KESELAMATAN REAKTOR RISET BARU DAN YANG ADA DALAM KAITAN DENGAN PERISTIWA EKSTERNAL (Terjemahan dokumen IAEA Safety Report Series No. 41: Safety of New and Existing of Research Reactor in Relation with External Events)
BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR Revisi Juli 2005
The International Atomic Energy Agency (IAEA) makes no warranty and assumes no responsibility for the accuracy or quality or authenticity of workmanship of the translation/publication/printing of this document/publication and adopts no liability for any loss or damage consequential or otherwise howsoever caused arising directly or indirectly from the use there of whatsoever and to whomsoever
International Atomic Energy Agency (IAEA) tidak menjamin dan tidak bertanggung jawab atas ketepatan dan kualitas atau orisinalitas dari penerjemahan/penerbitan/pencetakan dokumen/publikasi ini dan tidak bertanggung jawab atas kerugian atau kerusakan yang ditimbulkan sebagai akibat dari pemanfaatannya atau sebaliknya secara langsung atau tidak langsung untuk apapun dan oleh siapapun
Saran, kritik dan koreksi sangat kami harapkan Redaksi: Hendriyanto Haditjahyono Pusat Pendidikan dan Pelatihan – BATAN
[email protected]
DAFTAR ISI
1. 1.1. 1.2. 1.3. 1.4.
PENGANTAR LATAR BELAKANG SASARAN RUANG LINGKUP STRUKTUR
2. 2.1. 2.2. 2.3. 2.4. 2.5.
KONSEP KELAMATAN SUATU LOKASI DAN DESAIN UMUM SASARAN KESELAMATAN BAGI REAKTOR RISET SASARAN KESELAMATAN TEKNIS BAGI REAKTOR RISET PENGELOMPOKAN DARI FASILITAS KLASIFIKASI KESELAMATAN DAN PENGELOMPOKAN PERISTIWA EKSTERNAL UNTUK STRUKTUR, SISTEM DAN KOMPONEN 2.6. SASARAN PENCAPAIAN 2.7. KELAS DESAIN UNTUK STRUKTUR, SISTEM DAN KOMPONEN 2.8. APLIKASI DARI KONSEP DEFENCE IN DEPTH 2.9. ISU EVALUASI ULANG 2.10. KAJIAN KESELAMATAN SECARA PERIODIK 3.
PENDEKATAN UMUM UNTUK LOKASI DAN DESAIN
4. 4.1. 4.2. 4.3. 4.4.
PENILAIAN KESELAMATAN AWAL DAN AKHIR UMUM EVALUASI KAPASITAS STRUKTUR, SISTEM DAN KOMPONEN ESTIMASI AWAL DARI LEVEL BAHAYA DAN KETETAPAN KELAS DESAIN YANG SESUAI DENGAN SASARAN PENCAPAIAN EVALUASI AKHIR DARI KESELAMATAN FASILITAS
5. 5.1. 5.2.
INVESTIGASI LOKASI UMUM EVALUASI DARI KARAKTERISTIK LOKASI
6. 6.1. 6.2. 6.3.
EVALUASI BAHAYA EKSTERNAL PENYARINGAN BAHAYA UNTUK PERISTIWA EKSTERNAL DASAR DESAIN PERISTIWA EKSTERNAL EVOLUSI BAHAYA DALAM JANGKA PANJANG
7. 7.1. 7.2.
DESAIN, KUALIFIKASI DAN EVALUASI-ULANG UMUM SELEKSI DARI DESAIN YANG DAPAT DITERIMA DAN PENDEKATAN EVALUASI-ULANG SELEKSI DARI KODE (STANDARD) YANG DAPAT DITERIMA SELEKSI DARI/PADA AN SESUAI DESAIN DAN EVALUASI-ULANG METODA BEBAN KOMBINASI DAN FAKTOR BEBAN KUALIFIKASI DENGAN CARA ANALISA KUALIFIKASI DENGAN PENGUJIAN
7.3. 7.4. 7.5. 7.6. 7.7.
7.5. 7.6. 7.7. 7.8. 7.9. 7.10. 7.11. 7.12. 7.13.
BEBAN KOMBINASI DAN FAKTOR BEBAN KUALIFIKASI DENGAN CARA ANALISA KUALIFIKASI DENGAN PENGUJIAN KUALIFIKASI BERDASAR PENGALAMAN PENUAAN PENDEKATAN SEDERHANA ANCHORING PERALATAN INTERAKSI RANGKUMAN TAPAK DAN PROSES DESAIN
8.
DISPERSION MATERIAL RADIOAKTIF DI LINGKUNGAN
9.
MONITOR
10.
SKRAM OTOMATIS DAN TINDAKAN OPERATOR SETELAH PERSITIWA EKSTERNAL
11.
PROSEDUR DARURAT
12.
JAMINAN MUTU (QA)
LAMPIRAN I LAMPIRAN II LAMPIRAN III
FEEDBACK DARI PENGALAMAN CONTOH DARI EVALUASI MARJIN KESELAMATAN KESELURUHAN USULAN NILAI PARAMETER PENTING DAN METODE ACUAN UNTUK KUALIFIKASI DARI STRUKTUR, SISTEM DAN KOMPONEN
DAFTAR ACUAN
1. PENGANTAR
1.1. LATAR BELAKANG Lokasi dan desain dari reaktor riset dalam kaitannya dengan peristiwa eksternal bukanlah suatu disiplin ilmu yang mapan di lingkungan negara anggota IAEA. Dalam beberapa kasus diterapkan ketentuan atau syarat untuk desain dari industri konvensional, sedangkan pada keadaan lain dipertimbangkan standar dan peraturan
untuk Pembangkit Tenaga
Nuklir (PTN). Salah satu alasan utama dari besarnya perbedaaan tersebut adalah kesulitan dalam penggolongan dari reaktor penelitian. Reaktor riset melaksanakan enelitian, eksperimen dan kegiatan produksi yang masing-masing memiliki kasus keselamatan dan susunan tata-letak (layout) instalasi yang berbeda. Sasaran dan tujuan dari keselamatan untuk reaktor riset didefinisikan dalam acuan [1], yang dilengkapi dan disempurnakan pada dua Petunjuk Keselamatan (Safety Guide) [2-3]. Penunjuk keselamatan tersebut memberikan rekomendasi kepada Negara Anggota dan pendukung IAEA saat mengkaji keselamatan dari fasilitas reaktor riset. Bagaimapun juga, sudah diketahui secara luas bahwa terdapat banyak kekurangan dalam kebutuhan keselamatan yang terinci, terutama dalam kaitannya dengan bahaya radialogis terhadap lingkungan, publik dan pekerja yang disebabkan oleh fasilitas reaktor riset sebagai akibat peristiwa eksternal. Kenyataan ini sering memaksa perancang untuk mengadopsi kriteria keselamatan yang paling ketat (biasanya desain PLTN) pada desain fasilitas untuk menghadapi peristiwa eksternal untuk menghidari kerumitan dari dipersolakannya masalah keamanan apabila memilih kriteria keselamatan yang kurang ketat. Oleh sebab itu diperlukan Laporan Keselamatan untuk menjelaskan keutamaan dari fasilitas riset yang berbeda dan untuk memberikan kerangka yang konsisten
dalam
evaluasi
keselamatannya.
Publikasi
ini
akan
memperlihatkan pendekatan secara berjenjang (graded approach), yaitu 1
suatu jenjang yang disesuaikan antara kebutuhan keselamatan untuk PTN dan kebutuhan keselamatan untuk fasilitas dengan resiko industri konvensional. Konsep dari pendekatan berjenjang ini dijabarkan pada acuan [1,4], dan saat ini diterapkan di banyak negara anggota IAEA. Pendekatan berjenjang memberikan kerangka keselamatan umum untuk implementasi dan tinjauan dari proyek desain/evaluasi ulang, walaupun terdapat perbedaan di negara anggota mengenai klasifikasi keselamatan dari struktur, peralatan dan komponen serta metodologi desain. Publikasi keselamatan IAEA yang membahas potensi bahaya untuk instalasi nuklir dalam spektrum yang lebih luas dan juga sesuai dengan publikasi saat ini adalah acuan [5] yang membahas desain fasilitas nuklir selain PTN, acuan [6] yang membahas tentang lokasi/tapak, dan acuan [7] yang membahas tentang jaminan mutu. Harus pula menjadi perhatian adalah acuan [8] yang merupakan laporan tentang evaluasi ulang tentang seismik/gempa bumi dari PTN, dan acuan [9] membahas tentang potensial bahaya akibat seismik untuk PTN. Publikasi teknis IAEA yang telah dipergunakan secara luas saat ini hanya membahas aspek-aspek yang terbatas dari desain reaktor riset. Suatu publikasi teknis yang utama 1 yang memfokuskan pada pertimbangan seismik telah dipergunakan di banyak negara untuk memberikan dasar-dasar kontrak dari beberapa reaktor riset. Pengganti dari publikasi [5] menyajikan lokasi dan metode desain yang disederhanakan dengan sasaran pada minimalisasi kebutuhan perhitungan yang canggih, menekankan pentingnya
konstruksi dan struktur terinci mulai dari
tahapan desain. Lebih lanjut, publikasi tersebut mengusulkan suatu pendekatan untuk evaluasi keselamatan seismik yang merupakan altenatif dari metodologi yang rumit pada analisa dan desain PTN. Publikasi IAEA lainnya, yaitu acuan [10-14] memberikan contoh praktis
1
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Earthquake Resistant Design of Nuclear
Facilities with Limited Radioactive Inventory, IAEA-TECDOC-348 IAEA, Vienna (1985). (Digantikan oleh acuan [5].)
