EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR AIR MENDIDIH (BWR) DALAM PENGAWASAN REAKTOR DAYA

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006

ISSN: 1412 - 3258

EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR AIR MENDIDIH (BWR) DALAM PENGAWASAN REAKTOR DAYA Oleh: Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN)

ABSTRAK Evaluasi Keselamatan Reaktor Air Mendidih (BWR) Dalam Pengawasan Reaktor Daya. Untuk memperoleh keyakinan terhadap keselamatan operasi reaktor daya yang diajukan ke Badan Pengawas, perlu dilakukan evaluasi keselamatan. Tujuan evaluasi keselamatan ini adalah untuk mengkonfirmasi bahwa desain instalasi telah memenuhi persyaratan keselamatan yang ditentukan. Dalam evaluasi keselamatan reaktor daya, perlu diidentifikasi kondisi instalasi yang menyimpang dari operasi normal serta kejadiankejadian pemicu yang mewakilinya. Pada BWR, seperti halnya reaktor daya pada umumnya, kondisi yang demikian mencakup transien abnormal dan kecelakaan. Sebagai dasar penilaian dalam evaluasi keselamatan, perlu ditetapkan kriteria penerimaan serta keberlakuannya untuk masing-masing kejadian pemicu. Mereka ditetapkan menurut jenis reaktor dan sifat kejadiannya. Pada reaktor BWR diterapkan kriteria keselamatan yang bersifat umum ditambah dengan, untuk kejadian-kejadian tertentu, kriteria spesifik untuk kejadian tersebut. Kata kunci: BWR, evaluasi keselamatan, transien abnormal, kecelakaan, kriteria penerimaan

ABSTRACT Safety Evaluation of Boiling Water Reactor (BWRs) in the Regulation of Nuclear Power Plants. In order to assure the safety of nuclear power plants, safety evaluation shall be conducted to the design of the plants as reflected in the Safety Analysis Report. Safety evaluation is intended to confirm that the design of the plants meet the predetermined safety requirements and that the plants can be safely operated by safety equipment designed to ensure their safety. During safety evaluation, plants’ conditions deviating from normal operation need to be established along with the representing initiating events. For BWRs, as well as other type of nuclear power plants, the conditions might include abnormal transients and accidents. The acceptance criteria for each event then shall be determined as the basis for the judgment on the appropriateness of the plants design with the safety requirements. The judgment criteria for events in BWRs include the general acceptance criteria along with detailed criteria applied for some specific events. Keywords: BWR, safety evaluation, abnormal transient, accidents, acceptance criteria

177


ISSN: 1412 - 3258

PENDAHULUAN Guna memenuhi kebutuhan energi listrik yang terus meningkat dari waktu ke waktu, Indonesia merencanakan untuk membangun dan mengoperasikan reaktor daya. Ketika reaktor daya dioperasikan, satu aspek terpenting adalah terjaminnya keselamatan dan kesehatan bagi pekerja instalasi dan anggota masyarakat serta lingkungan hidup. Agar diperoleh keyakinan bahwa reaktor daya akan dioperasikan dengan selamat, harus dilakukan pengawasan yang memadai. BAPETEN merupakan Badan Pengawas yang berkewajiban untuk melaksanakan pengawasan pemanfaatan tenaga nuklir. Pengawasan ini dilakukan melalui peraturan, perizinan, dan inspeksi sebagaimana diamanatkan di dalam Pasal 14 Undang-Undang No. 10/1997 tentang Ketenaganukliran[1]. Salah satu penerapan pengawasan reaktor daya dilakukan dengan mengevaluasi aspekaspek keselamatan operasi reaktor sebagaimana diuraikan di dalam dokumen Laporan Analisis Keselamatan (LAK). Evaluasi ini dimaksudkan untuk memperoleh keyakinan bahwa tujuan analisis keselamatan, yakni untuk mengkonfirmasikan bahwa dasar desain untuk sistem, struktur dan komponen (SSK) yang penting bagi keselamatan, telah memadai; dan bahwa desain instalasi secara keseluruhan mampu untuk memenuhi segala batas yang ditentukan berkenaan dengan dosis radiasi dan pelepasannya untuk masingmasing kategori kondisi instalasi[2].

