

Fasilitas, Peralatan dan Instrumentasi A.1206. Fasilitas dan peralatan fisika kesehatan, seperti laboratorium untuk analisis radioaktif, peralatan kendali kontaminasi dan fasilitas dekontaminasi, harus diuraikan; termasuk lokasi fasilitas ini, juga pengaturan untuk perawatan

46

dan kalibrasi instrument fisika kesehatan dan untuk pemantauan personil (misalnya layanan film badge dan TLD). A.1207. Bagian ini harus menguraikan stasiun pemantau radiasi dan kontaminasi, meliputi pemantau tangan dan kaki, pemantauan portal (jika digunakan) dan pemantau aktivitas portabel yang berlokasi di stasiun ini. Instrumentasi dan peralatan portabel dan laboratorium untuk survey radiasi dan kontaminasi, kendali kontaminasi antara daerah-daerah akses yang berlainan, pemantauan/pengambilan cuplikan radioaktivitas udara dan pemantau personil juga harus diuraikan. A.1208. Informasi tentang pakaian pelindung dan peralatan yang digunakan secara rutin pada fasilitas harus diberikan, termasuk peralatan pelindung pernafasan. A.1209. Peralatan khusus yang disediakan untuk keadaan darurat dengan kemungkinan laju dosis tinggi, dan latihan khusus bagi personil fasilitas dalam menggunakan peralatan ini diuraikan dalam Bab Rencana Kedaruratan (lihat paragraf A.2003). A.1210. Jika dokumen program fisika kesehatan diberikan dalam dokumen tersendiri, dokumen ini dapat diacu dan hanya ringkasannya saja disajikan di bagian ini.

Prosedur dan Pelatihan A.1211. Tinjauan secara garis besar prosedur tertulis untuk program proteksi radiasi harus diberikan. Prosedur tersebut harus disusun sesuai dengan program jaminan kualitas yang relevan dan dapat meliputi: • Kebijakan, metode dan frekwensi pelaksanaan survey radiasi dan pengambilan cuplikan udara; • Pemantauan efluen; • Upaya administrasi untuk pengandalian akses ke area radiasi atau pembatasan waktu berada di dalam area tersebut; • Pengendalian kontaminasi pada personil dan peralatan; • Pengendalian kesesuaian dengan peraturan yang berlaku untuk pengangkutan zat radioaktif; • Metode dan prosedur pemantauan personil, termasuk metode pencatatan, pelaporan dan analisis hasil; • Program pengkajian paparan radiasi internal, sepertinya bioassay atau pencacahan seluruh tubuh, atau pemeriksaan medis terkait lainnya terhadap personil, terutama dalam hal paparan lebih; • Pengeluaran, pemilihan, penggunaan dan perawatan peralatan proteksi seperti respirator; • Metode penanganan dan penyimpanan sumber, radiosotop atau bahan radioaktif lain; dan • Penanganan dan pembuangan limbah radioaktif. A.1212. Acuan harus dibuat untuk prosedur operasi yang meliputi upaya pemantauan atas dosis personil pelaksana selama operasi normal dan perawatan, 47

inspeksi selama operasi (in service inspection) dan penggantian bahan bakar. Acuan harus juga dibuat untuk prosedur operasi yang memuat ketentuan untuk memantau sistem yang mengumpulkan, mewadahi, menyimpan atau mengangkut zat radioaktif cair, gas dan padat. Setiap prosedur yang berkaitan dengan fasilitas eksperimen, produksi isotop dan kegiatan dengan fasilitas eksperimen, produksi isotop dan kegiatan laboratorium harus diacu pula. A.1213. Bagian ini harus menguraikan metode dan prosedur untuk mengendalikan dan mengevaluasi penyinaran radiasi terhadap peneliti dan personil lain (seperti : kontraktor dan siswa) yang hanya mempunyai sedikit pengetahuan tentang prosedur proteksi radiasi pada fasilitas reaktor penelitian. A.1214. Acuan harus dibuat pula untuk prosedur operasi kedaruratan yang diuraikan dalam Bab A.20 (Perencanaan dan Persiapan Kedaruratan) untuk situasi darurat pada saat mana kemungkinan laju dosis tinggi. A.1215. Bagian ini harus berisi uraian singkat tentang program pelatihan proteksi radiasi fasilitas bagi manajemen dan staf proteksi radiasi, dan bagi personil fasilitas lainnya, termasuk kontraktor dan siswa. Program Pemantauan Efluen A.1216. Bagian ini harus menguraikan program pemantauan efluen yang dilaksanakan didalam tapak dan diluar tapak. Jika pemantauan efluen diluar tapak dilakukan oleh operator fasilitas, pengaturan dan tanggung jawabnya harus dibahas. Program Audit dan Review A.1217. Bagian ini harus menguraikan ketentuan untuk mengendalikan pelaksanaan program proteksi radiasi dan review.

Sumber Radiasi pada Fasilitas A.1218. Semua sumber radiasi potensial selama operasi reaktor normal (yang terkandung dan di udara) dan semua sumber radiasi potensial diseluruh fasilitas yang dapat diindentifikasi harus dicantumkan disini. Sumber radiasi ini digunakan sebagai dasar untuk perhitungan perisai, desain sistem ventilasi, pengkajian dosis, pengelolaan limbah dan penentuan pelepasan efluen. A.1219. Untuk sumber radiasi khusus yang tertutup dan terkungkung, informasi tentang bentuk, lokasi, geometri, kandungan isotop dan aktivitasnya harus diberikan. Untuk sumber yang berbentuk cair dan udara, informasi tentang bentuk, lokasi dan kandungan isotop serta konsentrasinya harus diberikan A.1220. Contoh-contoh sumber radiasi atau medan radiasi dapat dilihat dalam Lampiran IV

48

A.1221. Bagian ini harus berisi gambar fasilitas yang menunjukkan lokasi dari semua sumber tersebut di atas.

Desain Fasilitas untuk Keselamatan Radiologis A.1222. Dalam uraian tentang pertimbangan desain untuk fasilitas dan peralatan harus ditunjukkan bahwa paparan radiasi eksternal dan internal terhadap personil fasilitas dan masyarakat umum didasarkan pada kebijakan proteksi radiasi yang diuraikan dalam paragraf A.1203. Harus juga diuraikan bagaiman falsafah desain diterapkan untuk mengurangi paparan terhadap personil, membatasi produksi bahan radioaktif yang tidak dikehendaki, memperkecil kebutuhan dan waktu yang digunakan untuk kegiatan perawatan dan operasi dengan kemungkinan paparan internal atau eksternal, dan mempertahankan pelepasan zat radioaktif ke lingkungan serendah mungkin. Pembagian Zona dan Pengendalian Akses A.1223. Bagian ini harus menguraikan bagaimana tata letak fasilitas reaktor membuat pemisahan zat radioaktif dari personil fasilitas dan masyarakat umum dan pencegahan bahaya-bahaya lainnya. Tata letak ini meliputi daerah yang diklasifikasi sesuai dengan potensi kontaminasi radioaktif dan/atau paparan radiasi. Gambar-gambar yang menunjukkan tata letak fasilitas dan pembagian zona serta daerah akses terkendali harus disajikan. Bagian ini juga harus menguraikan upaya pengendalian akses untuk mencegah personil mendekati daerah-daerah dengan medan radiasi tinggi dan rendah yang berpotensi terkontaminasi, serta mencegah penempatan sumber radiasi (misalnya bahan bakar bekas atau bahan teraktivasi/teriradiasi) dalam daerah yang ditempati personil. Ciri Perlindungan dan Perisai A.1224. Perisai yang diperlukan untuk reaktor, fasilas terkait (misalnya tabung berkas) dan sumber radiasi yang diindentifikasikan dalam paragraf A.1218A.1221 harus diuraikan, termasuk tingkat radiasi eksterna ke perisai pada lokasi personil, maupun bahan yang digunakan, kriteria penetrasi perisai dan metode perhitungan perisai. Bagian ini juga harus menguraikan sistem perlindungan lain, seperti pengaturan geometri (misalnya jarak) atau penanganan jarak jauh untuk menjamin agar paparan personil reaktor dan masyarakat umum masih berada di dalam nilai batas dosis dan berdasarkan pada prinsip ALARA, maupun metode yang menjamin bahwa tabung berkas dan fasilitas eksperimen lainnya telah diberi perisai yang memadai selama eksperimen. Ventilasi untuk Proteksi Radiasi A.1225. Bagian ini harus membahas aspek proteksi radiasi dari sistem ventilasi berdasarkan pada uraian sistem dalam Bab A.4 (Gedung dan Struktur) atau Bab A.7 (Ciri Keselamatan Terekayasa).

