Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional
KAJIAN SISTIM KESELAMATAN PLTN VVER RUSSIA Sunardi, Sudi Ariyanto Pusat Pengembangan Energi Nuklir – BATAN Jl. Kuningan Barat, Mampang Prapatan, Jakarta 12710
ABSTRAK KAJIAN SISTIM KESELAMATAN PLTN VVER RUSSIA. Telah dilakukan klajian keselamatan PLTN VVER Russia, kajian ini bertujuan untuk mengetahui dan mendapatkan gambaran secara jelas keselamatn PLTN VVER Russia yang selama ini di Indonesia agak kurang mendapat perhatian dari pemerintah maupun para peneliti. Sisitim keselamatan mempunyai fungsi utama sebagai proteksi dan pencegahan kecelakaan serta mitigasi konsekuensi kecelakaan. Untuk tujuan ini bahasan dibatasi pada peninjauan bagaimana aspek keselamatan diimplementasikan dalam desain dan pengoperasian seperti prinsip kesederhanaan dan kehandalan desain, sistim pasif dan aktif, defense-in-depth (DID) sistim keselamatan dan pengelolaan BDB, sistim proteksi dan kendali reaktor sistim pendingin kolam bahan bakar dan sistim injeksi. Dengan tinjauan sistim keselamatan PLTN VVER Russia ini implemenatsi sistim keselamatan dalam desain dan pengopersian tersebut dapat diketahui gambarannya secara jelas dan diharapkan PLTN VVER dapat menajdi opsi pilihan karena PLTN VVER telah dideasin untuk dapat dioperasikan dengan aman dan selamat. Kesimpulan dari bahasan ini adalah sistim keselamatan pada PLTN VVER sudah sama dengan sistim keselamatan yang diterapkan pada PLTN butan barat (Eropa, USA, Jepang dan Korea). Kata kunci : sistim keselamatan, sistim injeksi, VVER
ABSTRACT STUDY OF NUCLEAR POWER REACTOR SAFETY SYSTEM VVER TYPE. Study on Nuclear Power Reactor Safety System VVER Type has been carried out. The aim of the study is to obtain understanding on the safety system in VVER NPP Russia. This VVER NPP during time not respond from Indonesia government and researcher. The safety system has man function as protection, prevention and mitigation of accident consequences. For this obtain the description limited of how safety system use in design and operation example simplicity and trade on design, active and passive system, defense-in-depth, safety system and DBD organizer, protection system, reactor control, cooling system nuclear fuel tank and injection system. From this study about safety system VVER NPP Russia we knows that VVER NPP Russia have safety system use in design and operation. Result from this study NPP VVER Russia have safety system some of safety system West NPP (USA, Euro, Japan and South Korea) Key words: Safety system, Injection system, VVER
1.
PENDAHULUAN
Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) harus dioperasikan dengan memenuhi persyaratan dan kriteria keselamatn sejak mulai tahap pemilhan tapak sampai nanti dekomisioning dan penyimpanan bahan sesudahnya. Keselamatan PLTN dari saat awal atau pertama kali PLTN dioperasikan tahun 1954 di Obnisk Russia sampai saat ini PLTN generasi III + selalu ditingkatkan untuk memenuhi tujuan keselamatan nuklir yang sesuai dengan filosofi keselamatan. Filosofi dasar keselamatan nuklir yang dianjurkan International Atomic Energy Agency (IAEA) melindungi pekerja, masyarakat dan lingkungan dari dampak bahaya radiasi. Russia yang sudah berpuluh tahun pengalaman dalam mengoperasikan PLTN dengan berbagai tipe dan dengan adanya beberapa kecelakaan PLTN di Russia maka sistim keselamatan PLTN VVER sudah mengalami kajian tingkat keselamatan yang tinggi,
ISSN 1979-1208
121