ANALISIS

KESELAMATAN

DAN

EVALUASI

KESELAMATAN

REAKTOR DAYA Dalam rangkaian tahapan pembangunan reaktor daya, analisis keselamatan harus dilalui yang bertujuan untuk mengkonfirmasi bahwa desain sebagaimana yang digunakan dalam fabrikasi, juga yang digunakan dalam konstruksi serta desain sebagaimana dibangun (asbuilt design) memenuhi persyaratan keselamatan yang telah ditentukan. Analisis keselamatan ini merupakan bagian dari proses desain di mana terdapat proses iteratif antara desain dan perhitungan analitik. Kemudian, organisasi pengoperasi, yakni pengusaha instalasi nuklir yang akan mengoperasikan reaktor, perlu melakukan verifikasi terhadap analisis keselamatan ini. Verifikasi ini bisa didelegasikan kepada pihak lain, yang tidak terkait dengan organisasi pendesain, di mana pihak ini melakukan verifikasi keselamatan atas nama organisasi pengoperasi. Persyaratan keselamatan utama untuk reaktor daya adalah bahwa pertahanan berlapis telah diterapkan dalam desain. Ini berarti bahwa desain reaktor daya harus memenuhi persyaratan-persyaratan yang disebut sebagai persyaratan teknis utama[3] berikut:



Harus menyediakan penghalang ganda untuk pelepasan zat radioaktif yang tak terkendali ke lingkungan

178




ISSN: 1412 - 3258

Harus konservatif, dan konstruksi harus berkualitas tinggi, untuk memberikan keyakinan bahwa kegagalan dan penyimpangan dari operasi normal dapat diminimalkan dan kecelakaan dapat dicegah



Harus menyediakan sistem kendali selama dan setelah kejadian pemicu terpostulasi, dengan menggunakan fitur inheren dan teknis di mana transien yang tidak terkendali harus sejauh mungkin diminimalkan atau ditiadakan dari desain



Harus menyediakan kendali instalasi tambahan, dengan penggunaan pengaktifan sistem keselamatan otomatis untuk meminimalkan tindakan operator pada permulaan kejadian pemicu terpostulasi dan dengan tindakan operator



Harus menyediakan peralatan dan prosedur untuk mengendalikan kecelakaan dan sejauh mungkin membatasi konsekuensi kecelakaan



Harus menyediakan berbagai cara untuk menjamin agar setiap fungsi keselamatan dasar, yakni kendali reaktivitas, pembuangan panas dan pengungkungan zat radioaktif, dilakukan, dengan demikian menjamin efektivitas penghalang dan memitigasi konsekuensi dari setiap kejadian pemicu terpostulasi.

Ketika izin pembangunan reaktor diajukan, Badan Pengawas harus melakukan evaluasi keselamatan untuk memperoleh keyakinan bahwa reaktor yang akan dibangun dapat dioperasikan dengan selamat dengan menggunakan sistem keselamatan yang didesain untuknya. Dalam penerapan evaluasi keselamatan, Badan Pengawas di berbagai negara menerapkan metode dan sasaran masing-masing sesuai dengan sistem peraturan yang mereka miliki. Sebagai contoh, evaluasi keselamatan terhadap reaktor daya di Jepang ditujukan terhadap sasaran-sasaran berikut[4]: 

Verifikasi terhadap kecukupan desain keselamatan. Ini untuk memperlihatkan bahwa reaktor daya dapat beroperasi dengan selamat dengan menggunakan perlengkapan yang dirancang untuk keselamatan.



Verifikasi terhadap kesesuaian kondisi lokasi. Ini dimaksudkan untuk memperlihatkan bahwa fasilitas keselamatan teknis mampu mencegah pelepasan zat radioaktif ke lingkungan dalam jumlah besar serta untuk memverifikasi bahwa masyarakat umum di sekitar tapak reaktor masih terlindungi bahkan ketika kecelakaan dipostulasikan terjadi.