49

Pemantauan Radiasi A.1226. Bagian ini harus menguraikan sistem pemantauan permanen untuk daerah radiasi, radiasi efluen dan udara, termasuk informasi tentang: • Lokasi pemantau dan detektor; • Jenis pemantau dan instrumentasi (peralatan tetap atau peralatan bergerak, sensitivitas, jenis pengukuran, jangkauan, ketepatan dan ketelitiannya); • Jenis dan lokasi alarm lokal dan jarak jauh, peralatan untuk penyampaian berita, pembacaan dan perekam; • Titik setting alarm atau pengontrol; • Ketentuan untuk catu daya darurat; • Persyaratan kalibrasi, pengujian dan perawatan; dan • Inisiasi atau tindakan otomatis A.1227. Bagian ini harus menguraikan kriteria dan metode untuk menjamin agar cuplikan yang mewakili diperoleh dari daerah yang sedang dipantau. A.1228. Sistem pemantauan radiasi atau sistem lain yang digunakan selama kondisi kecelakaan harus diuraikan. Bab A.16 (Analisis Keselamatan) dapat diacu untuk pemakaian sistem analisis keselamatan, dan Bab A.20 (Perencanaan dan Persiapan Kedaruratan) untuk upaya kedaruratan yang berkaitan dengan penerapan pemantauan selama kondisi kecelakaan. Sistem Pengelolaan Limbah8 Limbah Padat A.1229. Bagian ini harus menguraikan perlakuan terhadap limbah padat yang meliputi, antara lain: (a) Jenis dan klas limbah; sumber dan jumlah limbah padat, meliputi bentuk fisik, volume dan komposisi isotop serta aktivitas terukur atau yang diestimasikan; (b) Untuk limbah basah, metode dehidrasi; dan (c) Metode pengumpulan, pemrosesan, pengepakan, penyimpanan dan pengapalan. Limbah Cair A.1230. Bagian ini harus menguraikan tentang perlakuan sumber cair yang dipertimbangkan sebagai limbah, mencakup: (a) Jenis dan jumlah limbah cair, sumber, lokasi, bentuk, dan perkiraan aktivitas limbah cair; (b) Diagram jalur dan laju air, peralatan proses, tangki penyimpanan dan titik pelepasan ke lingkungan; (c) Upaya pemisahan efluen radioaktif dengan non radioaktif; (d) Sasaran pelepasan; dan

8

Untuk panduan tambahan, lihat program publikasi IAEA Radioactive Waste Safety Standards

(RADWASS) 50

(e)

Persyaratan kapasitas, redundansi dan fleksibilitas sistem; dan kemampuan sistem yang diperlukan untuk mempermudah perawatan, mengurangi kebocoran dan mencegah pelepasan tak terkendali ke lingkungan.

A.1231. Kriteria untuk menentukan limbah cair yang diproses atau didaur ulang atau dibuang harus diuraikan, termasuk konsentrasi efluen yang diharapkan melalui pelepasan radionuklida dan pelepasan tahunan total ke lingkungan. Faktor pengenceran untuk pelepasan harus diberikan. Limbah Gas A.1232. Bagian ini harus menguraikan perlakuan terhadap sumber gas yang dianggap sebagai limbah, meliputi: (a) Jenis dan jumlah limbah gas, dan sumber, lokasi, bentuk dan jumlah radionuklida; (b) Diagram arah alir dan laju alir, peralatan proses dan titik pelepasan ke lingkungan; (c) Upaya memisahkan efluen radioaktif dan non radioaktif; (d) Sasaran pelepasan; dan (e) Persyaratan kapasitas, redundansi dan fleksibilitas sistem dan kemampuan sistem yang diperlukan untuk mempermudah perawatan, memperkecil kebocoran dan mencegah pelepasan tak terkendali ke lingkungan. A.1233. Apabila perlu, ketentuan desain untuk menangani bahan gas yang berpotensi meledak harus diuraikan.

Pengkajian Dosis Selama Operasi Normal Dosis Masyarakat Umum A.1234. Dalam bagian ini harus dibuktikan bahwa efek gabungan dari radiasi langsung dan pelepasan zat radioaktif dari fasilitas tidak akan mennambah dosis terhadap masyarakat umum yang melampaui nilai batas dosis yang ditetapkan. Disamping itu, upaya untuk memperkecil paparan berdasarkan pada prinsip ALARA harus diuraikan. A.1235. Bila dalam bagian sebelumnya dari bab ini telah ditunjukkan bahwa pelepasan radioaktif merupakan bagian kecil dari batas emisi operasional dan dapat diterima, dan bahwa radiasi langsung maupun tidak langsung juga berada di dalam batas yang dapat diterima, bagian ini harus hanya berisi ringkasan dari efek total semua jalur radiasi: udara, air, paparan radiasi langsung dan tidak langsung. A.1236. Jika pelepasan radioaktif belum dinyatakan dalam bentuk batas emisi operasional, maka dalam bagian ini harus dicantumkan perhitungan dosis perorangan pada batas fasilitas dan lokasi luar-kawasan sebagai akibat dari semua pelepasan. Harus juga ditunjukkan bahwa efek gabungan dari semua pelepasan memenuhi nilai batas dosis untuk masyarakat.

51

A.1237. Bagian ini harus pula menyebutkan kriteria yang digunakan untuk menentukan bahwa pelepasan limbah gas dan cair berada dalam batas-batas yang dapat diterima. Konsentrasi efluen akibat pelepasan radionuklida dan pelepasan total tahunan harus diuraikan, termasuk metoda, parameter dan asumsi yang digunakan dalam perhitungan jumlah ini. A.1238. Disamping itu, untuk efluen gas, semua titik pelepasan ke lingkungan harus ditunjukkan, dan untuk setiap kuantitas pelepasan harus diberikan: (a) Ketinggian pelepasan; (b) Temperatur efluen dan kecepatan keluarnya; dan (c) Asumsi yang digunakan mengenai penyebaran dan pengenceran gas di lingkungan.

Dosis Kerja A.1239. Bagian ini harus menyajikan diagram yang menunjukkan medan radiasi dalam daerah kerja normal dan daerah kegiatan perawatan. Data penempatan personil yang diperkirakan setiap tahun dalam medan radiasi harus digunakan untuk menunjukkan bahwa dosis yang diharapkan dapat diterima untuk berbagai fungsi utama, seperti untuk operasi reaktor, pelaksanaan eksperimen, perawatan normal, penangan limbah radioaktif, penggantian bahan bakar dan inspeksi selama operasi (in-service inspection). Perkiraan dosis tahunan pada batas area terekstrisi harus diberikan. A.1240. Bagian ini harus menunjukkan bahwa perkiraan paparan radiasi personil akibat menghirup (inhalasi) udara dalam daerah dengan kandungan gas radioaktif dapat diterima. Jika tersedia, data ringkasan dosis tahunan yang diterima personil fasilitas harus diberikan.

Kesimpulan A.1241. Pada bagian ini harus diberikan kesimpulan tentang kemamputerimaan program keselamatan radiologi operasional dan ciri desain di dalam fasilitas.

A.13. PELAKSANAAN OPERASI A.1301. Bab ini harus menguraikan struktur organisasi dan pelaksanaan organisasi pengoperasi pada operasi fasilitas; yang mencakup penentuan staf, penilaian dan audit operasi, prosedur operasi, perawatan, pengujian dan inspeksi, pengamanan, pencatatan dan pelaporan. Persyaratan umum dan pedoman tambahan tentang topik-topik di atas dapat dilihat dalam dokumen Safety Series No. 35-S2.