2
di banyak negara anggota IAEA dan berisi rumusan awal dari pendekatan berjenjang yang akan diuji secara rinci dalam publikasi ini.
1.2. SASARAN Tujuan utama dari publikasi ini adalah untuk memberikan petunjuk untuk melaksanakan suatu evaluasi keselamatan dari reaktor riset baru maupun lama dalam hubungannnya dengan bahaya akibat peristiwa eksternal (external events), yang bersesuaian dengan kebutuhan keselamatan umum yang dinyatakan dalam acuan [4]. Publikasi ini berdasarkan pengalaman dari negara anggota IAEA dalam mengevaluasi kriteria keselamatan dari reaktor riset, serta memberikan kerangka yang masuk-akal (coherent) pada penerapan pendekatan berjenjang dalam rancangan keselamatan. Hal ini dimaksud untuk dipergunakan oleh Badan Pengawas dan organisasi yang bertanggung jawab pada pengkajian keselamatan dari reaktor riset oleh penrancang dan oleh kontraktor. Publikasi ini memberikan dasar teknis untuk aspek keselamatan dari kajian diri (self-assesment) yang segaris dengan kebutuhan keselamatan IAEA. Kerangka yang disajikan di sini dpat dipergunakan untuk pengembangan pentunjuk baik yang site-spesific maupun yang plant-spesific untuk pelaksanaan dari desain dan kajian keselamatan. Publikasi ini juga dapat dipergunakan sebagai dasar pada persiapan bahan-bahan pelatihan untuk pekerja reaktor riset. Sebelum dilakukannya upgrade dari instalasi, maka pelatihan tersebut akan mendorong pekerja reaktor riset untuk menyempurnakan kajian-diri dari kelemahan struktur yang ada dalam menghadapi peristiwa eksternal.
1.3. RUANG LINGKUP Dari sudut keselamatan atas publik dan pekerja, reaktor riset sangatlah sulit dikelompokkan karakteristik desainnya dan karakteristik dayanya 3
akibat luasnya lingkup kegiatan di reaktor riset (yaitu pelatihan, penelitian,
eksperimen
mengembangkan
suatu
dan
produksi
pengelompokan
isotop). yang
Publikasi pada
ini
awalnya
berdasarkan jumlah kandungan bahan radiaktif dari reaktor riset. Hal tersebt dimaksud agar secara umum dapat diterapkan pada berbagai jenis reaktor riset maupun fasilitas nuklir selain reaktor riset. Fasilitas lain yang mungkin berlokasi di tempat reaktor riset antara lain: a. Laboratorium produksi isotop, aplikasi industri (misal uji tak merusak atau NDT) dan produksi bahan bakar. b. Penyimpanan material radioaktif dan fasilitas pengelolaan limbah radioaktif. c. Fasilitas catu daya (misal pembangkit listrik tenaga diesel). d. Struktur bantu dan fasilitas lain (misal menara pendingin, tangki, kanal transfer isotop dlsb.). e. Tempat penyimpanan bahan bakar baru dan bekas.
Dalam publikasi ini, sebagian besar fasilitas yang disebut di atas dapat dievaluasi denga pendekatan put-forward. Perlakuan khusus harus diterapkan dalam melakukan analisa dari peralatan khusus seperti hot cell dan pelengkapan produksi bahan bakar. Perlengkapan tersebut mungkin memerlukan pengembangan kebutuhan keselamatan tertentu yang berbeda. Peristiwa eksternal yang menjadi pertimbangan dalam laporan ini termasuk bahaya peristiwa alam dan bahaya akibat perbuatan manusia dari sumber-sumber di luar lokasi reaktor atau diluar fasilitas yang terkait dengan keselamatan. Peristiwa eksternal yang paling mungkin terjadi pada desain reaktor riset dijadikan acuan yang eksplisit (misal gempa bumi, angin, hujan air dan salju, banjir, ledakan, kecelakaan pesawat 4
udara dan kebakaran di luar). Rekomendasi khusus diberikan dalam bahasan ini untuk peristiwa -peristiwa tersebut. Bagaimanapun juga, pendekatan terhadap evaluasi keselamatan yang dibahas dalam publikasi ini dapat dipergunakan juga pada senario manapun yang dicantumkan dalam laporan anlisa keselamatan. Hal yang dibahas dalam publikasi ini berlaku bagi desain fasilitas baru dan kajian ulang dari desain fasilitas yang sudah ada. Kajian ulang mungkin diperlukan karena modifikasi menyeluruh dari suatu fasilitas yang ada (misal untuk memenuhi kebutuan eksperimen baru), kajian ulang dari bahaya secara periodik atau modifikasi dari kebutuhan bagi perijinan. Publikasi ini memberikan usulan dan petunjuk untuk semua hal tersebut di atas.
1.4. STRUKTUR Publikasi ini membahas permasalahan utama sebagai berikut: a. Pengembangan dari rincian pengelompokan dari bahaya radiologis yang diakibatkan oleh fasilitas terhadap pekerja, terhadap publik dan terhadap lingkungan sebelum dilakukan pemilihan metode dan prosedur yang sesuai untuk mengevaluasi lokasi, rancangan dan pengoperasian yang aman dari suatu fasilitas (Bagian 2-4). b. Pelaksanaan investigasi lokasi dan pengembangan dari analisa bahaya yang spesific terhadap lokasi (Bagian 5 dan 6). c. Pengembangan dari desain struktur dan/atau evaluasi ulang dari struktur yang tekait pada keselamatan, sistem dan komponen yang terpasang di dalam fasilitas yang memilki potensi bahaya (Bagian 7). d. Pengkajian dari pengaruh terhadap lingkungan dari dispersi bahan radioaktif dari fasilitas reaktor setelah terjadinya kecelakaan (Bagian 8). 5
e. Pengebangan dari cara yang sesuai untuk pemantauan, peringatan, menejemen pesistiwa, inspeksi setelah terjadinya suatu peristiwa, dan penerapan dari rencana darurat dalam kaitannya dengan peristiwa yang disebabkan faktor luar (Bagian 9-11). f. Pengembangan dari Sistem Jamina Mutu untuk kegiatan yang dibahas dalam publikasi ini (Bagian 12). Tiga buah lampiran memberikan contoh dari umpan balik yang diperoleh dari pengalaman operasi yang telah lewat untuk mendukung pendekatan yang diusulkan dalam publikasi ini. Selain itu terdapat juga contoh dari penerapan yang dipertimbangkan berguna pada penerapan praktis dari pendekatan yang diusulkan.
2. KONSEP KELAMATAN SUATU LOKASI DAN DESAIN 2.1. UMUM Beberapa konsep keselamatan yang dikembangkan dengan tujuan untuk menetukan jenjang dari kriteria desain untuk penerapan pada lokasi dan desain dari reaktor riset dalam kaitannya dengan peristiwa eksternal sesuai dengan bahaya yang diakibatkannya terhadap pekerja, publik dan lingkungan. Pada bagian berikut ini, langkah-langkah dasar dari proses taksiran keselamatan dibuat dengan mengacu pada acuan [5]. Keadaan dan modus operasi dari instalasi berikut ini menjadi pertimbangan dalam kajian keselamatan dari suatu instalasi: a. Operasi normal. b. Kejadian operasi yang diantisipasi. c. Kondisi kecelakaan d. Diluar batas Kecelakaan Dasar Desain. 6
e. Shutdown untuk waktu lama dengan atau tanpa kebutuhan untuk pendinginan aktif dari material radioaktif. f. Pemuatan ulang bahan bakar. g. Penyimpanan dan pengolahan material dan limbah radioaktif .
Penyebab awal suatu peristiwa dipilih seperti yang terdapat pada acuan [1]. Perhatian khusus harus diambil dalam mengidentifikasi penyebab awal suatu peristiwa yang dipostulasikan yang relevan terhadap senario peristiwa eksternal: 1. Urutan kecelakaan yang diakibatkan oleh peristiwa eksternal (penyebab awal yang dipostulasikan. 2. Urutan kecelakaan yang dakibatkan oleh peristiwa awal yang dipostulasikan dengan suatu probabilitas yang berarti yang bersamaan dengan peristiwa eksternal walaupun keduanya tidak saling berhubungan.
2.2. SASARAN KESELAMATAN BAGI REAKTOR RISET Tujuan keselamatan dari reaktor riset yang ringkih terhadap peristiwa eksternal [16] mendefinisikan resiko radiologis yang dapat diterima bagi pekerja
dan
publik
pada
saat
terjadi
kecelakaan.