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional hal ini dilakukan untuk menjamin tingkat keamanan PLTN VVER tersebut. Berbagai macam metode dikembangkan untuk menilai kelemahan desain, mulai dari perhitungan deterministik, simulasi atau pengamatan eksperimental, sampai dengan penilaian secara probabilisik. Semua metode ini digunakan dalam menilai desain suatu reaktor nuklir baik untuk penelitian atau pembangkit listrik. Berdasarkan kriteria keselamatan, desain PLTN mengantisipasi kondisi operasi dari kejadian abnormal sampai kecelakaan terparah. Untuk menjamin fasilitas dioperasikan dan aktivitas dilaksanakan sedemikian sehingga mencapai standar keselamatan yang tinggi, maka tindakan-tindakan yang harus diambil : 1. Mengendalikan paparan radiasi terhadap manusia dan pelepasan bahan radioaktif kelingkungan. 2. Melarang kejadian yang sekiranya akan menuju kegagalan kendali terhadap teras reaktor nuklir, reaksi nuklir berantai, sumber radioaktif atau sumber radiasi lainnya. 3. Memitigasi konesekuensi dari setiap kejadian bila kejadian tersebut terjadi[1,2] 4. Membuat kriteria desain umum PLTN dengan menggunakan prinsip keandalan yang tinggi, yang dapat menjamin bahwa kegagalan salah satu komponen/sistem tidak akan menyebabkan sistem keselamatan tidak bekerja. Fungsi keselamatan mensyaratkan bahwa untuk mencapai keselamatan yang memadai maka hal yang penting adalah memasukkan aspek keselamatan sebagai elemen yang melekat dalam proses desain keseluruhan. Karaketristik desain keselamatan dan pengoperasian PLTN antara lain : sistem dan komponen PLTN harus mempunyai kualitas dan keandalan yang tinggi dan dapat dioperasikan selama masa hidup instalasi.; semua fungsi keselamatan dari struktur, sistem dan komponen harus berfungsi berdasarkan peranannya masing-masing untuk ternjamin nya keselamatan. Beberapa asas yang digunakan adalah asas redundancy, keragaman (diversity), kegagalan tunggal, independen, fail safe. Perpindahan panas ke suatu penampung panas akhir mensyaratkan bahwa tersedia suatu sistem yang mengambil panas sisa dari struktur, sistem dan komponen yang penting untuk keselamatan. Dalam makalah ini dicoba untuk dikaji segi-segi keselamatan dari suatu pembangkit listrik tenaga nuklir, filosofi keselamatan nuklir yang dianut saat ini dan seberapa jauh implementasinya pada pemanfaatan energy nuklir untuk membangkitkan energi nuklir dengan aman dan selamat. Ditinjau pula bagaimana konsep inovasi PLTN mutakhir diimplementasikan dalam desain PLTN maju. Pembahasan terutama dititikberatkan pada PLTN VVER 1000. PLTN VVER Russia yang dalam bahasa Russia dikenal dengan “Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reaktor, yang dalam bahasa Indonesia dikenal dengan Reaktor daya (pendingin) air – (moderator) air dan disingkat RDAA. Tipe reactor VVER sekarang ini ada tiga tipe yaitu VVER 440/V-230 dan VVER 440/V-213 (daya listrik 440 MWe), dan VVER 1000 (daya listrik 1000 MWe). Selain itu juga dikembangkan VVER-640 yang mempunyai keselamatn dan ekonomi yang lebih tinggi, Sedangkan PLTN VVER 1000 dikembangkan lagi menjadi NP-1100.
2.
METODOLOGI
Metode yang digunakan dalam kajian ini adalah melakukan penelusuran pustaka, pengumpulan data sekunder dan melakukan analisis data perbandingan antara PLTN VVER (acuan) dengan PLTN AP 1000 dan PLTN OPR 1000.
2.1
Kajian PLTN VVER dan keselamatan
ISSN 1979-1208
122
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional Konsep keselamatan nuklir yang utama adalah melindungi pekerja, masyarakat dan lingkungan dengan cara menyediakan dan menjaga system perlindungan yang efektif pada setiap fasilitas nuklir terhadap bahaya radiologis yang mungkin timbul. Dua hal yang menunjang pelaksanaan konsep tersebut yaitu proteksi radiasi dan aspek teknis, dimana proteksi radiasi adalah paparan radiasi pada semua kondisi operasi dalam instalasi maupun pelepasan material radioaktip yang direncanakan harus tetap dibawah batas yang ditentukan oleh as low reasonably achievable (ALARA) serta untuk menjamin mitigasi konsekuensi radiologis pada setiap kecelakaan. Sedangkan aspek teknis mempunyai tiga tujuan, pertama