52

Struktur Organisasi A.1302. Struktur organisasi pengoperasian fasilitas harus diuraikan disini. Personil kunci dan kelompok-kelompok pada berbagai tingkat operasi fasilitas harus tercermin pada diagram operasi. Tugas, wewenang dan tanggung jawab personil kunci dalam organisasi pengoperasi harus diuraikan. A.1303. Fungsi organisasi yang direncanakan untuk menggunakan kelompok luarkawasan atau kelompok eksterna harus ditunjukkan. A.1304. Bagian ini harus memberikan data personil yang diperlukan selama status operasi reaktor yang berbeda.

Kualifikasi Staf dan Pelatihan A.1305. Bagian ini harus menguraikan kualifikasi personil kunci. A.1306. Bagian ini harus mencantumkan jenis pelatihan yang diperlukan untuk berbagai personil dan frekuensi pelatihan yang akan diberikan. Semua persyaratan perijinan atau kualifikasi bagi staf harus dibahas. Persyaratan pelatihan bagi pemakai fasilitas dan instruksi bagi tamu, harus diberikan.

Tinjauan ulang dan Audit A.1307. Dalam bagian ini harus diuraikan metode review dan audit terhadap aspek keselamatan operasi fasilitas, maupun komposisi dan kualifikasi kelompok pereview dan audit, pengaturan pertemuan kelompok, dan hal-hal yang harus dinilai oleh kelompok tersebut, seperti perubahan ijin, batasan dan kondisi operasi, prosedur fan fasilitas, pengujian baru, eksperimen dan prosedur; evaluasi kejadian yang tidak direncanakan. A.1308. Informasi tentang fungsi audit kelompok diatas harus diberikan, trmasuk hal-hal yang akan diaudit, interval audit, dan temuan audit yang akan ditindaklanjuti oleh manajemen fasilitas di dalam program jaminan kualitas untuk operasi fasilitas (lihat Bab A.18, Jaminan Kualitas).

Instruksi dan Prosedur Operasi A.1309. Pada bagian ini harus diuraikan prosedur operasi atau tinjauan secara garis besar tentang manual operasi yang berisi prosedur operasi ini. A.1310. Instruksi dan prosedur operasi tertulis tersebut hendaknya berisi informasi tentang hal-hal berikut: - Startup, operasi dan penghentian reaktor, - Pemuatan, pembongkaran dan pemindahan bahan bakar dan bahan teriradiasi

53

-

Inspeksi dan pengujian terhadap barang yang penting untuk keselamatan, terutama sistem keselamatan; Perawatan, terutama terhadap komponen atau sistem utama yang penting untuk keselamatan; Proteksi radiasi; Respon terhadap peristiwa abnormal yang diperkirakan, kegagalan sistem atau komponen dan kondisi kecelakaan; Pemantauan efluen dan pengawasan lingkungan; Keadaan darurat Pengamanan fisik; dan Proteksi kebakaran

LAK harus menguraikan bagaimana melakukan modifikasi prosedur, baik modifikasi besar, kecil dan sementara.

Perawatan, Pengujian dan Inspeksi A.1311. Bagian ini harus menguraikan pelaksanaan perawatan fasilitas dan pengujian berkala, dan program inspeksi terhadap peralatan dan komponen reaktor. Bila program terinci diberikan dalam dokumen pendukung tersendiri, dalam bagian ini cukup diberikan uraian secara garis besarnya saja. Program perawatan, pengujian dan inspeksi hendaknya berisi informasi tentang: (a) Sistem atau peralatan yang akan di inspeksi atau diuji; (b) Kriteria inspeksi atau pengujian; (c) Interval inspeksi atau pengujian; (d) Personil yang bertanggung jawab untuk inspeksi, pengujian atau perawatan; (e) Persetujuan terhadap pekerjaan perawatan; dan (f) Pengembalian ke operasi normal setelah perawatan.

Pengamanan Fisik A.1312. Upaya yang dilakukan untuk perlindungan terhadap sabotase dan pencurian bahan dapat belah dan bahan radioaktif harus diuraikan, termasuk pengaturan akses ke fasilitas dan sistem pengamanan. A.1313. Pengamanan fisik fasilitas dapat diuraikan dalam dokumen tersendiri yang dapat bersifat rahasia.

Pencatatan dan Pelaporan A.1314. Pada bagian ini harus diberikan informasi tentang sistem fasilitas untuk mengendalikan catatan operasi, data dan laporan yang penting untuk keselamatan. Catatan ini dapat berisi data tentang: (a) (b)

Operasi reaktor (buku pencatatan, kartu, daftar pemeriksaan, catatan data otomatis); Status operasi;

54

(c) (d) (e) (f) (g) (h) (i) (j) (k)

Protokol perawatan, inspeksi dan pengujian Catatan modifikasi; Iradiasi cuplikan dan radionuklida yang diproduksi; Perpindahan zat dapat belah; Tingkat radiasi; Penyinaran radiasi (eksterna dan interna), dosis radiasi personil dan catatan tentang pemeriksaan medis; Pemantauan efluen dan lingkungan; Peristiwa dan kegagalan komponen yang berkaitan dengan keselamatan; Dokumen pelatihan dan pelatihan ulang.

A.1315. Dalam bagian ini harus diberikan interval waktu minimum penyimpanan catatan yang sesuai dengan program jaminan kualitas untuk operasi fasilitas (lihat Bab A.18 Jaminan Kualitas).

A.14. PENGKAJIAN LINGKUNGAN A.1401. Bab ini hendaknya memberikan ringkasan tentang laporan lingkungan berkaitab dengan adanya kegiatan konstruksi, operasi, dan modifikasi fasilitas. A.1402. Dalam bab ini harus dibahas secara singkat hal-hal berikut, disertai dengan informasi terkait yang terdapat dalam Bab A.3 (Karakteristik Tapak): (a) Dampak lingkungan dari tindakan pemberian ijin; (b) Pengaruh lingkungan merugikan yang tak terhindarkan; (c) Alternatif terhadap tindakan pemberian ijin yang telah dipertimbangkan; (d) Komitmen sumber daya yang tak dapat diubah kembali dan tidak terpulihkan; dan (e) Analisis tentang keimbangan dari pengaruh lingkungan akibat tindakan pemberian ijin dan alternatif yang tersedia untuk mengurangi atau menghilangkan pengaruh lingkungan, maupun ringkasan tentang keuntungan-keuntungan ekonomis, teknis, lingkungan dan keuntungan lain yang dihasilkan dari fasilitas. A.1403. Beberapa tindakan pemberian ijin dapat mempunyai sedikit atau tidak ada pengaruhnya terhadap lingkungan. Dalam hal ini, keputusan pemberian ijin ini harus dinyatakan dan dijelaskan secara singkat.

A.15. KOMISIONING A.1501. Bab LAK ini harus menguraikan aspek teknis program komisioning fasilitas dengan cukup rinci untuk menunjukkan bahwa persyaratan fungsional struktur, sistem dan komponen akan diverifikasi secara memadai. Rincian lengkap komisioning dapat diuraikan dalam dokumen komisioning tersendiri.

55

Program Komisioning A.1502. Dalam bagian ini harus diberikan informasi program komisioning sebagai berikut: (a) Ringkasan program dan tujuannya (b) Rincian organisasi komisioning, termasuk persyaratan pelatihan; (c) Uraian singkat program jaminan kualitas komisioning (lihat Bab A.18 Jaminan Kualitas); (d) Ringkasan jadwal tahapan-tahapan utama program komisioning; dan (e) Ringkasan batasan dan kondisi operasi untuk komisioning dan prosedur komisioning;

Persyaratan Khusus A.1503. Bagian ini harus berisi uraian tentang informasi komisioning dari fasilitas serupa yang telah beroperasi dan akan dimanfaatkan. Metode pelaporan hasil komisioning kepada Badan Pengawas harus diuraikan, termasuk resolusi terhadap hasil-hasil yang tidak sesuai atau tidak diharapkan. A.1504. Bagian ini harus menguraikan metode pemutakhiran LAK, apabila perlu, dimasukkan hasil-hasil pengujian komisioning. A.1505. Untuk fasilitas yang telah ada, bagian ini harus berisi ringkasan tentang program komisioning dan hasil.