Konekuensi
keselamatan lain seperti bahaya kimia yang diakibatkan oleh reaktor riset, tidak termasuk dalam jangkau pembahasan dalam publikasi ini, sesuai kriteria untuk instalasi nuklir seperti dalam acuan [1,4]. a. Operasi normal seharusnya tidak menyebabkan dosis efektif radiasi bagi pekerja yang lebih tinggi dari rerata 20 mSv/tahun selama 5 tahun, maupun lebih tinggi dari 50mSv sekali dalam satu tahun. Bagi publik, operasi normal seharusnya tidak menyebabkan dosis
7
lebih tinggi dari 1 mSv/tahun (5mSv/tahun diperbolehkan dalam keadaan khusus). b. Kecelakaan Dasar Desain seharusnya memilili probabilitas kejadian kurang dari 10-4/tahun. Keadaan KDD memiliki persyaratan yang sama seperti keadaan operasi normal. c. Keadaan diluar KDD seharusnya memiliki probabilitas kejadian kurang dari 10-6/tahun. Keadaan tersebut seharusnya tidak menyebabklan dosis efektif lebih tinggi dari 10-50 mSv/tahun bagi pekerja dan publik.
Mengenai proses ALARA guna optimasi dari dosis radiasi harap merujuk pada rekomendasi yang dibahas oleh IAEA dalam acuan [16].
2.3. SASARAN KESELAMATAN TEKNIS BAGI REAKTOR RISET Sasaran
keselamatan secara teknis harus dikembangkan untuk
setiapreaktor riset dengan mengacu oada tiga fungsi keselamatan utama yang dperlukan untuk memastikan senario peristiwa eksternal [1]: 1. Diperbolehkan mengendalikan reaktivitas selama dan sesudah peristiwa eksternal2 secara otomatis atau melalui operator. Daya reaktor harus diturunkan ke tingkat daya yang lebih rendah untuk memastikan marjin keselamatan dalam menghadapi kondisi yang mungkin terjadi kemudian atau perubahan keadaan darurat.
2
Dalam analisa harus dipertimbangkan durasi atau lamanya suatu peristiwa dan waktu yang
diperlukan untuk kembali ke keadaan normal. Pada keadaan bahwa fasilitas tersebut tidak dapat dinyalakan lagi, durasi total dari peristiwa yang berkaitan dengan waktu yang dibutuhkan untuk mencapai kondisi operasi yang baru, stabil dan dapat dipertahankan. Analisa keselamatan harus juga mempertimbangkan scenario ini.
8
Redudansi dan macam dari pengendali reaktivitas seharusnya dimanfaatkan. 2. Pendinginan dari material radioaktif setelah terjadinya suatu peristiwa ekternal seharusnya dimungkinkan dengan sistem yang terdedikasi dan dapat dihandalkan (konveksi alam), walaupun penumpukan panas dalam reaktor dan air pendingin cukup tinggi. Apabila diperlukan maka harus dipertimbangkan suatu redundansi dari peralatan agar memastikan fungsi konveksi alam. 3. Harus diberikan dlam batas yang telah disyarakan bagi kungkungan material radioaktif serta
proteksi
bagi
pekerja,
publik
dan
lingkungan terhadap radiasi.
Perlu untuk dikembangkan suatu daftar dari struktur yang terkait dengan keselamatan, sistem dan komponen untuk setiap penyebab peristiwa yang dipostulasikan. Kebutuhan keselamatan dari tiap-tiap pilihan tersebut harus ditetapkan.Interaksi spasial (ruang) maupun interaksi lain antar pilihan tersebut harus diuji karena peristiwa eksternal dapat mengubahtingkah-laku dari pilihan tersebut secara drastis3. Khususnya, peristiwa eksternalm dapat menyebabkan bahaya kimia dan biologi yang mungkin membahayakan keselamatan seperti berkurangnya keberadaan personil, keterbatasan transportasi dan hambatan suatu akses. Tabel 1 mencantumkan pengaruh dari peristiwa eksternal terhadap fungsi dasar keselamatan dari reaktor riset. Kolom khusus diberikan untuk menonjolkan perlunya proteksi tambahan untuk menghindari keadaan diluar Peristiwa Dasar Desain (Design Basis Event), apabila
3
Sebagai contoh: (1) akses operator pada sistem keselamatan mungkin akan terganggu
akibat kondisi yang sulit di lokasi misal akibat badai salju atau banjir. (2) banjir di dalam instalasi dimungkinkan akibat kebocoran atau kegagalan dari tangki penyimpanan, termasuk tangki yang tidak terkait dengan keselamatan.
9
peristiwa ekternal tersebut dapat menyebabkan runtuhnya tebing (cliff edge effect) yang berada di dekat suatu fasilitas. Sasaran keselamatan teknis bertujuan untuk menghinari kecelakaan di reaktor riset dan mengurangi konsekuensi yang ditimbulkan apabila terjadi kecelakaan. Perlu dipastikan bahwa konsekuensi radiologi apapun akan lebih rendah dari batas yang telah ditentukan, dengan tingkat kepercayaan yang tinggi dan untuk seluruh KDD. Untuk reaktor riset hal tersebut berarti sebagai berikut ini: 1. Padamkan reaktor apabila peristiwa eksternal membahayakan reaktor (pengendalian reaktivitas) dan pastikan reaktor pada kondisi padam yang aman. 2. Pembuangan residu panas untuk waktu yang cukup panjang (pendinginan dari material radioaktif). 3. Menghindari pelepasan radiokatif atau menjaga agar pelepasan radioaktif dibawah batas yang ditetapkan pada keadaan kecelakaan (pengungkung). 4. Hindari setiap kemungkinan akibat peristiwa eksternal yang dapat menyebabkan Khususnya
kegagalan
struktur,
sistem
atau
komponen.
pengaruhnya
terhadap
pengendalian
reaktivitas,
pendinginan material radioaktif dan pengungkung. 5. Pemantauan dari parameter reaktor yang terpenting selama dan setelah peristiwa eksternal, khususnya reaktivitas teras. 6. Pemantauan parameter parameter dispersi radiologis. 7. Jaminan akses dan pengevakuasian terhadap operator yang bertanggung jawab terhadap berfungsinya suatu alat (misal ventilasi di ruang kendali utama), komunikasi antar personil dan dunia luar, dan alarm )untuk penanganan keadaan darurat di lokasi dan di luar lokasi).
10
Tabel 1. Fungsi Keselamatan dan Peristiwa Eksternal Pengaruh Peristiwa
Pengendalian
Eksternal
Reaktivitas
Pendinginan Material
Pengungkung
Radioaktif
pada
Terjadinya
daerah
Cliff edge
yang
effectb
luasa Akibat Manusia Tertabrak Pesawat Terbang
(v)
(v)
v
×
×
v
×
×
v
(P)(Y/T) Kecelakaan Industri (D)(Y/T) Kecelakaan Transportasi o Jalan (D)(Y/T)
Terbatas,
Tidak
pada o Rel
×
×
v
(D)(Y/T)
umumnya hanya bila
o Rute
Air
×
v
(D)(Y/T)
terjadi ledakan
o Pipa Saluran
×
×
v
(D)(Y/T)
11
Bendungan Runtuh
×
v
v
Ya
(P)(Y/T) Fenomena Alam Bahaya Geologis, seperti tanah salju
dan
Dapat diabaikan dengan cara pemilihan lokasi atau pemantauan bahaya
Ya
Tidak
longsor (D)(Y/T) Banjir ×
v
v
Ya
Ya
v
v
v
Ya
Tidak
(P)(DB) Gempa Bumi (P)(DB) Kondisi Cuaca yang Ekstrim Angin Kencang
c
(v)
v
Ya
Tidak
c
(v)
v
Ya
Tidak
c
(v)
v
Ya
Tidak
(P)(DB) Tornado (P)(Y/T) Salju (P)(DB)
12
Kondisi Beku
c
v
×
Ya
Tidak
(v)
(v)
(v)d
Ya
Tidak
c
(v)
(v)d
Ya
Tidak
(P)(DB) Petir (DB) Kebakaran Hutan (P)(Y/T)
Kemungkinan
(P)
untuk
menyaring
kriteria
berdasarkan
evaluasi
probabilitas (D)
2.4. PENGELOMPOKAN DARI FASILITAS Apabila penyebab peristiwa eksternal yang dipostulasikan dan sasaran keselamatan telah didefinisikan, maka analisa keselamatan dari fasilitas dapat dikembangkan. Langkah pertama adalah pengelompokan atau pengkategorisasian dari jenis bahaya dari fasilitas yang beresiko terhadap pekerja, publik dan lingkungan. Pada bahasan ini kata ‘fasilitas’ dimaksudkan untuk semua struktur, sistem dan komponen dari fasilitas tersebut. 13
Pada umunya, porbabilitas bahwa peristiwa eksternal akan menyebabkan konsekuensi radiologis bergantung pada karakteristik dari sumber (penggunaan fasilitas, tata-letak, desain, operasi) dan penyebab peristiwa tersebut seperti: a. Jumlah, jenis dan status dari inventori radioaktif yang ada di lokasi (misal bentuk padat, cair, gas dan uap). b. Tingkat kepercayaan yang hakiki dan bahaya yang berkaitan dengan proses kimia dan proses fisika yang terdapat di lokasi (misal proses transportasi dari material berbahaya). c. Daya termal yang terpasang di fasilitas. d. Konfigurasi fasilitas guna berbagai jenis produksi. e. Konsentrasi dan banyaknya sumber radioaktif di fasilitas tersebut (misal di teras, di pendingin, di fasilitas iradiasi atau di tempat penyimpanan material). f. Apakah fasilitas tersebut dirancang untuk eksperimen dan riset (aktivitas tersebut mengandung ketidakpastian yang intrinsik) ataupun
fasilitas
layout/tata-letak
tersebut (aktivitas
dapat
dikonfigurasi
tersebut
dan
berhubungan
diubah dengan
pengembangan produk baru). g. Kebutuhan akan sistem keselamatan aktif untuk menanggualangi mitigasi dari kecelakaan yang dipostulasikan, jumlah fitur rekayasa yang terpasang untuk menanggulangi dan mengurangi konsekuensi serius akibat kecelakaan. h. Kemungkinan untuk memasang sistim peringatan dini dapat mendeteksi sedini memburuknya suatu peristiwa (misal suatu eksternal yang berkembang lambat). i. Karakteristik dari satu proses atau fitur yang mungkin menunjukan suatu efek cliff edge pada kondisi kecelakaan dimana tidak ada 14
kemungkinan
untuk
mencegah
degenerasi
ke
konsekuensi
radiologis. j.