Kondisi instalasi yang perlu dicakup di dalam analisis keselamatan, sehingga perlu dievaluasi oleh Badan Pengawas, meliputi 2 kelompok besar. Yang pertama yaitu kondisi operasi normal, sedang yang kedua yaitu kondisi operasi yang menyimpang dari operasi normal yang meliputi kejadian operasional terantisipasi, kecelakaan dasar desain (design basis accident [DBA]), dan kecelakaan yang melampaui dasar desain (beyond design basis accident [BDBA]). Tulisan ini akan terfokus pada dua kondisi pertama dari kondisi operasi yang menyimpang dari operasi normal, yakni kejadian operasional terantisipasi dan kecelakaan dasar desain.

179


ISSN: 1412 - 3258

Pembagian kelompok kondisi yang menyimpang dari operasi normal didasarkan pada frekuensi kemunculannya. Menurut definisi dari IAEA, kejadian operasional terantisipasi adalah kejadian yang memerlukan manuver penanganan yang lebih kompleks dari pada operasi normal dan berpotensi mengancam keselamatan reaktor, biasanya memiliki frekuensi kemunculan lebih besar dari pada 10-2 per reaktor-tahun. Sedangkan kecelakaan dasar desain didefinisikan sebagai kejadian yang diperkirakan tidak akan timbul selama masa operasi reaktor, meskipun demikian, sesuai dengan prinsip pertahanan berlapis, harus dipertimbangkan dalam desain reaktor daya. Kecelakaan dasar desain ini bisanya memiliki frekuensi kemunculan dalam rentang 10-2 sampai dengan 10-5 per reaktor-tahun[2]. Dalam evaluasi keselamatan yang diterapkan oleh Badan Pengawas di berbagai negara, terminologi dan definisi yang digunakan mungkin tidak sama dengan apa yang direkomendasikan oleh IAEA meskipun pengertian dasarnya adalah sama. Sebagai contoh, lingkup dan definisi kejadian yang diterapkan dalam evaluasi keselamatan pada reaktor daya di Jepang adalah seperti diuraikan berikut.

RUANG LINGKUP DAN DEFINISI Ruang lingkup dalam evaluasi keselamatan meliputi tansien abnormal dan kecelakaan yang terjadi dalam operasi reaktor. Definisi kedua kategori kejadian tersebut adalah sebagai berikut[4]: 

Transien abnormal (kejadian operasional terantisipasi) adalah kejadian yang menyebabkan kondisi abnormal atau menyimpang dari operasi normal yang dapat disebabkan oleh kegagalan atau malfungsi komponen reaktor, kesalahan operator, atau dari penyebab eksternal ketika reaktor sedang beroperasi. Kejadian ini diperkirakan terjadi satu atau beberapa kali selama masa operasi reaktor.



Kecelakaan adalah kejadian yang lebih parah dari pada kejadian transien abnormal, yang probabilitas kemunculannya kecil akan tetapi perlu dipostulasikan karena berpotensi menimbulkan pelepasan zat radioaktif dari instalasi reaktor nuklir ke lingkungan.

Transien Abnormal Pada BWR Transien abnormal dalam operasi reaktor perlu dipostulasikan dan dievaluasi. Dalam kejadian transien abnormal, apabila reaktor tidak dikendalikan sebagaimana mestinya, terdapat kemungkinan timbulnya kerusakan yang luas di bahan bakar nuklir atau dinding penahan tekanan air pendingin reaktor. Kejadian pemicu yang dipilih adalah sedemikian sehingga memadai guna melakukan verifikasi akan kecukupan desain sistem reaktor seperti sistem proteksi keselamatan dan sistem pemadaman (shutdown) reaktor. Dalam hal terjadinya transien abnormal, sistem keselamatan hendaknya telah dirancang secara memadai sehingga sasaran berikut harus dipenuhi[4]:

180


ISSN: 1412 - 3258



Teras tidak mengalami kerusakan.