untuk dapat mengambil tindakan secara praktis dalam mencegah kecelakaan pada instalasi nuklir serta memitigasi konsekuensi yang terjadi. Kedua untuk menjamin tingkat kepercayaan yang tinggi bahwa semua kecelakaan yang mungkin terjadi sudah diperhitungkan dalam desain termasuk probabilitasnya yang sangat rendah, konsekuensi radiologis minor dan di bawah batas yang ditentukan. Ketiga, untuk menjamin bahwa kecelakaan dengan konsekuensi radiologis yang serius sangat rendah kemungkinannya. Sejarah peningkatan tingkat keselamatan PLTN VVER, dimulai dari awal runtuhnya tembok Berlin (penyatuan Jerman Barat dan Jerman Timur). Mulai saat itu dilakukan evaluasi keselamatan PLTN VVER-440/V-230 dan ditemukan persoalan yang berkaiatn dengan factor keselamatan reactor. Pada tahun 1991 IAEA melakukan misi evaluasi keselamatan terhadap PLTN Bilgaria (kozurodoi) yang hasilnya memperjelas persoalan keselamatan PLTN VVER. Factor utama kesalahan adalah : pertama fasilitas pendingin teras reactor (ECCS) tidak memadai, kedua PLTN VVER 440 tidak dilengkapi dengan bejana pengungkung reactor (seperti yang terdapat dalam PLTN PWR buatan Eropa Barat, USA serta Korea Selatan dan Jepang). Masalah penggetasan bahan yang dipakai untuk membuat tabung bejana ngungkung reactor. PLTN VVER 1000 dikembangkan pada tahun 1982 telah mengadopsi konsep desain PLTN PWR teknologi Barat. PLTN VVER 1000 juga sudah menggunakan bejana tekan pengungkung reaktor dan system ECCS yang digunakan sudah memadai. Lain halnya dengan PLTN VVER-440 /V-213 yang dibangun di Finlandia, PLTN ini sudah mengikuti konsep PLTN PWR Barat. Konstruksinya dilengkapi dengan bejana pengungkung reaktor dan pengendali kondenser es. PLTN VVER yang dibangun di Checko pembangunanya juga mengikuti cara-cara pembangunan PLTN VVER dengan memasukkan konsep teknologi Barat. Perbedaan yang begitu nampak jelas dengan PLTN PWR dan PLTN VVER adalah pada pembangkit uap atau steam generator di PLTN PWR diletakkan vertical sedangkan pada PLTN VVER diletakkan secar horizontal. Tampang lintang perangkat bahan bakar pada PLTN VVER berbentuk segi enam tidak sama dengan PLTN PWR yang berbentuk bujur sangkar, bahan penyerap batang kendali VVER adalah europium sedangkan di PWR adalah paduan indium cadmium. Sistem loop primer pada VVER-440/V-230 maupun VVER440/V-213 mempunyai 6 buah loop primer, sedangkan pada VVER-1000 dibuat dengan deasin 4 buah loop, dan loop primer VVER tersebut ditunjukkan pada Gambar 1.
ISSN 1979-1208
123
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional
Gambar 1. Sistem loop PLTN VVER-1000 Parameter desain VVER 1000 dibandingkan dengan Jepang, Eropa dan Amerika ditunjukkan pada tabel berikut: Tabel 1. Perbandingan desain PLTN VVER 1000 dengan Jepang, Eropa dan Amerika Item Satuan VVER 1000 PWR Klas 1000 MWe Di Jepang, Eropa Barat atau USA Umum Jumlah loop buah 4 4 Daya termal MWt 3000 3411 Daya listrik Mwe 2 x 500 1180 Tekanan outlet kg/cm2 G 159 157 0 Temperatur inlet C 289 289 0C Temperatur outlet 322 325 Teras Bahan bakar Bentuk Batang Segi enam Bujur sangkar Jumlah perangkat mm 151 193 Diameter bahan bakar m 9,1 9,5 Tinggi perangkat bahan bakar ton u 4,67 4,06 Kuantitas pemuatan % U-235 66 8,09 Pengayaan MW d/ton 3,3 – 4,4 3,3 – 4,1 oC Derajat bakar rata-rata 40000 31000 – 44000 Batang kendali Jumlah 109 53 Bahan batang kendali Eu Ag-In-Cd Tipe penggerak Magnet listrik Magnet listrik Waktu penyisipan detik 1,5 – 4 2,2 Bejana reaktor Tinggi m 10,88 12,9 Diameter dalam m 4,07 4,39 Pompa pendingin primer Tipe Shell poros Shell poros Jumlah 4 2 dan 4
ISSN 1979-1208
124
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional Kapasitas aliran tiap loop Perangkat pembangkit uap Tipe Jumlah Turbin pembangkit uap Daya Jumlah Tekanan masuk turbin Temperatur saluran masuk turbin
3.