Karakteristik dan sifat dari suatu peristiwa eksternal yang mengancam fasilitas (misal angin dan ledakan memiliki potensial tinggi untuk menyebarkan maerial radioaktif, sedangkan gempa bumi dan kecelakaan pesawat bila tidak terjadi kebakaran memiliki potensial yang lebih rendah untuk menyebarkan material radioaktif).
k. Penyebaran
material
radioaktif
bergantung
sekali
terhadap
karakteristik lingkungan dari lokasi (misal daerah berangin, daerah pantai). l.
Kemudahan untuk melaksanakan rencana dalam keadaan darurat dalam kaitannya dengan suatu peristiwa, yaitu akses ke lokasi, keberadaan rute evakuasi, penundaan waktu antara kecelakaan dan pembebasan.
m. Potensial untuk terjadinya akibat jangka panjang bila terjadi kontaminasi (radionuklida umur panjang memiliki pengaruh yang terus menerus terhadap lingkungan). n. Jumlah orang yang secara potensial dipengaruhi oleh suatu kecelakaan di fasilitas. o. Potensial untuk terjadinya kontaminasi di dalam dan di luar lokasi fasilitas.
Oleh sebab itu sulit untuk membuat suatu evaluasi umum dari resiko yang terkait dengan reaktor riset. Hal ini disebabkan banyaknya jumlah variabel dan ketergantungan pada layout yang spesifik. Secara umum, suatu resiko yang beralasan dan dapat dipercaya hanya dapat dibuat untuk
suatu
kasus
tertentu,
kemungkinan
setelah
dilakukannya
probabilistic safety assesment (PSA) yang biasanya tidak tersedia pada tahapan desain. Di dalam kerangka publikasi ini yang terutama 15
berorientasi kearah pengidentifikasian kelimpok dari fasilitas dan resiko, pokok-pokok yang dikemukakan sebelumnya dapat diinterpretasikan sebagai kriteria untuk klasifikasi resiko yang terkait dengan fasilitas mulai dari resiko terkecil (bangunan konvensional) sampai angka tertinggi (PTN). Suatu pendekatan yang beralasan dan lebih sederhana dapat mengurangi banyaknya kriteria seperti yang dibahas sebelumnya. Sebagaimana bagi kebanyakan reaktor riset, aplikasi dari kriteria untuk klasifikasi fasilitas menunjukan korelasi yang kuat antara resiko terkait dengan fasilitas tersebut dengan daya yang terpasang ataupun banyaknya metrial radioaktif.
Tabel 2. Contoh kategori bahaya untuk reaktor riset. Tingkat Kategori Bahaya Dari
Invetori (TBq (1012Bq)(I))
Daya
Fasilitas (MW) 10 = P <
1 Tinggi
?a
ab
I > 2·106
I > 10
100
2 Sedang
3 Rendah
2 = P < 10
0,1 = P < 2
4·105 < I < 2·106 4·104 < I < 4·105
2 < I < 10
0,2 < I < 2
4 Sangat Rendah P = 0,1
I < 4·104
I < 0,2
(resiko khusus) a
: Nilai tersebut terkait dengan nilai ternormalisasi dari teras setimbang 20 MW (U3Si2).
16
b
: Nilai tersebut terkait dengan kira-kira 207 hari iradiasi. Dengan asumsi ini, suatu reaktor 10 MW akan memiliki sekitar 10TBq (tepatnya 7,48 TBq).
Untuk tujuan publikasi ini, suatu fasilitas dengan daya atau banyaknya material radioaktif yang lebih tinggi dari 1 (kategori bahaya 1) dapat dianggap sebagai PTN. Walaupun bila penggolongan tersebut hanya berdasarkan daya, terdapat kriteria untuk peningkatan atau penurunan kategori: 1. bila reaktor memiliki fitur keselamatan yang inherent seperti reaktivitas suhu negatif yang besar dan sistem keselamatan pasif yang memberikan derajat kehandalan yang tinggi, kategori yang didefinisikan berdasarkan daya dapat dikurangi satu. Hal yang sama dapat dialakukan untuk reaktor jenis kolam bila material clading terbuat dari stainless steel atau alloy zirconium. 2. bila reaktor dikategorikan sebagai bahaya kategori 2, bahaya kategori 3 atau bahaya kategori 4, kategori yang bergantung pada daya dapat dinaikkan satu bila salah satu dari syarat berikut: reaktor memiliki eksperimen dengan suhu dan tekanan tinggi, didalamnya terdapat eksperimen bahan bakar. Hal yang sama berlaku untuk prototip reaktor daya. 3. kategori 4 dimaksudkan untuk mengolongkan fasilitas dimana teras tidak dapat meleleh dan oleh seba itu sumber dari penyebaran radioaktif sangat rendah. Fasilitas denga kategori bahaya 4 dapat dipandang sebagai insalasi industri dengan resiko khusus dan oleh sebab itu tidak dibahas di sini. Reaktor dengan kategori 3 dapat diturunkan menjadi kategori 4 bila dapat dibuktikan suatu fitur yang intrinsik yang dapat mencegah lelehnya teras.
17
Karena pengkategorian penyebab bahaya dari reaktor riset terutama didasarkan pada tingkat daya dan inventori bahan radioaktif, kategori ini apat dipengaruhi oleh karakteristik lokasi. Suatu fasilitas reaktor riset yang secara normal akan diklasifikasikan dalam kategori bahaya 1 bila letaknya berjarak beberapa kilometer dari daerah tempat tinggal. Atau suatu fasilitas industri dapat dianggap termasuk kategori bahaya 2 bila terletak di daerah built up dan fasilitas dengan kategori bahaya 2 dapat dianggap masuk dalam kategori bahaya 3 untuk alasan yang sama. Pendekatan ini diterapkan di beberapa negara dimana kategori bahaya dibuat hanya berdasarkan kebutuhan akan sistem darurat pada saat terjadinya suatu peristiwa yang luar biasa. Walaupun demikian, pendekatan ini dilarang di negara lain dimana bahaya tersebut terkait hanya dengan fasilitas dan desainnya tak gayut terhadap kondisi eksternal seperti kerapatan popuasi penduduk disekitarnya. Pendekatan kategori apapun seharusnya dievaluasi dengan hati-hati dan hasilnya dinilai dalam kerangka suatu resiko perbanding pendekatan seperti yang dibahas dalam acuan [17].
2.5. KLASIFIKASI KESELAMATAN DAN PENGELOMPOKAN PERISTIWA EKSTERNAL UNTUK STRUKTUR, SISTEM DAN KOMPONEN Klasifikasi keselamatan seharusnya dikembangkan untuk struktur, sistem dan komponen seperti dalam acuan [1] sebagai langkah penting kedua dalam analisa keselamatan. Bermacam kriteria dapat diterapkan pada proses ini. Salah satu pendekatan yang mungkin seperti dalam acuan [4] sangat sesuai untuk diterapkan dalam suatu pendekatan berjenjang untuk keselamatan. Perkembangan yang diharapakan dari klasifikasi keselamatan sebagai fungsi dari konsekuensi radiologis yang tek bermitigasi terhadap pekerja, publik dan lingkungan akibat kegagalan dari struktur, sistem dan komponen untuk memenuhi kebutuhannya akan fungsi keselamatan. Pendekatan ini memeberikan alternatif untuk suatu pendekatan detrministik klasik berdasarkan pada fungsi keselamatan dari tiap komponen dan terutama didasarkan pada analisa dari 18
konsekuensi dari kegagalan apapun yang mempengaruhi struktur, sistem dan komponen (tentunya lebih dekat ke pendekatan peristiwa eksternal PSA), dan suatu pengurangan yang berarti dari banyaknya jenis
klasifikasi
keselamatan.