Kejadian dapat dikendalikan dan dibawa ke kondisi stabil sehingga memungkinkan untuk memulihkan operasi reaktor.

Pada BWR, terdapat tiga kategori kejadian pemicu yang dianalisis, yakni perubahan abnormal dalam reaktivitas atau distribusi daya dalam teras, perubahan abnormal dalam pembangkitan panas atau pemindahan panas dalam teras, dan perubahan abnormal dalam tekanan pendingin atau inventori pendingin reaktor. Kriteria penerimaan untuk transien abnormal Apabila terjadi transien abnormal, harus dikonfirmasi bahwa instalasi reaktor sudah didesain sedemikian rupa sehingga sistem keselamatan dapat mengatasinya serta tidak terjadi kerusakan pada teras reaktor dan bahwa operasi normal reaktor dapat dipulihkan. Kriteria yang digunakan untuk menilainya adalah sebagai berikut[4]:

(1) Perbandingan daya kritis minimum (minimum critical power ratio [MCPR]) harus lebih besar dari batas yang diizinkankan. Nilai batas MCPR yang diizinkan adalah: BWR-4: 1.06, BWR-5: 1.07, ABWR: 1.07.

(2) Kelongsong bahan bakar tidak mengalami kerusakan secara mekanis. Regangan plastis rata-rata di sekeliling tabung kelongsong 1 %. Ini setara dengan 180 % kali fluks panas permukaan nominal untuk perangkat bahan bakar 88 jenis baru atau 170% kali fluks panas permukaan nominal untuk perangkat bahan bakar 88 dengan fraksi bakar tinggi.

(3) Entalpi bahan bakar tidak melampaui batas yang diizinkan. Kurva nilai batas desain entalpi bahan bakar ini disajikan di Gambar 1.

(4) Tekanan pada dinding penahan tekanan pendingin reaktor tidak melampaui 1.1 kali tekanan kerja maksimum*) atau 9.48 MPa[g] (96.7 kg/cm2[g]).

*)

Tekanan kerja maksimum adalah 8.62 MPa[g] (87.9 kg/cm2[g]).

181


Gambar 1.

ISSN: 1412 - 3258

Nilai entalpi bahan bakar yang diizinkan dalam kejadian transien abnormal BWR.

Kriteria penerimaan di atas berlaku bagian per bagian untuk kejadian transien abnormal tertentu yang dapat berlainan dari satu kejadian ke kejadian lainnya. Pada umumnya kejadian transien abnormal pada BWR memberlakukan 2 atau 3 dari keempat kriteria di atas. Daftar keberlakuan kriteria penerimaan untuk masing-masing kejadian yang mewakili ketiga kategori kejadian transien abnormal untuk BWR dapat dilihat di Tabel I berikut. Tabel 1. Kejadian transien abnormal pada BWR dan kriteria penerimaannya[5]. Kategori transien abnormal dan kejadian pemicunya 1 (i) Perubahan abnormal dalam reaktivitas atau distribusi daya dalam teras a. Penarikan batang kendali secara abnormal pada start-up reaktor b. Penarikan batang kendali secara abnormal pada operasi daya (ii) Perubahan abnormal dalam pembangkitan panas atau pemindahan panas dalam teras a. Kehilangan sebagian aliran pendingin reaktor b. Kehilangan catu daya luar-tapak c. Kehilangan pemanas air-umpan d. Malfungsi pada sistem kendali aliran pendingin reaktor (iii) Perubahan abnormal dalam tekanan pendingin atau inventori pendingin reaktor a. Kehilangan beban: Katup pintas turbin aktuasi Katup pintas turbin tidak aktuasi b. Penutupan katup isolasi uap utama karena kesalahan c. Malfungsi pada sistem kendali air-umpan d. Kehilangan seluruh aliran air-umpan

182

Kriteria 2 3 4







 

   

   

   

    

    