Komisioning Modifikasi A.1506. Informasi yang diuraikan di atas harus dimasukkan dalam LAK tersendiri bila melibatkan modifikasi terhadap fasilitas yang telah ada.

A.16. ANALISIS KESELAMATAN A.1601. Analisis keselamatan yang disajikan dalam bab ini merupakan bagian utama LAK. Dalam bab-bab sebelumnya, struktur, sistem dan komponen yang penting untuk keselamatan harus dievaluasi pengaruhnya terhadap kesalahan fungsi dan kegagalan. Dalam bab ini, pengaruh gangguan terhadap proses yang diperkirakan dan kegagalan komponen yang dipostulasikan serta kesalahan manusia (kejadian awal yang dipostulasikan) harus diuraikan, termasuk akibatakibatnya, untuk mengevaluasi kemampuan reaktor dalam mengendalikan atau mengakomodasi situasi dan kegagalan tersebut. A.1602. Untuk menjamin kelengkapan pengujian dan mempermudah penilaian dan pengkajian oleh badan pengatur, Bab ini harus berisi informasi berikut: (a) Pendahuluan: Pendekatan umum dan metode yang digunakan dalam analisis keselamatan (paragraf A.1603 dan A.1604);

56

(b) (c)

(d) (e)

Karakteristik reaktor: Parameter reaktor dan kondisi awal yang digunakan dalam analisis keselamatan (paragraf A.1605-A.1609); Pemilihan kejadian awal: Spektrum kejadian yang mengawali kecelakaan yang dipertimbangkan dalam analisis keselamatan (paragraf A.1610A.1612); Evaluasi setiap urutan kejadian: Hasil-hasil analisis (paragraf A.1613A.1645); Rangkuman: Rangkuman hasil-hasil penting dan kesimpulan tentang kemamputerimaanya (paragraf A.1646 dan A.1647).

Pendahuluan A.1603. Bagian ini harus berisi tinjauan secara garis besar tentang metode dan pendekatan yang digunakan dalam analisis keselamatan. Informasi tersebut harus cukup memadai sehingga mempermudah penilai untuk mendapatkan pemahaman dasar tentang metode yang digunakan dan sifat umum kriteria yang digunakan dalam mengkaji kemamputerimaan hasil analisis. Lampiran I mungkin membantu dalam melengkapi bagian ini, rincian lampiran ini tidak diperlukan di bagian ini. A.1604. Bagian ini harus berisi ringkasan, dengan judul-judul berikut: (a) Metode indentifikasi dan pemilihan kejadian awal; (b) Metode analisis, mencakup antara lain: - Analisis urutan kejadian; - Analisis transien; - Evaluasi kejadian eksterna dan kejadian interna khusus; - Analisis kualitatif; - Analisis konsekuensi radiologis. (c) Kriteria penerimaan.

Karakteristik Reaktor A.1605. Pada bagian ini hendaknya diberikan ringkasan parameter reaktor dan kondisi awal yang digunakan dalam analisis transient (paragraf A.1618-A.1623). Parameter-parameter ini dan daerah pengoperasian yang diperkenankan akan membentuk landasan bagi batasan dan kondisi operasi dalam Bab A.17 (Batasan dan Kondisi Operasi).

Parameter Teras A.1606. Rangkuman parameter teras dan rentang kondisi operasi yang dipertimbangkan dalam analisis keselamatan harus diberikan. Walaupun nilai ini dapat dituangkan dalam tabel pada bab-bab lain dalam LAK ini, nilai-nilai tersebut harus diringkas di bagian ini untuk membantu dalam review dan pengkajian terhadap analisis keselamatan. Parameter-parameter ini hendaknya mencakup: - Daya teras; - Temperatur inlet teras;

57

-

Temperatur kelongsong bahan bakar; Tekanan sistem reaktor; Laju alir teras; Distribusi daya aksial dan radial dan faktor kanal panas; Kinetika reaktor; Koofisien reaktivitas temperatur bahan bakar dan moderator; Koefisien reaktivitas gelembung; Nilai reaktivitas padam yang tersedia; dan Karakteristik insersi pengendalian reaktivitas dan peralatan keselamatan.

A.1607. Rentang nilai parameter reaktor yang berubah dengan fraksi bakar pemuatan bahan bakar atau faktor-faktor lainnya harus ditetapkan. A.1608. Daerah pengoperasian yang diperkenankan pada parameter sistem reaktor harus ditentukan, termasuk fluktuasi dan ketidakpastian parameter tersebut. Kondisi yang paling parah dalam daerah pengoperasian harus digunakan sebagai kondisi awal untuk analisis transien. Asumsi Fungsi Sistem Proteksi Reaktor A.1609. Setting semua fungsi sistem proteksi yang digunakan dalam analisis keselamatan harus didaftar. Fungsi sistem proteksi khusus adalah trip reaktor, penutupan katup isolasi dan pendinginan cadangan.

Pemilihan Kejadian Awal A.1610. Dalam bagian ini harus diuraikan kejadian awal yang diperkirakan dalam analisis keselamatan. Uraian kejadian awal tersebut harus cukup luas, dan pembenaran terhadap penyisihan kejadian awal tertentu harus diberikan. Lampiran I berisi beberapa informasi tentang metodologi. Pemilihan tersebut hendaknya mempertimbangkan hal-hal seperti tersebut pada paragraf A.1611 dan A.1612. A.1611. Setiap kejadian awal yang diperkirakan harus dimasukkan dalam salah satu katagori berikut, atau dikelompokan dengan cara lain sesuai dengan jenis reaktor yang dipelajari: (a) Kehilangan catu daya listrik; (b) Insersi reaktivitas lebih; (c) Kehilangan aliran; (d) Kehilangan pendingin; (e) Kesalahan penanganan atau kegagalan peralatan; (f) Kejadian interna khusus; (g) Kejadian eksterna khusus; dan (h) Kesalahan manusia A.1612. Kejadian awal dalam masing-masing kelompok harus dievaluasi untuk mengindentifikasikan kejadian-kejadian yang membatasi, dan kejadian-kejadian yang dipilih untuk dianalisis lebih lanjut harus ditunjukkan. Kejadian-kejadian itu

58

akan mencakup kejadian yan mempunyai akibat potensial yang membatasi semua kejadian inisiasi lainnya dalam kelompok tersebut

Evaluasi Setiap Urutan Kejadian A.1613. Informasi terinci yang dicantumkan dibawah ini harus diberikan untuk setiap kejadian awal yang dipilih dalam A.1612. di atas. Informasi ini disusun dengan judul-judul berikut: (a) Indentifikasi penyebab; (b) Urutan kejadian dan operasi sistem (c) Analisis transien (d) Klasifikasi status kerusakan; (e) Bentuk sumber; dan (f) Evaluasi akibat radiologi A.1614. Kedalaman informasi kuantitatif yang harus diberikan untuk topik-topik tersebut akan berbeda untuk berbagai kejadian awal dan tergantung pada jenis reaktor. Untuk keadaan dengan suatu kejadian awal tertentu yang bukan merupakan kejadian awal limit (limiting initating event), hanya alasan kualitatif saja yang perlu diberikan, disertai dengan acuan pada bab yang menyajikan evaluasi tentang kejadian awal limit. Selanjutnya, untuk kejadian awal yang memerlukan analisis kuantitatif, tidak perlu memberikan analisis seperti itu untuk setiap topik. Sebagai contoh, ada beberapa kejadian yang memicu transien reaktor yang menghasilkan dampak radiologi kecil. LAK harus menyajikan evaluasi kualitatif untuk menunjukkan bahwa ada kasus ini. Evaluasi terinci dampak radiologi tidak perlu dilakukan untuk masing-masing kejadian awal tersebut.