Sebaliknya,
pendekatan
tersebut
membutuhkan informasi yang sedikit lebih banyak pada analisa keselamatan dari instalasi, konsekuensi dari kegagalan komponen, dan probabilitas yang relevan (dengan indeks kualitas yang terkait). Setelah pendekatan ini, kelas keselamatan dapat dikembangkan sebagai berikut, dengan acuan terhadap analisa keselamatan dari seluruh penyebab peristiwa: a. Kelas keselamata n 1 dispesifikasikan untuk struktur, sistem atau kompnen apabila kegagalan yang dipostulasikan (tidak termitigasi) dari struktur, sistem atau komponen untuk melaksanakan fungsi keselamatannya pada kondisi operasi yang bagaimanapun akan menghasilkan pelepasan radioaktif ke lingkungan, publik dan pekerja yang tak dapat diterima. Struktur, sistem dan komponen dengan kelas keselamatan 1 biasanya terletak dalam fasilitas dengan kategori bahaya 1.
Walaupun
demikian, klasifikasi ini
dapat juga digunakan untuk klasifikasi dari pengungkung pada fasilitas dengan kategori bahaya 2, sesuai dengan pendekatan defence in depth yang diterapkan di fasilitas tersebut. b. Kelas keselamatan 2 dispesifikasikan untuk struktur, sistem atau komponen apabila kegagalan yang dipostulasikan (tidak termitigasi) dari struktur, sistem atau komponen untuk melaksanakan fungsi keselamatannya pada kondisi operasi yang bagaimanapun akan menghasilkan pelepasan radioaktif ke lingkungan dalam batas lokasi atau pekerja yang tak dapat diterima. Struk tur, sistem dan komponen dengan kelas keselamatan 2 biasanya terletak dalam fasilitas dengan kategori bahaya 2, akan tetapi mungkinpula diterapkan
pada
fasilitas
dengan
kategori
bahaya
1
utuk
mengklasifikasikan struktur, sistem atau komponen bila pelepasan tak termitigasi adalah dalam fraksi kecil (20% atau kurang) dari 19
batas pelepasan kelas keselamatan 1. kelas keselamatan 2 mungkin pula digunakan untuk pengungkung pada fasilitas dengan kategori bahaya 3. c. Kelas keselamatan 3 dispesifikasikan untuk struktur , sistem atau komponen dari kategori bahaya 3, kecuali pengungkung, akan tetapi dapat juga diterapkan pada fasilitas kategori bahaya 1 dan kategori bahaya 2 untuk mengklasifikasikan struktur, sistem atau komponen saat pelepasan radioaktif tak termitigasi sangat rendah dari batas pelepasan kelas bahaya 1 dan 2. d. Kelas keselamatan konvensional dispesifikasikan untuk struktur, sistem atau komponen apabila tidak terdapat resiko pelepasan material radioaktif sebagai konsekuensi dari kegagalan fungsi keselamatan. Harus dicatat bahwa kegagalan tak termitigasi oleh diri sendiri tak akan menyebabkan
pelepasan.
Akan
tetapi
klasifikasi
keselamatan
seharusnya mempertimbangkan semua kemungkinan senario untuk setiap penyebab peristiwa yang dipostulasikan. Salah satu conto h adalah sistem darurat. Kegagalan sistem tersebut akan menyebabkan pelepasan bila pada saat bersamaan terjadi kegagalan pada struktur, sistem atau komponen lain yang memerlukan sistem keselamatan untuk dapat berfunsi sempurna.
Tabel 3. Kelas keselamatan dan kategori peristiwa eksternal.
Klasifikasi struktur, sistem atau komponen
Kelas keselamatan 1
fasilitas
Kategori peristiwa luar
Kategori
peristiwa Terutama 1, tetapi juga
eksternal 1, 2, 3 atau 2 20
Kategori bahaya
(untuk
defence
in
eksternal 1, 2, 3 atau 2
(untuk
defence
in
depth barriers)a
konvensional
Terutama 2, tetapi juga Kategori eksternal
2
peristiwa 1 2,
3
(untuk
atau kecil)
konvensional
pelepasan
dan
defence
3 in
(untuk depth
a
barriers)
Terutama 3, tetapi juga Kategori 3
peristiwa
eksternal
3
atau
konvensional
1
atau
2
pelepasan kecil) resiko
(untuk dan
konvensional
(untuk defence in depth barriers)a
Kategori
Resiko konvensional
peristiwa
eksternal dengan resiko Seluruhnya konvensional
a
: Lihat bagian 2.8 untuk kategori defence in depth barrier.
Sebagai tambahan klasifikasi keselamatan, kategorisasi dari peristiwa eksternal dapat berguna untuk menghasilkan suatu proses desain yang rasional [14]. Kategori peristiwa eksternal 1, 2, 3 dan resiko konvensional mungkin diidentifikasi menggunakan pelepasan tak termitigasi yang sama seperti juga pada kelas keselamatan yang sesuai, tetapi dengan mengacu hanya pada penyebab peristiwa terpostulasi yang tertentu untuk suatu peristiwa luar. Komentar selanjutanya pada interaksi dari kategori bahaya, kelas keselamata n dan kategori peristiwa luar sebagai berikut: 1. kategori
bahaya
adalah
ukuran
kualitatifdari
bahaya
yang
diakibatkan oleh fasilitas. Hal tersebut seharusnya merupakan hasil 21
dari klasifikasi keamanan dari komponen, tetapi pada kenyataanya hal tersebut juga mempertimbangkan halßhal lain, yang tidak dibuat secara nyata , oleh sebab itu pada praktek rekayasa lebih disukai apabila hal tersebut ditentukan terlebih dahulu. 2. kelas keselamatan adalah ukuran kuantitatif tentang bagaimana penyebaran bahaya radiologi di lokasi fasilitas. Pada prinsipnya, satu komponen yang sangat berbahaya atau sejumlah komponen dengan bahaya rendah dapat menyebabkan penentuan kategori bahya yang sama. 3. kategori peristiwa eksternal adalah suatu indeks kuantitatif tentang berapa besar suatu peristiwa luar dapat menyebabkan konsekuensi yang berbhaya bagi suatu fasilitas. Peralatan dengan klasifikasi keselamatan yang tinggi mungkin tidak akan terkena secara langsung atau dipengaruhi oleh peristiwa luar. Oleh sebab itu kategori peristiwa eksternalnya mungkin sangat rendah. 4. kategori peristiwa eksternal tidak memerlukan pengembangan klasifikasi
keselamatan
seperti
yang
dijabarkan
di
muka.
Kategorisasi peristiwa eksternal dan klasifikasi keselamatan dapat dikembangkan dengan mengikuti logika yang berbeda. Kategorisasi dari peristiwa eksternal dapat juga dikembangkan terpisah dari klasifikasi keselamatan. Usulan yang dikemukakan di sini secara khusus
sangat
sesuai
untuk
pendekatan
berjenjang
dari
keselamatan. Sebagai konsekuensi daru
asumsi tersebut, interaksi antara kelas
keselamatan dan kategori peristiwa eksternal diperlihatkan pada Tabel 3. Untuk butir yang berinteraksi (lewat interaksi mekanik atau kimia, api, banjir, interferensi elektromagnit) kategori dari butir yang terimbas mungkin akan sama atau lebih rendah dari butir yang menyebabkan interaksi. Analisa
terinci
dapat
dilakukan
untuk
mengevaluasi
konsekuensi yang diharapkan dari butir yang terimbas dan probabilitas bersama bahwa kegagalan dari butir mengimbas akan menyebabkan 22
kegagalan dari butir yang terimbas. Apbila probabilitas dari konsekuensi radiologis dari interaksi tersebut berarti/penting, butir yang mengimbas dapat memiliki kategori yang sama seperti butir yang terimbas; apabila konsekuensi dari interaksi tersebut tidak berarti atau terlalu rendah, kategori dari butir yang mengimbas mungkin akan lebih rendah dari kategori butir yang terimbas. Di luar daftar umum yang diberikan dalam lampiran I dari acuan [1], penjabaran lebih rinci
dari sistem keselamatan sejenis dan fungsi
keselamatan yang relevan dari reaktor riset dalam hubungannya dengan peristiwa luar diberikan pada Tabel 4. Sistem tersebut adalah sistem pengkategorian kategori peristiwa eksternal yang tipikal.