m3/jam buah MWe Kg/cm2 G 0C
20000 Pipa U horisontal 4
20100 Pipa U vertikal 2 dan 4
500 2 60 276
1100 1 58,7 274
HASIL DAN PEMBAHASAN
Konsep keselamatan PLTN VVER sudah mengalami banyak kemajuan dan perbaikan sehingga dapat menyamai atau menyerupai konsep keselamatan PLTN VVER tipe barat. Konsep keselamatan yang sudah dikembangkan pada PLTN VVER 1000 diterangkan lebih lanjut sebagai berikut: 3.1 Konsep Keselamatan, Prinsip Utama Perancangan dan Metode Perizinan Desain ini dikembangkan berdasarkan pada persyaratan keselamatan, ketentuan (code) dan standard, standard IAEA, persyaratan EUR yang membentuk basis ToR (Term of Reference) untuk desain. Desain ini menerapkan konsep defense-in-depth (pertahanan berlapis). 3.2
Prinsip Kesederhanaan dan Kehandalan Desain Kesederhanaan dan kehandalan peralatan diadakan akibat dari penghilangan komponen-komponen berlebih dan jaminan kualitas dalam perancangan, fabrikasi, dan operasi. 3.3
Sistem Aktif dan Pasif, Feature Keselamatan Melekat Desain PLTN “Belene” mempunyai sistem keselamatan aktif dan pasif dan sistem kendali pengelolaan kecelakaan di luar basis desain (beyond design basis accident). Sistem pasif memperkuat feature keselamatan melekat VVER. Deskripsinya diberikan pada item 3.4. 3.4
Deskripsi Defense-in-depth Konsep defense-in-depth, didasarkan pada aplikasi sistem penghalang fisik pada jalan propagasi radiasi pengionisasi. zat radioaktif ke lingkungan, sistem engineering dan perangkat organisasional yang diarahkan untuk melindungi penghalang dan memelihara efektivitasnya, juga untuk melindungi personel, penduduk, dan lingkungan, tidak melibatkan beberapa feature tertentu. Sistem penghalang fisik Unit PLTN meliputi: matriks bahan bakar, kelongsong bahan bakar, batas tekanan pendingin reaktor, pengungkung instalasi reaktor, dan pelindung biologis. Level defense-in-depth terbagi menjadi lima seperti berikut: level 1 Kondisi tapak PLTN dan pencegahan kejadian-kejadian operasional yang terantisipasi, 2 Pencegahan kecelakaan basis desain dengan sistim perasi normal, 3. Pencegahan kecelakaan diluar basis desain dengan sistim keselamatan, 4. Pengelolaan kecelakaan di luar basis desain, 5. Perencanaan kedaruratan. 3.5
Index Keselamatan Probabilitas kerusakan teras selama daur bahan bakar satu-tahun, seperti disebutkan dalam dokumen peraturan, adalah: Kondisi operasi pada daya 3,1 × 10-7/reaktor/tahun, Kondisi standby 3,0 × 10-7/reaktor/tahun, Probabilitas lepasan besar 1,77 × 10-8/reaktor/tahun 3.6 Sistem Keselamatan 3.6.1 Tujuan Sistem Keselamatan
ISSN 1979-1208
125
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional Strategi penanganan kecelakaan basis desain didasarkan pada penggunaan sistem keselamatan aktif dan pasif. Strategi penanganan kecelakaan di luar basis desain didasarkan pada pada penggunaan terutama sistem keselamatan pasif dan sistem pengelolaan kecelakaan di luar basis desain. Sistem keselamatan dirancang untuk stabil terhadap kegagalan, termasuk kegagalanbergantung (dependent failure) dan kegagalan sebab-bersama (common-cause failure), untuk mampu memenuhi fungsinya di bawah kondisi kehilangan suplai daya. 3.6.2 Sistim keselamatan pada PLTN VVER 1000 Sistim keselamatan pada PLTN VVER 1000 terdiri dari beberapa sistim yang semuanya difungsikan untuk keselamatan adalah: Struktur Sistem Keselamatan dan Sistem Pengelolaan Kecelakaan BDB (Beyond Design Basis) Sistem Keselamatan Protektif dan Sistem Pengelolaan Kecelakaan BDB, Sistem Proteksi dan Kendali Reaktor Cooling down Darurat dan Terencana Sirkuit Primer dan Sistem Pendinginan Kolam Bahan Bakar Sistem Pendinginan Teras Darurat, Bagian Pasif Sistem Injeksi Keselamatan Tekanan-Tinggi dan Sistem Keselamatan dengan Injeksi Boron Sistem Injeksi Boron Cepat Sistem Pengambilan Gas Darurat (Emergency Gas Removal System/EGRS) Sistem Pembanjiran Pasif Teras (Core Passive Flooding System) Sistem pendinginan (cooldown) dan pengurasan (blowdown) darurat SG Sistem Proteksi Kelebihan-Tekanan (Over Pressure) Sirkuit Primer Sistem Proteksi Kelebihan Tekanan (Over Pressure) Sirkuit Sekunder Sistem Pengambilan Panas Pasif (Passive Heat Removal System/PHRS) Sistem Keselamatan Pelokalisasi Sistem Penutup Protektif (System Protective Enclosures) Sistem Sprinkler Sistem untuk Pencegahan Corium dan Pendinginan Sistem Kendali Hidrogen Darurat dan Pengambilan Hidrogen Darurat dalam Pengungkung Sistem Penyaringan Pasif Annulus Sistem Isolasi Pengungkung Sistem Keselamatan Pendukung Adapun diagram proses skematis koneksi sistem keselamatan utama diberikan pada Gambar 2.