Indentifikasi Penyebab A.1615. Untuk setiap kejadian yang dievaluasi, uraian tentang peristiwa yang menyebabkan kejadian awal yang dipertimbangkan harus diberikan. Urutan Kejadian dan Operasi Sistem A.1616. Rentetan kejadian tahap demi tahap, dari kejadian awal sampai kondisi stabil akhir, harus diuraikan. Hal-hal berikut ini harus diberikan dalam setiap rentetan kejadian: (a) Indentifikasi peristiwa penting berdasarkan skala waktu, misalnya monitor fluks macet atau start penyisipan batang kendali; (b) Indikasi ketepatan dan ketidaktepatan fungsi dari instrumentasi dan kendali reaktor yang beroperasi secara normal; (c) Indikasi ketepatan fungsi dari sistem proteksi reaktor dan sistem keselamatan dan kegagalan fungsinya; (d) Indikasi tindakan operator yang diperlukan; (e) Evaluasi kegagalan dependen dan kesalahan manusia; (f) Evaluasi probabilitas rentetan secara kualitatif (jika dilakukan); dan (g) Pembenaran terhadap ekslusi rentetan kejadian yang berada di luar dasar desain.

59

A.1617. Tidak setiap kejadian awal dipostulasikan perlu dianalisis dan diuraikan secara lengkap. Rentetan kejadian yang membatasi atau mengikat rentetan kejadian dalam masing-masing kelas dan yang telah dipilih untuk dianalisis lebih lanjut harus ditunjukkan. Analisis Transien A.1618. Analisis teras dan unjuk kerja sistem secara terinci harus diberikan. Metode yang digunakan untuk mengkarakterisasi teras reaktor dan unjuk kerja sistem selama kondisi kecelakaan harus dibahas dan hasil-hasil penting analisis harus disajikan. Pembahasan harus mencakup, sesuai keperluan, evaluasi parameter-parameter yang dapat mempengaruhi unujuk kerja penghalang yang membatasi pelepasan zat radioaktif dari bahan bakar ke lingkungan (seperti, kelongsong bahan bakar, sistem pendingin primer, dan gedung/sistem pengungkung). A.1619. Model perhitungan. Model perhitungan yang digunakan, termasuk program komputer digital atau simulasi analog yang digunakan dalam analisis, harus diindentifikasi. Harus juga dikonfirmasikan bahwa model tersebut berlaku untuk rentang parameter operasional yang diperkirakan, prediksi konservatif, mewakili semua fenomena fisika penting dan telah divalidasi dengan tepat. Bagian ini harus memberikan rangkuman tentang model matematis dan program komputer digital, dengan mengacu pada uraian rinci dalam dokumen yang disampaikan kepada badan pengatur. Hal-hal berikut harus juga diberikan: (a)

Uraian umum model, meliputi; i. Tujuan model dan jangkauan pemakaiannya, termasuk tingkat atau rentang variabel yang diamati; ii. Uraian singkat tentang model analitik dan korelasi empiris yang digunakan; iii. Setiap penyederhanaan atau pendekatan yang digunakan dalam analisis; iv. Tingkat konservatisme dari metode dan korelasi; v. Ketelitian numerik dari model, termasuk perkiraan ketelitian hasil dari faktor-faktor yang mengkontribusi ketidakpastian; dan vi. Metode kombinasi program (bila digunakan satu seri program komputer)

(b)

Uraian singkat data input untuk masing-masing model, meliputi: i. Metode seleksi parameter input, termasuk pemakaiannya dan tingkat knservatismenya; ii. Daftar data input untuk masing-masing model; dan iii. Kepekaan model parameter input khusus.

(c)

Ringkasan hasil-hasil studi validasi, meliputi: i. Perbandingan model perkiraaan dengan eksperimen atau operasi , atau dengan model lain yang juga telah dibandingkan dengan eksperimen atau operasi;

60

ii. Pembuktian ketepatan numerik yang memadai atau tingkat konservatisme; iii. Konfirmasi bahwa pemodelan tersebut mewakili semua fenomena fisika penting; dan iv. Konfirmasi bahwa kolerasi empiris adalah konservatif, berdasarkan pada eksperimen (bila perlu) dan layak untuk rentang parameter operasional. A.1620. Parameter input dan kondisi awal. Parameter input dan kondisi awal yang digunakan dalam analisis harus diindentifikasi dengan jelas. Lampiran II berisi daftar parameter dan kondisi ini. Namun demikian, harga awal variabel lain dan parameter lainnya harus dimasukkan dalam LAK apabila digunakan untuk menganalisa kejadian yang sedang dianalisis. A.1621. Hasil. Hasil analisis harus disajikan dan diuraikan dalam LAK. Parameter kunci harus diberikan sebagai fungsi waktu transien atau kecelakaan. Berikut ini adalah contoh-contoh parameter yang harus dicakup: • Reaktivitas; • Daya termal; • Fluks panas; • Distribusi daya; • Tekanan sistem pendingin reaktor; • Rasio fluks panas kritis (CHF) minimum atau rasio akhir dari pendidihan inti (DNBR) sesuai dengan yang dapat dipakai; • Pemanasan nuklir; • Laju alir pendingin teras; • Kondisi pendingan (temperatur inlet, rata-rata teras dan outlet saluran panas); • Temperatur teras (temperatur pusat bahan bakar dan kelongsong maksimum) dan entalpi bahan bakar maksimum; • Inventori pendingin reaktor (inventori total dan tingkat pendinginan pada berbagai lokasi di dalam sistem pendingin reaktor); dan • Parameter sistem penukar panas sekunder (inventori dan permukaan pendingin, entalpi, temperatur, dan laju alir masa). A.1622. Ketidakpastian hasil-hasil harus dikemukakan dan dibahas. A.1623. Marjin diantara perkiraan harga berbagai parameter teras dan harga parameter ini yang kan menyatakan batasan kondisi yang dapat diterima harus diberikan. Klasifikasi Status Kerusakan A.1624. Analisis transien dapat menunjukkan bahwa batasan desain bakar telah terlampaui, yang mengakibatkan beberapa kerusakan kelongsong bahan bakar. Perkiraan jenis kerusakan, jumlah bahan bakar yang rusak dan faktor-faktor lain (seperti temperatur bahan bakar dan kelongsong, karakteristik pendingain dan interaksi kimia) harus diberikan.