    


ISSN: 1412 - 3258

Kecelakaan Pada BWR Kecelakaan merupakan kejadian yang harus dipostulasikan guna menilai keselamatan fasilitas reaktor. Kecelakaan merupakan kondisi yang tingkat keparahannya melampaui transien abnormal yang terjadi dalam operasi reaktor. Kecelakaan sebenarnya merupakan kejadian yang sangat jarang terjadi tetapi perlu diasumsikan karena memiliki potensi untuk melepaskan zat radioaktif dari instalasi reaktor ke lingkungan. Dalam hal terjadinya kecelakaan, sistem keselamatan hendaknya telah memadai sehingga sasaran berikut harus dipenuhi[4]: 

Melelehnya teras atau kerusakan yang serius harus dihindarkan.



Kerusakan sekunder yang dapat menyebabkan keadaan abnormal tambahan harus dihindarkan.



Integritas penghalang terhadap pelepasan bahan radioaktif harus dapat dipertahankan.

Pada reaktor BWR, terdapat empat kategori kejadian kecelakaan yang perlu dievaluasi yang meliputi kehilangan air pendingin reaktor atau perubahan besar pada kondisi pendinginan teras, penyisipan reaktivitas yang abnormal atau perubahan cepat pada daya reaktor, pelepasan zat radioaktif secara abnormal ke lingkungan, serta perubahan yang abnormal pada parameter pengungkung misalnya tekanan, atmosfer, dsb. Kriteria penerimaan untuk kecelakaan Dalam evaluasi kejadian kecelakaan, harus dikonfirmasi bahwa instalasi reaktor sudah didesain sedemikian rupa sehingga tidak terjadi pelelehan teras atau kerusakan parah teras yang lain, kejadian tidak memicu kegagalan tambahan yang dapat menimbulkan transien yang lain, dan desain penghalang terhadap pelepasan zat radioaktif telah memadai. Kriteria umum yang digunakan untuk menilainya adalah sebagai berikut[4]:

(1) Teras tidak mengalami kerusakan secara meluas, dan pendinginan teras yang memadai harus tersedia. Temperatur kelongsong puncak (peak cladding temperature [PCT]) tidak melampaui 1200 oC dan oksidasi maksimum tidak melampaui 15 % dari ketebalan kelongsong.

(2) Entalpi bahan bakar tidak melampaui batas yang diizinkan (entalpi  963 kJ/kg UO2 (230 cal/g UO2)).

(3) Tekanan pada dinding penahan tekanan pendingin reaktor tidak melampaui 1.2 kali tekanan kerja maksimum*) atau 10.34 MPa[g] (105.5 kg/cm2[g]).

(4) Tekanan pada dinding pengungkung reaktor tidak melampaui tekanan kerja maksimum yang diizinkan (tekanan pada dinding pengungkung reaktor  310 kPa[g] (3.16 kg/cm2[g])). *)

Tekanan kerja maksimum adalah 8.62 MPa[g] (87.9 kg/cm2[g]).

183


ISSN: 1412 - 3258

(5) Masyarakat umum sekitar tapak tidak menerima resiko radiologis melebihi yang diizinkan. Pada evaluasi kecelakaan BWR, dalam penilaian kecukupan desain instalasi selain menerapkan bagian-bagian dari kriteria umum di atas, beberapa kejadian kecelakaan juga menerapkan kriteria spesifik. Keberlakuan kriteria penerimaan untuk masing-masing kejadian kecelakaan, baik yang umum maupun spesifik, dapat dilihat di Tabel 2 berikut. Tabel 2. Kejadian kecelakaan pada BWR dan kriteria penerimaannya[5]. (i) Kehilangan air pendingin reaktor atau perubahan besar pada kondisi pendinginan teras Kejadian/Parameter Kriteria Penerimaan a. Kehilangan air pendingin reaktor Temperatur tabung (1) kelongsong maksimum Jumlah oksidasi

Keterangan **)