ISSN 1979-1208
126
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional
Gambar 2. Diagram proses skematis koneksi sistem keselamatan utama PLTN “Belene”, 3.6.3 Jaminan Keselamatan selama Gempa Bumi Semua bangunan PLTN, sistem dan komponen memiliki kategori seismiknya sendiri karena bila terjadi gempa bumi, semua objek tersebut akan menerima dampak seismik. Kategori sistem dan komponen PLTN dilakukan tergantung pada tingkat kepentingan mereka dalam hal jaminan keselamatan di bawah kondisi dampak seismik dan kebisaanoperasi setelah gempa bumi. Tiga kategori seismik dibentuk dengan mempertimbangkan kelas keselamatan. Peralatan primer dan sistem keselamatan masuk dalam kategori seismik I dan harus mampu memenuhi fungsi-fungsi yang terkait dengan jaminan keselamatan selama dan setelah gempa bumi dengan intensitas sampai SSE. Komponen-komponen kategori seismik II harus mampu beroperasi setelah gempa bumi dengan intensitas sampai OBE. Sistem PLTN dan komponen-komponennya yang kegagalannya dapat mengakibatkan kegagalan pembangkitan energi listrik dan panas dapat dimasukkan ke kategori seismik II. Untuk lokasi tapak PLTN “Belene”, parameter dampak seismik berikut diperhitungkan: Untuk dampak seismik level SSE dengan frekuensi kejadian setiap 10000 tahun, tidak lebih dari: akselerasi horizontal maksimum pada permukaan bebas sampai 0,24 g; akselerasi vertikal spektral dan maksimum pada permukaan bebas ditentukan oleh perkalian akselerasi horizontal dengan koefisien 0,645. Untuk dampak seismik level SSE dengan frekuensi kejadian setiap 1000 tahun, tidak lebih dari: akselerasi horizontal maksimum pada permukaan bebas sampai 0,15 g. Trip reaktor otomatis diadakan dalam desain untuk kasus gempa bumi dengan intensitas OBE dan lebih tinggi.
3.6.4 Pengkajian Resiko Probabilistik
ISSN 1979-1208
127
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional Hasil pengkajian keselamatan probabilistik, level I, mengkonfirmasi kecukupan sistem keselamatan dan kinerjanya untuk desain PLTN “Belene” dan mengkonfirmasi kehandalan fungsi keselamatan. 3.6.5 Ketahanan Proliferasi Seiring dengan jaminan keamanan yang handal, penataan cadangan material nuklir yang ada pada PLTN, serta pengendalian penyimpanan dan pemindahannya, tidak memasukkan aliran keluar material nuklir di luar batas PLTN. 3.6.6 Keselamatan dan Pengamanan (Proteksi Fisik) Sistem Pengamanan Fisik (Physical Security System/PSS) PSS mencegah tindakan penyalahgunaan terkait dengan material nuklir dan radioaktif, penghalang fisik pada jalan propagasi radiasi pengion dan zat radioaktif, dan juga terkait dengan sistem proses, peralatan dan personel operasionalnya yang memenuhi kendali proses. 3.6.7 Tugas Sistem Pengamanan Fisik PSS melakukan tugas-tugas yaitu: mencegah tindakan penyalahgunaan; mendeteksi invasi penyusupan ke dalam daerah, bangunan, ruang, dan gedung yang dilindungi; mnengonfirmasi tujuan dari informasi yang diperoleh dari fasilitas dengan menggunakan video monitor; memanggil kelompok-tanggap dengan sinyal pemanggil-alarm dari pos penjaga dan dari ruang, bangunan, struktur yang terlindungi; menahan (memperlambat) gerakan penyususp; menekan tindakan penyalahgunaan; memantau, registrasi dan pengkajian tindakan operator dan kelompok-kelompok di baris pertama; memantau otomatis akses orang ke daerah, bangunan, dan ruang yang terlindungi; pelaporan otomatis lokasi staf; pemantauan TV jarak jauh terhadap situasi di lingkungan PLTN, di daerah, bangunan, dan ruang yang terlindungi; dokumentasi video terhadap kejadian; penyiaran (broadcasting) informasi secara on-line melalui saluran operasi komunikasi; penahanan orang-orang yang terlibat dalam penyiapan atau pelaksanaan tindakan penyalahgunaan. PSS berfungsi di bawah kondisi operasi normal. Di bawah kondisi-kondisi kecelakaan dan selama pelaksanaan tindakan kedaruratan, PSS harus tidak menghambat evakuasi personel dan akses unit-unit khusus yang berpartisipasi dalam tindakan kedaruratan (pemadaman kebakaran, dekontaminasi bangunan, konstruksi dan teritori) ke daerahdaerah yang dilindungi. 