2.6. SASARAN PENCAPAIAN Sumbangan dari setiap struktur, sistem atau komponen terhadap bahaya dari fasilitas dapat diukur melalui konsep probabilitas dari sasaran unjuk kerja. Sasaran unjuk kerja untuk struktur, sistem atau komponen dalam kaitannya dengan peristiwa eksternal yang spesifik didefinisikan sebagai kebolehjadian kegagalan (P F) dari struktur, sistem atau komponen untuk melaksanakan fungsi keselamatan yang diperlukan pada saat terjadinya peristiwa eksternal. Sasaran pencapaian untuk peristiwa eksternal dapat saja lebih rendah dari sasaran pencapaian untuk kecelakaan di dalam fasilitas. Probabilitas dari kegagalan dari struktur, sistem atau komponen yang dihasilkan dari peristiwa eksternal dihitung sebagai produk dari kurva bahaya
dengan
jangkauan
penuh
dari
peristiwa
eksternal
dikonvolusikan dengan derivatif dari kerapuhan dari struktur, sistem atau komponen yang dipertimbangkan seperti yang terlihat di Bagian 4. kerapuhan dari struktur, sistem atau komponen didefinisikan sebagai kondisi kumulatif PF (unjuk-kerja yang tak dapat diterima) melawan parameter bahaya yang dipilih. Parametr bahaya biasanya dinyatakan sebagai faktor mirip dengan peak ground acceleration (PGA) untuk 23
gempa bumi, ketinggian air untuk banjir dan kecepatan maksimum angin untuk angin. Nilai tipikal untuk sasaran pencapaian untuk reaktor riset disajikan pada Table 5 dalam kaitannya dengan senario umum peristiwa eksternal. Sebagai perbandingan, harus diingat bahwa sasaran pencapaian untuk komponen PTN pada kelas tertinggi biasanya pada PF=106 /tahun. Pada prinsipnya sasaran pencapaian dapat sebagai fungsi dari kategori bahaya dari fasilitas, akan tetapi pada publikasi ini harga tersebut hanya fungsi dari kategori peristiwa eksternal.
Tabel 4. Struktur dan sistem dari Reaktor Riset yang perlu dipertimbangkan pada saat perancangan atau evaluasi ulang untuk bertahan dari peristiwa eksternal.
Jenis
Bangunan reaktor
Identifikasi dari fungsi
Efek Dari Kehilangan
keselamatan
Fungsi Keselamatan
Integritas
struktura, Kerusakan
stabilitasb
pada
reaktor dan status dan sistem kendali
Kolam reaktor dgn atau
tanpa
Integritas struktur dan Ketidakmampuan
pool tahan bocorc , stabilitas
menjaga level air
lining Bangunan kendali
Integritas stabilitas
struktur, Ketidakmampuan untuk memantau dan mengendalikan aktivitas keselamatan
Cerobong ventilasi
Stabilitas
Kerusakan
dari
peralatan yang penting pada keselamatan
24
Struktur
perisai, Integritas
dinding proteksi
stabilitas
Bejana reaktor dan Integritas bagian
struktur, Kehilangan
perisai
atau proteksi struktur, Kerusakan teras
salam stabilitas
reaktor atau blok reaktor Mekanisme batang Fungsionlitasd
Kerusakan teras
kendali Sistem
scram Fungsionlitas
Kerusakan teras
reaktor Sistem
pendingin Integritas
reaktor
fungsionlitas
struktur, Kerusakan teras (bila
diperlukan) Sistem
shutdown Integritas
ke dua
fungsionlitas
struktur, Kekurangan padam
marjin
untuk
tipe
reaktor tertentu Sistem
Integritas
struktur, Pelepasan
penyaringan cairan
fungsionlitas
yang lebih tinggi
Catu daya darurat
Fungsionlitas
Ketidakmampuan untuk
radiaktif
melaksankan
fungsi keselamatan Instrumentasi
dan Fungsionlitas
Ketidakmampuan
kendali
yang
untuk
penting
untuk
fungsi keselamatan
keselamatan sistem
melaksankan
dan
proteksi
keselamatan
25
TABEL 5. SASARAN PENCAPAIAN DAN KATEGORI PERISTIWA EKSTERNAL. Kategori
Kategori
Kategori
Kategori
bahaya dari
peristiwa
peristiwa
peristiwa
fasilitas
eksternal 1
eksternal 2
eksternal 3
1
10-5/tahun
10-4/tahun
10-3/tahun
2
10-5/tahun
10-4/tahun
10-3/tahun
10-4/tahun
10-3/tahun
(hanya
untuk
barrier,
bila
diperlukan) 3
(hanya
untuk
barrier,
bila
diperlukan) 4
Lihat catatan
Lihat catatan
Lihat catatan
(resiko khusus) Catatan : fasilitas tersebut tidak boleh menjadi tempat komponen dalam kategori peristiwa eksternal. Lihat Bagian 2.5.
2.7. KELAS DESAIN UNTUK STRUKTUR, SISTEM DAN KOMPONEN Suatu kelas desain untuk struktur, sistem dan komponen dapat didefiniskan sebagai tingkat dari marjin keselamatan4 (yaitu invers dari
4
Arti majin keselamatan:
26
reliability5 (kehandalan) untuk melaksanakan fungsi keselamatan yang ditentukan) yang dapat dipergunakan dalam desain/kualifikasi dari struktur, sistem atau komponen. Kelas tersebut dapat dievaluasi berkesesuaian dengan probabilitas peristiwa eksternal dari exeedance6 dan sasaran pencapaian yang terkait dengan struktur, sistem atau komponen. Desain dari peristiwa eksternal kelas 1 dan 2 untuk struktur, sistem dan komponen biasanya mempergunakan prosedur (tapi tidak harus load level) yang dikembangkan untuk PTN. Desain dari peristiwa eksternal kelas 3 untuk struktur, sistem dan komponen biasanya berdasarkan pada prosedur yang didefinisikan dalam kode dan standard (codes and standard)
untuk
fasilitas
industri
konvensional
yang
berbahaya.
Penerapan dari desain/kualifikasi yang berbeda secara langsung menyatakan penggunaan dari ti ngkat kepercayaan yang berbeda dan oleh sebab itu probabilitas kegagalan yang juga berbeda. Akan tetapi, tingkat ini mungkin juga terkandung dan tersembunyi dalam kode tersebut. Oleh sebaitu analisa terinci dari asumsi yang implisit dalam kelas desain harus dilaksanakan dengan bantuan Tabel 6 untuk menguji penerapan dari suatu sandard desain dan kode pada kerangka yang dipilih.
• Keberadaan dari satu atau lebih pertahanan, sebelum radionuklida dapat terlepas ke lingkungan yang ditunjukan oleh kapasitas dibagi dengan nilai kebutuhan yang lebih besar dari 1.0. • Kemampuan pendeteksian – seperti konsep ‚bocor sebelum pecah (leak before break)’ – yang memperbolehkan tindakan pencegahan dilaksanakan pada waktunya, atau • Keberadan tindakan mitigasi. 5
Probabilitas bahwa suatu sistem akan memenuhi unjuk-kerja minimum apabila diperlukan.
6
Kebalikan dari the return period (waktu terulangnya), pada kasus stasioner.
27
Tabel 6 memberikan suatu contoh dari bagaiman suatu kelas desain mungkin dievaluasi dengan cara yang disederhanakan sebagai rasio antara sasaran pencapaian dan probabilitas dari exeedance untuk peristiwa eksternal (P(EE)). Tabel tersbut juga memberikan jangkauan yang dapat diterima untuk nilai dari kelas desain dan P(EE). Pada kenyataannya, secara prinsip, seluruh kombinasi yang mungkin ya ng berkesesuaian dengan nilai sasaran pencapaian seharusnya dapat diterima, tetapi praktek rekayasa membatasi jangkauan dari kelas desain dan P(EE) ke nilai satu atau dua orde besaran (lihat Bagian 7.3 untuk keterangan lebih terinci). Pemilihan P(EE) seharusnya mengikuti pertimbangan pada Bagian 2.4 dimana beberapa peristiwa menunjukkan potensi pengerusakan yang lebih tinggi, atau potensi untuk kegagalan umum dan oleh sebab itu waktu terulang nya mungkin lebih lama. Bagaimanpun juga pertimbangan fisik dapat pula mempengaruhi pemilihan P(EE). Untuk bebapa peristiwa evaluasi probabilitas yang sangat rendah dimungkinkan karena tersedia bukti fisik (biasanya gempa bumi), tetapi untuk beberapa senario tidak demikian (misal curah hujan). Suatu pilihan P(EE) yang mungkin oleh sebab itu dianjurkan sebagai berikut: nilai tersebut harus diartikan sebagai minima untuk dapat secara baik menentukan deskripsi fisik dari senario peristiwa eksternal.
o Gempa bumi
: 10-3 – 10-4 per tahun
o Angin biasa
: 10-3 per tahun
o Angin putar
: 10-5 per tahun
o Banjir
: 10-4 per tahun
o Peristiwa akibat manusia
28
: 10-5 per tahun
TABEL 6. PENENTUAN KELAS DESAIN. Sasaran
P(EE) = 10-3/tahun
P(EE) = 10-2/tahun
pencapaian 10-5/tahun
10-4/tahun
10-3/tahun
Kelas desain 2
Kelas desain 1
10-2/thn - 10-3/thn
10-3/thn - 10-4/thn
Kelas desain 3
Kelas desain 2
10-1/thn - 10-2/thn
10-2/thn - 10-3/thn
Kode
dan
standard Kode dan standard
kelas desain 4 untuk kelas desain 4 untuk fasilitas dengan resiko fasilitas konvensional
dengan
resiko konvensional
2.8. APLIKASI DARI KONSEP DEFENCE IN DEPTH Konsep defence in depth (DID) seharusnya dipergunakan dalam analisa dan perancangan dari reaktor riset baru dan dalam evaluasi ulang dari reaktor riset lama. Hal ini bertujuan pada tersediany fungsi keselamatan dengan tingkat yang cukup dari reliability, sesuai acuan [1-5, 8-12, 1518]. Definisi dari DID yang dipergunakan di sini diberikan oleh acuan [14]. Struktur, sistem dan komponen dari peristiwa eksternal kelas 1 dan 2 seharusnya dikonstruksi
7
, dievaluasi, diperoleh, dioperasikan dan
dirawat dengan ketat dan konservativ, yang berkesesuaian dengan tingkat kualitas, dan praktek rekayasa seperti penerapan redundancy, indenpendentcy dan diversity.