Nilai rujukan

sebagaimana (1)

stoikiometris kimia

dijelaskan dalam kriteria

kelongsong bahan bakar Jumlah hidrogen yang

Harus cukup rendah (nilai

dihasilkan di seluruh teras Pemindahan panas

rujukan  1 %)**) Pemindahan panas peluruhan

peluruhan jangka panjang

harus dimungkinkan dalam

penerimaan kinerja ECCS

jangka panjang b. Kehilangan aliran pendingin reaktor Temperatur tabung (1) kelongsong maksimum Jumlah oksidasi

(1)

stoikiometris kimia kelongsong bahan bakar Tekanan pendingin reaktor

(3)

(ii) Penyisipan reaktivitas yang abnormal atau perubahan cepat pada daya reaktor Kejadian/Parameter a. Jatuhnya batang kendali Entalpi bahan bakar

Kriteria Penerimaan (2)

maksimum Tekanan pada dinding

***)

Kondisi dengan

diberlakukannya (3)

penahan tekanan pendingin reaktor Entalpi bahan bakar

Keterangan

“Kriteria penerimaan untuk

628 kJ/kg UO2 (150 kJ/kg UO2)

adiabatik pada daya

kejadian yang dipicu oleh penyisipan

puncak***)

reaktivitas”

184


ISSN: 1412 - 3258

(iii) Pelepasan zat radioaktif secara abnormal ke lingkungan Kejadian/Parameter a. Pecahnya pipa uap utama Kerusakan bahan bakar

Kriteria Penerimaan

Keterangan

Tidak terjadi kerusakan yang meluas pada bahan bakar

(iv) Perubahan yang abnormal pada parameter pengungkung misalnya tekanan, atmosfer, dsb Kejadian/Parameter Kriteria Penerimaan a. Kehilangan air pendingin reaktor Temperatur di dalam Dry-well  171 oC bejana pengungkung

Suppression chamber  104 oC

primer Tekanan di dalam bejana

(4)

Keterangan

pengungkung primer b. Terbentuknya gas mudah terbakar Konsentrasi gas mudah Konsentrasi oksigen  5 % terbakar di dalam bejana

volume

pengungkung primer

Konsentrasi hidrogen  4 % volume

PEMBAHASAN Untuk keperluan evaluasi keselamatan reaktor daya, perlu disusun panduan sehingga metode evaluasi, persyaratan atau kriteria penerimaan serta bagaimana kriteria tersebut diterapkan dapat dengan jelas diikuti oleh evaluator dalam melakukan evaluasinya. Panduan semacam ini selain digunakan oleh Badan Pengawas juga bermanfaat bagi pendesain dan pengusaha instalasi nuklir yang akan mengoperasikan reaktor agar dapat mengetahui persyaratan-persyaratan keselamatan yang akan diterima oleh Badan Pengawas, sehingga desain reaktor yang akan dibuat atau dibangun sudah mengikuti kriteria ini. Panduan ini hendaknya mencakup penentuan kondisi instalasi, pengelompokan kejadian dalam kategori-kategori menurut sifat kejadian, rincian kejadian pemicu untuk masing-masing kategori kejadian, serta kriteria penerimaan yang diberlakukan. Pada BWR, seperti halnya jenis reaktor yang lain, kondisi instalasi yang dicakup dalam evaluasi keselamatan untuk kejadian-kejadian yang menyimpang dari operasi normal dapat meliputi transien abnormal atau kejadian operasional terantisipasi serta kecelakaan. Pembagian ini didasarkan pada kebolehjadian atau frekuensi kemunculannya serta tingkat keparahan yang diakibatkannya. Transien abnormal memiliki kebolehjadian kemunculan kecil, yakni diprediksi terjadi satu atau beberapa kali selama operasi reaktor, tetapi