3.6.8 Struktur Sistem Pengamanan Fisik PSS dilaksanakan berdasarkan pada suatu sistem otomatis pengamanan fisik yang kompleks termasuk: (i) kompleksitas sistem tampilan dan kendali rekayasa-dan-alarm dari pengamanan fisik bangunan dan gedung; (ii) kompleksitas sistem tampilan dan kendali rekayasa-dan-alarm dari pengamanan fisik perimeter PLTN; (iii) kompleksitas sistem tampilan dan kendali rekayasa-dan-alarm dari pengamanan fisik keamanan perusahaan. 3.6.9 Sistem Kelistrikan Terkait Keselamatan
ISSN 1979-1208
128
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional Sistem catu daya darurat dimaksudkan untuk memberikan konsumen sistem keselamatan Unit dengan catu daya di bawah semua kondisi operasi, termasuk kehilangan daya ke sistem bantu station dari sumber catu daya kerja dan standby (di bawah kondisi kehilangan daya). Sesuai dengan solusi desain, sistem keselamatan proses dibagi menjadi empat yang standby satu sama lain dari sisi komposisi peralatan, pembagian menjadi empat saluran yang mandiri juga dilakukan pada EPSS (emergency power supply system). Semua empat saluran EPSS ini identik. Menurut komposisi peralatan dan daya, setiap saluran EPSS mampu memenuhi fungsinya. Catu daya ke beban EPSS diselenggarakan dari empat bagian 10 kV dari catu daya darurat yang dimasukkan dari bagian operasi normal di bawah kondisi operasi normal, dan bila terjadi kehilangan daya, ini dilakukan dari bagian generator diesel. Station daya listrik diesel yang mandiri disediakan untuk setiap bagian (section). Daya dari satu generator-diesel dan kenaikan beban dipilih sedemikian sehingga dapat memberikan pasokan 100% daya konsumen yang diperlukan untuk operasi sistem keselamatan di bawah kondisi shutdown Unit tanpa tegangan transformer kerja dan darurat station. Untuk catu daya ke konsumer AC dengan tegangan 380 V, kanal sistem keselamatan diadakan dengan set UPS (uninterruptible power supply set/UPSS) yang terdiri atas sebuah rectifier dan inverter. 3.6.10 Bateri penyimpan (storage battery/SB) 220V Bateri penyimpan (storage battery/SB) 220V diadakan untuk Unit (i) catu daya konsumen tanpa DC – 2 set, (ii) catu daya beban DC saluran EPSS – 12 set (tiga set per saluran SS). Seperti diketahui, tidak ada baterei yang dirancang untuk pengoperasian selama 120 menit. Dalam setiap saluran SS, SB yang dirancang untuk 24 jam operasi, disediakan untuk memasok daya ke piranti pemantauan reaktor.Baterei penyimpan (SB) 110V yang mandiri diadakan sebagai suatu sumber standby untuk menahan penggerak CPS dalam posisi yang seharusnya jika terjadi penurunan tegangan yang singkat pada mains servis station. 