7
Konstruksi termasuk tunduk pada persyaratan administrasi, dokumen, pemilihan dan
kualifikasi material, desain, fabrikasi pemasangan dan komisioning.
29
DID dimaksudkan pada kesetimbangan antara aspek mayoritas dari pendekatan keselamatan, antara lain: 1. Pendeteksian
atas
penyimpangan
dari
operasi
normal,
sebagaimana peristiwa eksternal dapat menyebabkan ketiadaan sistem keselamatan, kendali jauh (remote control), dan sistem pemantauan. 2. Mitigasi
dari
konsekuensi
peristiwa yang
rendah
penting/berarti untuk
suatu
untuk
memastikan
kecelakaan
yang
dipostulasikan. Struktur, sistem dan komponen dari peristiwa eksternal pasif kelas 1 dan 2 merupakan pilihan untuk menghadapi persoalan8 tersebut.
Meskipun prosedur yang diusulkan di sini menggunakan sasaran pencapaian sebagai suatu ukuran dari kepercayaan yang diperlukan untuk
suatu
struktur,
sistem
atau
komponen
(termasuk
barrier
keselamatan) , pendekatan DID berarti definisi deterministik dari tingkat pertahanan dan barier. Pendekatan ini mengijikan pertimbangan dari tindakan administratif
dan prosedur operasi sebagai bagian dari
“tingkatan” DID. Oleh sebab itu dalam kerangka usulan ini jumlah tingkatan dan reliabilitinya adalah fungsi dari kategori bahya dari fasilitas, dan harus dilihat sebagai tambahan kekuatan (robustness) yang diterapkan pada desain. Harus dicatat bahwa sesuai dengan penerapan yang ketat dari acuan [1], harus selalu ada lima tingkat DID dan kebutuhan untuk sistem pada suatu tingkat DID harus didefinisikan dalam kaitannya dengan analisa keselamatan dari fasilitas dan dengan klasifikasi dari strukturnya, sistem dan komponen. Bagaimanapun juga banyak isu keselamatan harus
8
Struktur, sistem dan komponen pasif adalah yang berfungsinya tidak bergantung pada
masukan eksternal (struktur, perisai dlsb).
30
dipertimbangkan pada reaktor riset, tidak selalu harus dikorelasi dengan eksplisit dengan kegagalan komponen, seperti pada kebanyakan sistem dari daftar di Bagian 2.4, yang merupakan bagian dari pengkategorian bahaya dari fasilitas. Oleh sebab itu pendekatan global yang direkomendasikan
mencoba
untuk
mensintesa
merka
dan
mengembangkan proporsal yng lengkap. Secara umum, adalah anlisa keselamatan dari fasilitas
yang
mendukung kebutuhan akan sistem yng terdedikasi pada suatutingkat DID. Mislanya untuk reaktor riset ‘kecil’ KDD yang dipostulasikan mungkin tidak akan menyebabkan pelepasan radioaktif yang tak dapat diterima dan oleh sebab itu DID tingkat tiga mungkin tidak diperlukan. Tabel
7
dikembangkan
berdasarkan
pengalaman
teknis
untuk
menyederhanakan penerapan dari pendekatan DID pada reaktor riset. Beberapa penyelesaian alternatif, yang dapat dipertimbangkan setara berdasarkan pertimbangan probabilitas diperlihatkan di tabel. Proporsal sperti itu seharusnya selalu disetujui oleh otoritas keselamatan nasional. Penghalang
(barriers)
kepercayaan
tinggi
tipe (‘a+’,
a
dapat
sasaran
dirancang
dengan
tingkat
pencapaian
yang
relevan
memprlihatkan harga yang lebih besar) atau dengan marjin yang rendah (struktur, sistem dan komponen tipe ‘a’ dirancang/dikualifikasi sesuai dengan standard industri). Barier tipe ‘b’ merepresentasikan langkah administrativ dan prosedur operasional. Suatu barier tipe ‘b’ biasanya adalah rencana darurat. Walaupun jumlah tingkatan DID bukanlah suatu konsekuensi dari pemilihan basis desain peristiwa eksternal, ttingkatan seperti itu diharapkan untuk dirancang menghadapi peristiwa eksternal bila peristiwa eksternal menunjukan akan menyebabkan kecelakaan internal, atau bila kecelakaan internal memilki probabilitas yang signifikan untuk menjadi setara dengan peristiwa eksternal dasar desain. Penerapan pendekatan DID pada reaktor riset dalam kasus peristiwa eksternal memrlukan penjelasan tertentu: 31
a. Proteksi dari fasilitas terhadap peristiwa eksternal adalah selalu bagian dari pertahanan yang pertama seperti didefiniskan dalam acuan [1], dan oleh sebab itu harus dimantabkan melalui desain yang handal dan berketahanan tinggi (robust). b. Desain yang berketahanan tinggi harus dipahami sebagai kualitas tinggi dan sensitivitas rendah terhadap variasi dalam parameter desain. Hal ini biasanya dicapai dengan cara tata-letak dengan keterkaitan tinggi, merincikan dari penghubung, pertimbangan diluar peristiwa dasar desain, sangat konservatif, dan menunjukan konservatif. c. Bebrapa sistem keselamatan dan barier yang diperlukan untuk tingkat DID lebih tinggi dari satu (yaitu untuk penghindari penyimpangan dari operasi normal) dirancang untuk peristiwa eksternal hanya bila terdapat hubungan sebab-akibat antara kecelakaan dan peristiwa eksternal. Suatu integritas yang generik akan selalu dijamin, pada khususnya untuk menghindari suatu interaksi denagn peristiwa eksternal yang telah dikategorisasi (yaitu benar untuk pengungkung yang telah didesain untuk tahan terhadap peristiwa eksternal walaupun fungsi tersebut terkait dengan kecelakan internal). d. Barier dan tingkatan harus memberikan kehandalan yang cukup. Suatu
kriteria
kegagalan
harus
diterapkan
pada
sistem
keselamatan. Barier pasif dapat merepresentasikan pengecualian seperti yang diterangkan dalam acuan [4]. Perhatian khusus harus diberikan
pada peristiwa eksternal dengan mempertimbangkan
pengaruh modus umum pada struktur, sistem dan koponen di dlam fsilitas yang sama dan pada fasilitas yang berbeda yang terletak
32
pada lokasi yang sama 9 . Ketentuan untuk penerapan kriteria ini diberikan dalam acuan [19]. e. Diluar kapasitas desain dasar untuk peristiwa eksternal biasanya dispesifikasikan dalam desain dari fasilitas. Pada khususnya, efek cliff edge pada respon struktural dari sistem pasif dapat diinvestigasi untuk dapat menentukan apakah kenaikan kecil dalam parameter dasar desain dapat menyebabkan efek yang besar pada keselamatan. Apabila efek seperti itu terdeteksi, diterapkan ketentuan teknis tambahan pada sistem keselamatan, seperti sistem peringatan, pemantauan dan prosedur operasi untuk paling tidak tercapainya keadaan shutdown yang aman. f. Suatu peristiwa eksternal mungkin dapat menyebabkan efek yang besar pada pekerja, publik dan lingkungan misalnya melalui hilangnya catu daya, ketiadaan menejemen kecelakaan di lokasi, terhalangnya akses masuk bagi satuan penyelamat. Perhatian khusu harus dilakukan untk menganalisa penerapan dari prosedur darurat selama dan setelah peristiwa eksternal. g. Fasilitas dengan kategori bahaya 4 hanya memerlkan desain yang berketahan tinggi dan penerapan dari rencan darurat.
2.9. ISU EVALUASI ULANG Untuk evaluasi ulang dari instalasi yang telah ada dalam kaitannya dengan peristiwa eksternal, pendekatan dasar yang dipakai untuk desain reaktor baru dapat diterapkan sepenuhnya. Bagaimanapun juga, terdapat keterbatasan dari persetujuan umum antar negara anggota mengenai bebrapa hal dalam prosedur tersebut. Hal-hal tersebut
9
Lokasi berbagi jaringan atau peralatan darurat dapat diperlukan untuk menghadapi
pengaruh peristiwa eksternal. Pengkajian lokasi yang spesifik harus dilakukan.
33
dibahas berikut dan ditambah dengan usulan untk dapat dipergunakan dengan konsisten. a. Definisi dari bahaya peristiwa eksternal: pada banyak kasus suatu evaluasi ulang dari bahaya peristiwa eksternal menyebabkan dilakukannya proses evaluasi ulang oleh bada pengawas. Waktu terulangnya peristiwa eksternal harus diperkirakan untuk dapat mengunakan prosedur yang diusulkan disini.