61

A.1625. Beberapa rentetan kejadian dapat mengakibatkan bahaya radiologi yang berbeda termasuk kegagalan eksperimen atau kegagalan fasilitas iradiasi/aktivasi dan kerusakan mekanis kelongsong bahan bakar teriradiasi. Perkiraaan bentuk dan kandungan bahan berbahaya, termasuk parameter fisika yang selanjutnya mengkarakterisasi sifat tersebut, harus diberikan. Setiap pengelompokan ulang rentetan kejadian dalam kelas sesuai dengan jenis dan tingkat bahaya radiologinya harus diuraikan. Rentetan kejadian lainnya yang mengikat atau membatasi untuk setiap katagori bahaya harus dipilih untuk analisis pelepasan zat radioaktif. Term sumber A.1626. Term sumber, jika ada, harus diuraikan untuk setiap urutan kejadian yang mengikat seperti tersebut di atas. Uraian itu hendaknya mencakup zat radioaktif yang mungkin terlepas dari reaktor, bentuk fisika dan kimianya, dan faktor-faktor lain yang diperlukan untuk menetapkan potensi penyebarannya ke lingkungan. A.1627. Bagian ini harus mengindentifikasi jika perhitungan fraksi penglepasan realistik terinci telah dilaksanakan atau jika perhitungan fraksi penglepasan konservatif yang digunakan, sesuai dengan praktek Badan Pengawas, seperti: term sumber sebarang yang lebih besar daripada yang diperkirakan untuk rentetan kecelakaan yang mungkin terjadi (misalnya, untuk membuktikan efektivitas gedung/pengukungan atau untuk menunjukkan bahwa dosis yang dihasilkan bagi kelompok krtitis memenuhi persyaratan peraturan). A.1628. Model matematis yang digunakan dalam menentukan dan menganalisis term sumber harus diuraikan secara singkat dan informasi tentang validasinya disajikan. Informasi yang diuraikan di bawah ini hendaknya diberikan untuk setiap rentetan kejadian limit. A.1629. Pengkajian penglepasan di dalam gedung reaktor. Jumlah radionuklida yang terlepas di dalam gedung, kandungan isotop dan faktor fisika lain dari penglepasan tersebut harus diuraikan untuk setiap kejadian yang sesuai. Parameter dan asumsi yang digunakan dalam analisis harus disajikan, meliputi: (a) Inventori produk isi (atau inventori radionuklida untuk kecelakaan yang tidak termasuk kecelakaan bahan bakar); (b) Sifat kerusakan bahan bakar dan fraksi kelongsong bahan bakar yang rusak; (c) Fraksi penglepasan produk lain fisi dari bahan bakar; dan (d) Retensi radionuklida dalam air dan pada permukaan. A.1630. Pengkajian penglepasan dari gedung reaktor. Jumlah radionuklida yang terlepas ke lingkungan, kandungan isotop dan faktor fisika lain dari pelepasan harus diberikan untuk setiap rentetan kejadian yang menghasilkan pelepesan ke gedung reaktor. Pelepasan melalui udara dan air harus dipertimbangkan. Parameter dan asumsi yang digunakan dalam analisis harus disajikan, meliputi: (a) Pemindahan radionuklida oleh sistem penahan cairan dan udara, sistem resirkulasi dan ventilasi, termasuk efisiensi filter; (b) Pengendapan dan suspensi permukaan; (c) Waktu penahanan radionuklida, peluruhan dan produksi anak-luruh; (d) Laju kebocoran gedung reaktor atau laju pelepasan efluen cair; (e) Modus pelepasan (awan tunggal, berselang-seling, kontinyu); dan

62

(f)

Titik penglepasan (cerobong, permukaaan tanah, dan lain-lain).

A.1631. Pengkajian bahaya lain. Uraian tentang kecelakaan yang dapat menghasilkan paparan berarti terhadap personil atau masyarakat umum yang berasal dari medan radiasi langsung (yang berkaitan dengan penglepasan yang terkungkung dalam gedung reaktor) harus diberikan. Sebagai contoh: • Kekritisan yang tidak dikehendaki; • Pengelepasan dari fasilitas eksperimen atau fasilitas iradiasi yang sebenarnya tetap terkungkung tetapi mengandung bahaya radiasi; • Penglepasan cairan atau zat radioaktif lain yang terkungkung di tempat; dan • Kehilangan perisai radiasi. Evaluasi Konsekuensi Radiologis A.1632. Bagian ini harus membahas metode perhitungan yang digunakan untuk menentukan akibat radiologi dari rentetan kejadian yang dianalisis dan harus memberikan ringkasan hasil perhitungan dosis. Informasi itu harus memadai untuk menunjang hasil perhitungan dosis tersebut dan memudahkan dilakukannya analisis secara independen oleh Badan Pengawas. A.1633. Jika tidak ada akibat radiologi yang berkaitan dengan rentetan kejadian yang dianalisis, bagian ini harus berisi pernyataaan tentang hal tersebut. A.1634. Metode Analisis Akibat Radiologi. Metode yang digunakan untuk menganalisis akibat radiologi yang mungkin dihasilkan dari kecelakaan reaktor harus disajikan di bagian ini. Asumsi dan metode yang digunakan dalam menentukan akibat radiologi harus ditunjang oleh informasi yang memadai, atau dapat mengacu pada bab lain dalam LAK ini, atau dapat mengacu pada dokumen lain yang tersedia bagi Badan Pengawas. A.1635. Informasi tentang pemodelan akibat radiologi harus mencakup hal-hal sebagai berikut: - Uraian tentang model matematik atau model fisik yang digunakan, termasuk penyederhanaan atau pendekatan yang dimasukkan dalam analisis; - Ringkasan program komputer digital atau simulasi analog yang digunakan dalam analisis, dengan mengacu pada uraian terinci; - Informasi tentang validasi metoda perhitungan; dan - Pertimbangan tentang ketidakpastian dalam metode perhitungan, unjuk kerja peralatan, karakteristik respons system instrumentasi atau pengaruh lain yang diperhitungkan dalam evaluasi hasil-hasil. A.1636. Hasil dosis. Pada bagian ini harus disajikan hasil-hasil perhitungan dosis, berupa dosis ekivalen efektif pada kawasan atau batas daerah eksklusi, dosis ekivalen efektif untuk masyarakat umum pada jarak tertentu dari kawasan. Dalam hal ini, dosis anggota masyarakat yang paling banyak tersinari zat radioaktif harus diberikan, maupun dosis pada saat kecelakaan dan ruang kendali operator dan personil yang berada di tempat lain pada kawasan.

63

A.1637. Pertimbangan harus diberikan terhadap medan radiasi langsung, baik dari penglepasan melalui cairan maupun melalui udara, dan terhadap kemungkinan terjadinya kontaminasi permukaan tanah. A.1638. Medan Radiasi Langsung. Medan radiasi langsung berkaitan dngan pelepasan yang terjadi di dalam fasilitas reaktor penelitian dan yang dapat menghasilkan dosis radiasi harus diuraikan, juga termasuk dosis terhadap kelompok kritis. Parameter dan asumsi yang digunakan dalam analisis hendaknya dibenarkan, termasuk: • Jumlah radionuklida yang terlepas, bentuk geometri dan jangka waktu pelepasan • Peluruhan radionuklida dan produksi anak luruh; • Parameter perisai radiasi, faktor build up dan hamburan; dan • Jarak ke kelompok kritis dan jangka waktu selama dosis dihitung A.1639. Penglepasan bersifat cair. Bagian ini harus berisi ringkasan tentang pengkajian penglepasan melalui zat cair, penyebaran pelepasan pada air permukaan dan air tanah, kontaminasi rantai biologi dan rantai makanan, dan dosis perorangan dan masyarakat. Acuan harus dilakukan pada paragraf A.311A.314 untuk data karakteristik hidrologi dan hidrogeologi dari air permukaan dan air tanah. Diskusi tentng bahaya potensial harus mencakup: ! Radiasi langsung dari zat cair yang terlepas; ! Penguapan atau suspensi ulang radionuklida bentuk gas dari zat cair yang terlepas; ! Kontaminasi permukaan tanah; dan ! Kontaminasi ekuifer di dalam dan di luar kawasan. A.1640. Parameter dan asumsi yang digunakan dalam analisis harus dibuat pembenarannya, termasuk: • Pengambilan radionuklida melalui sistem penahan atau resirkulasi cairan; • Titik potensi pelepasan, inventori radionuklida yang terlepas, konsentrasinya di dalam zat cair, laju pelepasaan dan modus pelepasan (kontinyu, terputus-putus, dan lain-lain). • Peluruhan radionuklida dan produksi anak luruh; • Karakteristik pengenceran dan pemindahan, termasuk karakteristik migrasi dan retensi tanah, pergerakkan radionuklida dalam formasi hidrogeologi, kemampuan konssentrasi ulang sedimen dan biota, dan pengaruh lain yang mungkin diperlukan untuk menentukan perpindahan radionuklida dan jalur-jalur paparan; • Jalur-jalur langsung dan tak langsung kontaminasi radioaktif terhadap rantai makanan; dan • Penerimaan radionuklida pada manusia dan dosisnya. A.1641. Karakteristik yang penting untuk penentuan jalur rantai makanan harus dipertimbangkan.