3.6.11 Sistem Proteksi Kedaruratan dan Sistem Keselamatan Lainnya Sistem kontrol dan proteksi (control and protection system/CPS) dimaksudkan untuk memantau parameter reaktor, mengendalikan daya reaktor, termasuk shutdown terencana dan scram, dan memelihara reaktor pada kondisi subkritis. CPS terdiri atas komponen-komponen: (i) Subsistem kedaruratan dan proteksi preventif reaktor (emergency and preventive protection of reactor/EP-PP) termasuk bagian inisiasi dan pengaktifan; (ii) batang kendali dan sistem indikasi (rod control and indication system/RCIS) dari penggerak CPS CR; (iii) pengendali daya otomatis (automatic power control/APC). Subsistem reaktor EP-PP meliputi sebuah bagian pemulai (inisiasi) sebagai bagian dari NFMF, sistem proteksi aseismic industrial (industrial aseismic protection system/IAPS), peralatan akuisisi dan pemrosesan informasi berbasiskan perangkat-keras-dan-lunak Teleperm XS, bagian pengaktuasi, yang mewakili sistem interupsi catu daya dari penggerak CPS CR. Bagian penginisiasi ini terdiri atas empat set yang dikumpulkan dalam ruang saluran sistem keselamatan kendali (control safety system/CSS). Untuk perlindungan terhadap kegagalan dengan penyebab-bersama (common-cause) bila terjadi kegagalan perangkat lunak dalam bagian penginisiasi untuk pemenuhan fungsi EP, prinsip diversitas fungsional dilakukan yang melibatkan ketersediaan dua sub-saluran (diversitas A dan B) dalam setiap saluran, dan juga berbagai peralatan yang dilibatkan dalam pemakaian transduser primer, yang didasarkan pada bermacam prinsip fisik pengukuran atau pemakaian sensor dar berbagai perusahaan. RCIS dimaksudkan untuk kendali kelompok dan individual dari penggerak CR, secara otomatis atau manual dari MCR (ruang kendali utama), dan juga untuk pemantauan dan penampilan informasi pada MCR dan ECR mengenai posisi CR.
ISSN 1979-1208
129
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional Dengan ini, diagnostik sistem dan peralatan yang dikendalikan dapat disediakan. RP melibatkan sistem pemantauan, kendali dan diagnostik (monitoring, control and diagnostics system/MCDS). Diagram-blok I&C, CPS dan MCDS yang detil, ditampilkan pada Gambar 3.
Gambar 3. Diagram blok I&C, detil CPS dan MCDS 3.6.12 Pengelolaan Limbah dan Bahan Bakar Bekas Bahan bakar bekas diambil dari reaktor dan disimpan dalam kolam bahan bakar bekas (spent fuel pool/SFP) yang terletak di kompartemen reaktor dalam pengungkung dekat barrel teras reaktor. Selama pengisian ulang bahan bakar, bahan bakar yang disimpan dalam SFP dipindahkan ke tempat penyimpanan bahan bakar bekas (spent nuclear fuel storehouse/SNFS). SNFS dimaksudkan untuk penyimpanan kering bahan bakar bekas (SNF) pada tapak PLTN dalam kontainer dual-fungsi yang dimaksudkan untuk pengiriman dan penyimpanan. Kapasitas SNFS dirancang untuk penyimpanan jangka-panjang bahan bakar bekas yang terakumulasi selama 10 tahun operasi 2 Unit reaktor dengan kemungkinan peningkatan kapasitas bangunan di masa mendatang untuk penyimpanan bahan bakar yang terakumulasi selama waktu operasi Unit. 3.6.13 Sistem Penanganan Limbah Radioaktif Cair Sistem untuk penanganan limbah radioaktif cair meliputi sistem penyimpanan sementara, pemrosesan ulang (reprocessing) dan solidifikasi limbah radioaktif cair (liquid radwaste/LRW). Sistem untuk penanganan LRW dirancang untuk menerima, menyimpan sementara, dan memroses-ulang LWR dalam lingkup menyeluruh. 3.6.14 Limbah Gas Sistem untuk penanganan limbah radioaktif gas meliputi sistem ventilasi khusus dan sistem pengumpulan dan purifikasi limbah radioaktif gas. Dalam rangka untuk mengurangi lepasan zat radioaktif ke lingkungan dan perambatan tak-terkendali ke atas station, desain ini memiliki sistem purifikasi sebagai bagian dari sistem ventilasi untuk zat radioaktif yang dilepaskan ke udara dari ruang proses selama operasi normal dan kecelakaan pada Unit. Sistem pengumpulan dan purifikasi limbah radioaktif gas terdiri atas dua subsistem: sistem pembakaran oksigen dari terbangan (blow off) proses radioaktif dan sistem purifikasi dari terbangan proses radioaktif.