185


ISSN: 1412 - 3258

berpotensi menimbulkan kerusakan teras. Sedang kecelakaan, yakni kejadian yang lebih parah dari pada transien abnormal yang kebolehjadian timbulnya sangat kecil bahkan diperkirakan tidak akan terjadi selama umur reaktor, harus diperhitungkan karena berpotensi menumbulkan pelepasan zat radioaktif ke lingkungan. Pada masing-masing kondisi ditetapkan kategori kejadian serta kejadian pemicu yang dipilih untuk mewakilinya. Yang dimaksud dengan kejadian pemicu adalah hal-hal yang dapat mengarah pada timbulnya penyimpangan operasi reaktor sehingga membahayakan fungsi keselamatan. Kejadian pemicu ini hendaknya mencakup berbagai kegagalan sistem dan komponen serta kesalahan manusia sehingga mewakili berbagai kondisi operasi reaktor. Kejadian pemicu yang dipilih harus disesuaikan dengan sistem reaktornya. Sebagai contoh, pada reaktor BWR dapat timbul kejadian penyisipan reaktivitas ke teras akibat jatuhnya batang kendali. Ini dapat terjadi karena penyisipan batang kendali BWR dilakukan dari bawah, hal yang tidak akan terjadi pada rektor yang penyisipan batang kendalinya dilakukan dari atas. Sebagai dasar penilaian, terhadap setiap kejadian pemicu diterapkan kriteria penerimaan. Kriteria penerimaan merupakan batasan-batasan nilai yang spesifik pada indikator fungsional atau indikator kondisi yang digunakan untuk memprediksi kemampuan sistem keselamatan

dalam

melakukan

fungsi

sebagaimana

mereka

didesain[4].

Kriteria

penerimaan ini ditetapkan menurut jenis reaktornya karena masing-masing jenis reaktor memiliki karakteristik operasi yang berlainan. Selain itu, kriteria penerimaan juga bergantung pada jenis kejadian pemicunya, karena efek yang ditimbulkan terhadap parameter operasi reaktor dapat berbeda dari kejadian pemicu yang satu dengan yang lain.

KESIMPULAN 

Untuk memperoleh keyakinan terhadap keselamatan operasi reaktor daya yang diajukan ke Badan Pengawas, perlu dilakukan evaluasi keselamatan. Tujuan evaluasi ini adalah untuk mengkonfirmasi bahwa desain sebagaimana yang digunakan dalam fabrikasi, juga yang digunakan dalam konstruksi serta desain sebagaimana dibangun (as-built design) memenuhi persyaratan keselamatan yang telah ditentukan



Dalam evaluasi keselamatan untuk reaktor daya, perlu ditetapkan kondisi instalasi yang menyimpang dari operasi normal serta kejadian-kejadian pemicu yang mewakilinya. Untuk BWR, seperti halnya reaktor daya pada umumnya, kondisi yang demikian dapat meliputi transien abnormal dan kecelakaan.



Sebagai dasar penilaian dalam evaluasi keselamatan, perlu ditetapkan kriteria penerimaan serta keberlakuannya untuk masing-masing kejadian pemicu. Mereka ditetapkan menurut jenis reaktor dan sifat kejadiannya. Pada reaktor BWR diterapkan kriteria keselamatan yang bersifat umum ditambah dengan, untuk kejadian-kejadian tertentu, kriteria spesifik untuk kejadian tersebut.

186


ISSN: 1412 - 3258

DAFTAR PUSTAKA 1. Undang-Undang No. 10/1997 tentang Ketenaganukliran. 2. Safety Assessment and Verification for Nuclear Power Plants (IAEA Safety Standards No. NS-G-1.2). International Atomic Energy Agency, Vienna, 2001. 3. Safety of Nuclear Power Plants: Design (IAEA Safety Standards No. NS-R-1). International Atomic Energy Agency, Vienna, 2000. 4. Safety Evaluation of Japanese LWR. Japan Nuclear Energy Safety Organization (JNES), December 2004.

5. BWR Safety Analysis Training Text. Japan Nuclear Energy Safety Organization (JNES), December 2004.

187

EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR AIR MENDIDIH (BWR) DALAM PENGAWASAN REAKTOR DAYA

Recommend Documents