64

A.1642. Jika penglepasan zat cair ke ekuifer permukaan dan ekuifer bawah tanah mungkin terjadi, ketentuan mengungkung setiap pelepasan cairan di dalam fasilitas harus diuraikan dan kemungkinan kegagalan ketentuan ini harus dibahas. A.1643. Penglepasan ke atmosfer. Bagian ini harus menyajikan dosis staf fasilitas dan dosis masyarakat umum setelah terjadi pelepasan zat radioaktif dari fasilitas ke udara, dengan memperhitungkan penyebaran ke atmosfer. Parameter dan asumsi yang digunakan dalam analisis harus diberikan, yang meliputi: - Bentuk/jenis sumber, dalam bentuk inventori radionuklida, bentuk fisika dan kimia, dan faktor-faktor lain yang mempengaruhi penyebaran zat radioaktif ke lingkungan, termasuk daya apung (buoyancy); - Modus penglepasan (hembusan tunggal, terputus-putus, kontinyu); - Lokasi dan kararteristik pelepasan, termasuk ketinggian cerobong dan diameternya; - Jarak ke penerima dan medan antaranya (intervening terra); - Datameteorologi, termasuk kecepatan dan arah angin, dan data inversi serta data stabilitas atmosfir; - Pengaruh olakan dari gedung; - Parameter difusi; - Bentuk fisik dan kimia radionuklida pada lokasi penerima, dan kemungkinan berbentuk partikel udara atau endapan; dan - Hasil-hasil perhitungan dosis (melalui pernafasan, pencernaan makanan dan/ atau paparan permukaan tanah). A.1645. Kontaminasi Permukaan tanah. Bagian ini harus membahas kemungkinan kontaminasi permukaan tanah, baik melalui penyebaran langsung partikel zat radioaktif atau pengendapan dari buangan udara atau buangan cairan. Kontaminasi permukaan oleh radionuklida harus diperkirakan dan dosis (melaui penyinaran permukaan tanah dan pencernaan makanan) harus dikaji. Rangkuman A.1646. Bagian ini harus berisi ringkasan hasil-hasil penting analisis keselamatan, termasuk uraian singkat tentang rentetan kecelakaan yang dominan. Kesimpulan penting dari analisis tersebut harus dikemukakan. Pengaruh ketidakpastian dari hasil-hasil tersebut harus dibahas dan dievaluasi. A.1647. Hasil-hasil analisis harus dibandingkan dengan kriteria penerimaan yang sesuai. Kriteria yang dibahas dalam paragraf 217-219 harus dipenuhi. Evaluasi hasil harus menunjukkan bahwa desai reaktor penelitian dapat diterima dan harus mengkonfirmasi keabsahan batasan dan kondisi operasi yang dibahas dalam Bab A.17 (Batasan dan Kondisi Operasi).

A.17. BATAS DAN KONDISI OPERASI A.1701. Bab ini harus berisi batasan dan kondisi operasi (BKO) yang penting untuk keselamatan operasi reaktor yang diperoleh dari analisis keselamatan. BKO

65

merupakan sekumpulan parameter, yang dikembangkan oleh organisasi pengoperasi yang akan melindungi reaktor, personil, masyarakat umum dan lingkungan terhadap penyinaran radiasi yang tidak dikehendaki apabila parameter tersebut tidak dilampaui. Oleh karena itu BKO harus dipahami oleh personil yang bertanggung jawab atas operasi reaktor. BKO mencakup batas keselamatan, setting sistem keselamatan, kondisi batasan keselamatan operasi, dan persyaratanpersyaratan pengawasan dan administrasi. A.1702. BKO didasarkan pada persetujuan antara pengusaha reaktor dengan Badan Pengawas, BKO ini merupakan bagian penting dari persyaratan pemberian ijin operasi reaktor nuklir oleh Badan Pengawas. Perubahan terhadap BKO harus memerlukan revisi LAK dan pengkajian serta persetujuan Badan Pengawas. A.1703. Karena pentingnya peranan BKO dalam keselamatan, masing-masing BKO harus dipilih dan ditunjang dengan pernyataan tertulis tentang alasan untuk mengadopsinya . Informasi harus disajikan dalam dokumen tersendiri atau dimasukkan dalam Bab ini. Bila disajikan dalam dokumen tersendiri, informasi tentang BKO yang diberikan dalam LAK dapat merupakan ringkasan dari dokumen tersebut. Dalam kedua bentuk diatas, informasi tentang setiap parameter BKO harus mencakup hal-hal berikut: (a) (b)

(c) (d)

Tujuan yang ingin dicapai melalui penetapan BKO (misalnya pencegahan keadaan yang mungkin berkembang menjadi kondisi kecelakaan) Pemberlakuan BKO, misalnya terhadap variable fisik yang berkaitan dengan penghalang fisik, seperti temperatur bahan bakar atau ketinggian air kolam, atau kondisi penghalang. Kadang-kadang pemberlakuan BKO mengacu pada pengaturan peralatan, seperti jumlah minimum kanal pengukuran yang harus beroperasi; Spesifikasi BKO misalnya nilai yang tidak boleh dilampaui, atau kondisi khusus peralatan; Dasar untuk topik-topik di atas, terutama untuk spesifikasi nilai yang diadopsi. Dasar ini biasanya berupa perhitungan-perhitungan desain atau keselamatan yang tercakup dalam analisis keselamatan, yang memasukkan ketidakpastian teknis dan pengukuran. Namun demikian, dasar ini kadangkadang berupa asumsi konservatif sederhana dari pengalaman operasi sebelumnya atau didasarkan pada hasil-hasil eksperimen yang diusulkan.

Batas Keselamatan A.1704. Batas kesselamatan terhadap parameter atau variable proses yang penting harus diberikan dan dibuat pembenarannya melalui analisis yang diberikan dalam LAK. Batas keselamatan pada umumnya menyangkut parameter-parameter operasi seperti: temperatur bahan bakar dan kelongsong bahan bakaar, suhu pendingin reaktor, tekanan reaktor, daya reaktor, laju alir pendingin, dan untuk reaktor tipe kolam, ketinggian air diatas teras. Batas keselamatan ini diperoleh terutama dari Bab A.5 (Reaktor) dan Bab A.16 (Analisis Keselamatan).

66

Penetapan Sistem Keselamatan. A.1705. Setting sistem keselamatan harus dilakukan terhadap variabel dan parameter, yang apabila tidak terkendali, dapat mengakibatkan terlampauinya batas keselamatan. Sub bab ini harus mengindentifikasi setting sistem keselatan dan berisi analisis yang menunjukkan bahwa batas keselatan tidak akan terlampaui. Dalam menentukan setting sistem keselamatan, harus diperhatikan hal berikut seperti kesalahan kalibrasi, ketelitian pengukuran dan waktu respons sistem. Setting sistem keselamatan diperoleh terutama dari Bab A.5 dan Bab A.16

Kondisi Batas untuk Operasi Aman A.1706. Sub bab ini harus menyatakan kondisi batas untuk operasi yang aman, yang harus memberikan kelonggaran (margin) yang dapat diterima antara nilai operasi normal dengan setting sistem keselamatan. Walaupun dalam berbagai kasus kondisi batasan ditetapkan dengan sistem administrasi, kondisi batasaan merupakan kendala pembatas (constraint) bai karakteristik peralatan dan operasi yang diindentifikasi dalam LAK yang penting untuk keselamatan dan harus dipatuhi selama operasi fasilitas. Dalam beberapa hal, bila parameter atau variabel proses mencapai kondisi batas untuk operasi yang aman, kondisi batasan akan menyebabkan alarm sehingga memungkinkan operator melakukan tindakan yang tepat untuk mencegah terlampauinya setting sistem keselamatan. Beberapa contoh kondisi batasan untuk operasi yang aman adalah sebagai berikut : - Konfigurasi teras dan batasan desain (koefisien reaktivitas, batas fraksi bakar, inspeksi, dan lainnya) - Jumlah minimum, desain dan unjuk kerja mekanisme kendali reaktivitas; - Parameter desain bahan bakar (pengayaan, jenis bahan bakar, jenis kelongsong dan lain-lain); - Sistem kendali dan pengukuran operasi reaktor minimum dan titik setting keselamatan; - Laju insersi reaktivitas maksimum; - Peralatan yang diperlukan untuk memperoleh pengungkungan; - Operasi yang memerlukan pengungkungan; - Peralatan operasi minimum untuk sistem ventilasi; - Peralatan dan unjuk kerja sistem suplai daya darurat; - Peralatan operasi minimum untuk pemantauan radiasi dan efluen; - Batasan terhadap pelepasan efluen; - Batasan terhadap eksperimen (reaktivitas, bahan dan lain-lain); - Batasan desain lain yang penting untuk keselamatan;

Persyaratan pengawasan A.1707. Sub bab ini harus membahas persyaratan pengawasan yang berkaitan dengan frekuensi dan ruang lingkup pengujian, untuk menunjukkan bahwa tingkat unjuk kerja ditetapkan dengan batas keselamatan dan kondisi batas untuk operasi yang aman akan terpenuhi. Persyaratan pemantauan, inspeksi, pemeriksaan kemampuan operasi dan kalibrasi harus dimasukkan dan tindakan yang harus

67

dilakukan bila sistem gagal harus diuraikan. Kondisi untuk melanjutkan operasi selama perbaikan atau penerimaan terhadap penggantian peralatan yang gagal harus dinyatakan.