ISSN 1979-1208
130
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional
3.6.15 Sistem Pemrosesan-Ulang Limbah Radioaktif Padat Sistem pemrosesan-ulang limbah radioaktif padat dimaksudkan untuk pemrosesanulang limbah radioaktif padat dan juga untuk penyimpanan sementara limbah radioaktif padat dan media radioaktif cair yang tersolidifikasi. 3.6.16 Pengungkung Desain yang mempertimbangkan persyaratan keselamatan memberikan suatu pengungkung ganda, pelingkup eksternal merupakan beton diperkuat non-stressed dan pelingkup internal merupakan beton diperkuat (reinforced) dan prestressed. Pelingkup eksternal beton reinforced cor-di-tempat (cast-in-situ) memberikan silinder dengan diameter internal 50,8 mempertimbangkan, yang overlapped dengan kubah sebagai sebuah hemisphere. Dimensi geometri dasar pelingkup ini diatur oleh tata-letak peralatan di dalam volume yang disekat. Dimensi dasarnya diberikan sebagai: (i) Diameter internal silinder dan kubah 44,0 m, (ii) Tinggi bagian silindris 38,5 m, (iii) Tinggi pelingkup total 61,7 m, Tebal dinding dan kubah, lanjutan dari persyaratan desain, serta persyaratan pelindung biologis 1,2 m. 3.7 Kinerja Instalasi 3.7.1 Operasi Reaktor Unit-unit ini dioperasikan sesuai dengan ketentuan-ketentuan dokumen regulasi, spesifikasi proses dan manual operasi. Operasi RP dimungkinkan dal mode beban dasar (base load) dan ikut-beban (load-follow) dengan kehandalan: (i) frekuensi scram tidak lebih dari sekali setahun, (ii) faktor ketersediaan tidak kurang dari 0,9. Nilai-nilai tersebut telah dikonfirmasi dalam kerangka kerja analisis kehandalan dan kesiapan peralatan yang dilakukan pada desain dasar. 3.7.2 Indeks (Tujuan) Faktor Beban Faktor kapasitas adalah 0,92, Faktor beban tahunan adalah 0,9, Indeks yang diberikan tercapai karena penyempurnaan dalam desain beberapa peralatan RP, optimasi siklus perbaikan dari beberapa peralatan dan RP (penurunan sampai siklus 8 tahun merata), optimisasi skedul untuk setiap shutdown, implementasi sistem progresif persiapan dan pelaksanaan perbaikan dan pemeliharaan (R&M), penggunaan mesin pengisian ulang yang beroperasi pada kecelakaan lebih tinggi, nut-driver daya multiposisi otomatis untuk elongasi simultan tatahan (stud) dari sambungan flens peralatan (dari sambungan utama reaktor, kolektor generator uap, semua tanki RP, dan lain-lain), pemuatan bahan bakar baru (FA, RCCA) pada kolam bahan bakar bekas selama cooldown sirkuit primer RP, yang menggabungkan pekerjaan pengisian ulang bahan bakar dalam reaktor dengan pekerjaan R&M (perbaikan dan pemeliharaan) generator uap dengan menmpertimbangkan penggunaan piranti isolasi yang ditempatkan dalam kolektor generator.
4.
KESIMPULAN
Hasil kajian menyimpulkan bahwa keselamatan nuklir dari PLTN VVER sudah mengimplementasikan sistim kelelamatan PLTN yang dimulai dari desain hingga terjadinya sistim dekomisioning. Sistim ini sama dengan sistim yang diterapkan di PLTN di Negaranegara di Eropa dan Amerika, sehingga tidak perlu dikawatirkan dengan kemungkinan adanya kehadiran PLTN VVER 1000 di negara kita nanti. Sistim keselamatan PLTN VVER dimulai dari perancangan, desain dan semua sistem yang diterapkan sudah mengikuti semua yang dipersyaratkan oleh semua lembaga dunia maupun IAEA.
ISSN 1979-1208
131
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional
DAFTAR PUSTAKA 1. ______, “Status Report for Advanced Nuclear Reactor Designs”,
[email protected], Diakses Mei 2012 2. M.ROGOV, “Safety, Quality And Environmental Protection Policy”. Rosenergoatom Bulletin 2002, esp. paper, http://www.rosatomflot.ru/, Diakses Mei 2012 3. BACHER, P., et.al, “EPR from Utility Standpoint Safety of Future Nuclear Power Plant wth Preessurized Water Reactor “ The EPR Project 1977 4. TJIPTA SUHAEMI, ITJEU KARLINA, PTRKN, Seminar Nasional SDM Teknologi Nuklir, Yogyakarta, 25-26 Agustus 2008, ISSN 1978-0176
ISSN 1979-1208
132