Persyaratan Administrasi A.1708. Sub bab ini harus berisai persyaratan administrasi dan organisasi, maupun struktur dan tanggung jawaborganisasi, persyaratan pemilihan staf, penilaian dan audit terhadap prosedur operasi fasilitas, penilaian kejadian operasional, dan pelaporan dan pencatatan. Kondisi batas dan persyaratan administrasi ini diperoleh terutama dari Bab A.13 (Pelaksanaan Operasi).

A.18. JAMINAN KUALITAS Program Jaminan Kualitas A.1801. Organisasi pengoperasi bertanggung jawab atas penyiapan dan pelaksanaan program jaminan kualitas keseluruhan yang akan menjamin kesesuaian terhadap aspek keselamatan. Prinsip dan lingkup PJK haarus ditetapkan sesuai dengan persyaratan umum yang terdapat dalam dokumen Safety Seroes No. 35-S1 dan 35-S2, dan standar nasional lain yang berlaku. A.1802. Sub bab ini harus menguraikan program jaminan kualitas (PJK), atau mengacu pada uraian program jaminan kualitas. Ringkasan tentang barang, jasa dan proses dimana PJK dilaksanakan harus diberikan, demikian pula uraian tentang struktur organisasi untuk kegiatan jaminan kualitas yang direncanakan atau dilaksanakan. Tingkat pengendalian dan verifikasi kualitas juga harus ditentukan, dan metoda yang tersedia untuk mencapainya harus diuraikan. A.1803. Sub bab ini harus menguraikan atau mengacu pada PJK khusus yang telah disusun untuk tahap desain, pengadaan, konstruksi, komisioning dan operasi, yang sesuai. PJK harus konsisten dengan persyararatan-persyaratan proyek reaktor penelitian, tujuannya, status dan karakteristiknya, dan harus dapat diterima oleh Badan Pengawas.

Prosedur Jaminan Kualitas A.1804. Sub bab ini harus menguraikan atau mengacu pada perencanaan, pelaksanaan dan pengendalian kegiatan penting yang berkaitan dengan PJK untuk menjamin agar persyaratan-persyaratan khusus, seperti persyaratan pengawasan, kriteria desain dan konstruksi, dan kriteria penerimaan, diterapkan dengan tepat dan terpenuhi. Khususnya, tanggung jawab dan wewenang personil yang menangani jaminan kualitas hendaknya ditetapkan. A.1805. Sub bab ini harus menguraikan prosedur-prosedur yang mencakup kegiatan khusus dalam PJK, seperti ketidak sesuaian, perubahan desain,

68

penyimpangan desain dan konsensi desain, dan analisis tentang dampaknya terhadap persyaratan keselamatan. A,1806. Sub bab ini harus menguraikan prosedur-prosedur yang mencakup kegiatan operasi yang dilaksanakan dalam PJK. Contohnya adalah kegiatan yang berkaitan dengan pengelolaan reaktivitas dan kekritisan, keselamatan termal teras, keselamatan peralatan eksperimen, modifikasi reaktor, manipulasi komponen dan bahan serta pengawasan manusia. A.1807. Sub bab ini harus menguraikan bagaimana LAK dan dokumen pendukungnya diidentifikasi dan diarsipkan, dan berapa lama dokumen-dokumen tersebut disimpan, atau acuan uraian yang harus diberikan.

Status Manajemen Program Jaminan Kualitas A.1808. Sub bab ini harus berisi laporan singkat tentang status terakhir manajemen PJK dan status pencapaian standar kualitas dan keselamatan yang diperlukan.

A.19. DEKOMISIONING A.1901. Bab ini harus berisi informasi tentang desain fasilitas dan prosedur operasi untuk mempermudah proses dekomisioning. Dasar desain yang berkaitan dengan dekomisioning harus diuraikan. A.1902. Aspek desain fasilitas yang memudahkan dekomisioning harus dibahas, seperti pemilihan bahan untuk memperkecil aktivasi dan untuk memudahkan dekontaminasi, pembongkaran dan penanganan komponen yang teraktivisasi (jarak jauh), dan fasilitas yang memadai untuk mengolah limbah radioaktif. A.1903. Sub bab ini harus membahas aspek operasi fasilitas yang mempermudah dekomisioning, seperti ketentuan desain dan operasi untuk memperkecil aktivasi bahan, dan pemeliharaan catatan tentang konstruksi dan kontaminasi fasilitas.

A.20. RENCANA KEDARURATAN Perencanaan Kedaruratan A.2001. Sub ini harus berisi atau mengacu ke rencana yang akan memberikan jaminan yang memadai bahwa akan dilakukan tindakan untuk memperkecil keadaaan darurat yang mungkin terjadi pada fasilitas; rencana ini harus dibuat oleh organisasi pengoperasi. Namun demikian, upaya keselamatan yang dilakukan dalam desain dan operasi reaktor akan sangat mengurangi resiko kecelakaan. Informasi tambahan tentang rencana ini dapat diperoleh dari Safety Series No. 35S2.

69

A.2002. Sub bab ini harus menunjukkan bahw rencana kedaruratan berdasarkan pada kecelakaan yang dianalisis dalam LAK dan kecelakaan lain yang diperkirakan hanya untuk tujuan kedaruratan. A.2003. Sub bab ini harus berisi informasi tentang tindakan yang akan dilakukan di dalam gedung reaktor, pada tapak dan luar tapak. Informasi tersebut mencakup hal-hal berikut: a) Organisasi kedaruratan lengkap dengan instruksi yang jelas mengenai kewenangan dan tanggungjawabnya; b) Proses untuk mengindentifikasi dan mengklasifikasi kedaruratan; c) Persetujuan dengan instansi luar-tapak, yang akan memberikan bantuan dalam kedaruratan; d) Pemberitahuan kepada personil dalam dan luar-kawasan; e) Pemberitahuan kepada pemerintah setempat; f) Keandalan komunikasi antara pusat kendali kedaruratan dengan lokasi luar; g) Upaya perlindungan; h) Penyediaan peralatan kedaruratan; i) Pengaturan dengan fasilitas medis untuk merawat pasien yang terkontaminasi; j) Pelatihan personil; k) Frekuensi dan lingkup pelatihan kedaruratan; dan l) Memadainya sumber daya untuk melaksanakan rencana kedaruratan;

Prosedur Kedaruratan A.2004. Sub bab ini harus menunjukkan bahwa rencana kedaruratan akan dilaksanakan melalui prosedur kedaruratan. Prosedur ini harus berisi tindakan khusus/tertentu yang kan dilakukan untuk meringankan akibat kedaruratan. A.2005. Sub bab ini harus berisi informasi tentang pengaturan untuk penilaian berkala terhadap rencana kedaruratan dan prosedur pelaksanaan yang menjamin bahwa persyaratan-persyaratan untuk eksperimen baru atau modifikasi fasilitas diberikan. A.2006. Prosedur kedaruratan harus berisi petunjuk tentang batasan penyinaran personil yang melakukan misi penyelamatan atau misi memperkecil akibat kedaruratan.

70