34
TABEL 7. TINGKATAN DARU DEFENCE IN DEPTH
b. Definisi dari kategori peristiwa eksternal: Suatu kumpulan struktur, sistem dan komponen yang terkurangi dapat diidentifikasi, biasanya keterkaitannya hanya dengan satu shutdown path, dengan redundansi. Oleh sebab itu beberapa sistem darurat diperlukan untuk mitigasi efek dari rangkaian yang disebabkan oleh kecelakaan internal tidak boleh dikategorikan untuk peristiwa eksternal.
35
c. Definisi dari sasaran pencapaian (performance goal): Untuk evaluasi ulang dari suatu fasilitas lama, sasaran pencapaian dengan faktor lebih tinggi antara 2 dan 10 dari desain baru biasanya dapat diterima. d. Reference plant status: Untuk evaluasi ulang, ketrbatasan pada status operasional biasanya diperbolehkan (yaitu hanya operasi normal, tidak ada pertimbangan untuk outage atau pemuatan bahan bakar). e. Kapasitas material: Kapasitas aktual dari material yang termasuk efek penuaan acak diperbolehkan untuk evaluasi ulang dimana desainnya biasanya mengacu pada minimum spesifikasi atau nilai kode.
2.10.KAJIAN KESELAMATAN SECARA PERIODIK Sesuai acuan [1] kajian secara periodik harus dilakukan untuk meninjau apakah ujuk -kerja sistem keselamatan reaktor memenuhi kriteria yang diperlukan, untuk menyertakan perubahan bahaya peristiwa eksternal dan perubahan konfigurasi reaktor riset. Metode yang dibahas di bagian 4 dapat dipergunakan untuk tujuan ini.
3. PENDEKATAN UMUM UNTUK LOKASI DAN DESAIN
Dua pendekatan yang ideal dapat dipergunakan untuk lokasi dan desain dari instalasi nuklir, baik denga pendekatan deterministis sepenuhnya atau pendekatan probabilistik sepenuhnya . Bagaimanupun juga kedua pendekatan tersebut memilki kelemahan sebagai berikut:
36
a. Pendekatan deterministik sepenuhnya tidak menyertakan evaluasi resiko. Pendekatan ini hanya membuat ‘tingkatan’ (grading) yang berkesesuaian dengan bahya dari fasilitas pada lingkungan, dan mengharuskan penggunaan derajat konservatisme yang sangat tinggi dengan kuantifikasi yang tidak jelas untuk seluruh marjin keselamatan. b. pendekatan
probabilistik
sepenuhnya
dipengaruhi
oleh
ketidakpastian yang besar dalam mendefinisikan parameter dasar desain dan distribusi statisitknya. Oleh sebab inilah PSA tidak diakui sebagai dasar desain yang dapat dipercaya (hanya memilki peran
untuk
pembanding)
akan
tetapi
banyak
dan
selalu
dipergunakan dalam evaluasi bahaya peristiwa eksternal. c. Analisa dari dispersi material radioaktif yang diperlukan untuk menguji
sasaran
keselamatan
pada
kedua
pendekatan,
dipengaruhi oleh ketidakpastian , terutama yang terkait dengan definis dari suku sumber dan simulasi dari jalur kebocoran. d. Umpanbalik dari PSA dan analisa dispersi radioaktif pada desain mungkin tidak secara langsung dan oleh sebab itu adalah sulit untuk suatu untai balik guna mengoptimasi hasil.
Sebagai kesimpulan, praktek reakayasa untuk desain reaktor riset menyarankan bahwa kedua pendekatan tersebut tidak ada yang dapat dipercaya sepenuhnyadan oleh sebab itu diusulkan untuk menggunakan kombinasi dari keduanya sebagaimana dalam acuan [1]. Proporsal ini lebih sejalan dengan praktek saat ini di negara anggota, dimana suatu pendekatan probabilistik sederhana dipergunakan untuk mengklarifikasi penggunaan dari suatu desain yang lebih berorientasi pada kode (code oriented determninistic).
37
1. sasaran
dasar
keselamatan
didefinisikan
sebagai
target
probabilistik untuk dosid radiologi pada pekerja, publik dan lingkungan (lihat Bagian 2.1). 2. bahya peristiwa eksternal dievaluasi dalam basis probabilistik. 3. kerapuhan komponen dievaluasi berdasarkan basis probabilitas, tetapi suatu saringan awal dari kepercayaan tinggi darisuatu probabilitas rendah dari suatu nilai kegagalan (HCLPF) mungkin akan membuat evaluasinya menjadi prosedur deterministik yang sederhana dan sebanding. 4. Banyaknya
tingkatan
dalam
kerangka
DID
dipilih
secara
deterministik sesuai klasifikasi bahaya. 5. Butir
butir
klasifikasi
dilaksanakan
pada
basis
pelepasan
taktermitigasi akibat suatu kegagalan. 6. Evaluasi parameter lokasi dan desain dilakukan dengan cara deterministik denga sejumlah konservatisme. 7. tingkat 1, 2, dan 3 PSA10 serta suatu analisa dispersi dari material radioaktif dilakukan hanya pada akhir desain sebagai konfirmasi tinjauan akhir.
Urutan
yang
diusulkan
bersandarkan
pada
sejumlah
derajat
konservatisme dalam klasifikasi dan desain untuk menghindari iterasi lebih lanjut pada desain sebagai suatu konsekuensi dari analisa dispersi radioaktif. Pendekatan tersebut lebih langsung , walaupun hal tersebut
10
Dikenal tiga tingkat dari PSA: Tingkat 1 berisi penilaian dari kegagalan instalasi yang
menyebabkan kerusakan teras. Tingkat 2 termasuk penilaian dari pengungkung yang dapat menakibatkan pelepasan zara. Tingkat 3 termasuk penilaian dari sekitar lokasi yang menyebabkan resiko pada publik.
38
bersandarkan
pada
praktek
rekasaya
dala
pemilihan
tingkat
konservatisme untuk menghindari pengulangan dari dosis radiasi terhadap lokasi dandesain dari fasilitas. Pendekatan metodologis ini juga dsertai dengan langkah untuk mengendalikan marjin keselamatan yang terkandung dalam prosedur deterministik untuk investigasi lokasi dan desain serta tingkat dari konservatrismenya
yang
berarti
untuk
menkompensasi
untuk
mengurangi usaha investigasi, metodologi desain yang disederhanakan, pengurang pamantauan kangka panjang dlsb. Marjin keselamtan dan konservatisme (atau robustness) adalah valid dari pengalaman teknis dan digerakan oleh metode kelas desain dan oleh suatu rangkaian asumsi deterministik pada seluruh tahapan dari loksi dan prosen desain. Rincian dari pendekatan tersbut disajikan pada Gambar 1. Langkah 1: Pengkategorian awal dari bahaya yang diakibatkan oleh fasilitas terhadap lingkungan, publik dan pekerja pada suatu kecelakaan (walaupun tidak disebabkan oleh peristiwa eksternal) diperlihatkan pada kotak 1 dari Gambar 1. langkah ini mengkategorisasikan fasilitas berdasarkan inventori radioaktif dan daya terpasang. Pengkategorian akhir adalah suatu fungsi dari pelepasan radioaktif yang berlebihan, tak termitigasi terhadap publik dan lingkungan (kategori 1) atau pekerja (kategori 2). Kategori bahaya mendefinisikan kebutuhan akan:
•
Tingkat DID yang akan diterapkan.
•
Tingkat dari laporan terinci analisa keselamatan dari fasilitas [2].
•
Tingkat dari QA yang akan diterapkan pada material, lokasi/desain/ konstruksi/pemantauan
39
•
Taraf kebutuhan dari investigasi lokasi yang spesifik, tidak diperlukan untuk fasilitas dengan kategori bahaya rendah, walaupun konservatif, pendekatan sederhana tidak dapat diterima untuk fasilitas kategori 1.
•
Penggunaan dari kriteria penyaringan lokasi – untuk kategori terendah beberapa lokasi mungkin mengabaikan suatu suatu keterkaitan dengan senario peristiwa eksternal.
•
Penggunaan dari standard dan kode konvensional untuk evaluasi bahaya dan desain dari struktur, sistem, dan komponen diperkenankan hanya untuk kategori terendah.
40
Gambar 1. Diagram alir dari desain analisa keselamatan
41
Langkah 2: Klasifikasi keselamatan dari struktur, sistem dan komponen merefleksikan peristiwa internal terpostulasi dan peristiwa eksternal seperti yang tercantum dalam analisa keselamatan fasilitas (katok 3 pada Gambar 1). Definisi dari tingkat DID dan barier [2], aplikasi dari kriteria kegagalan tunggaldan penilaian dari potensi untuk suatu kegagalan dengan penyebab yang biasa terjadi didentifikasi pada Kotak 2 di Gambar 1 [19]. Selanjutnya adalah evaluasi dari kebutuhan akan prosedur darurat untuk di dalam dan di luar lokasi. Hal tersebut kemudian diikuti oleh identifikasi peristiwa internal yang menjadi pertimbangan sebagai konsekuensi dari peristiwa eksternal yang setara dengan peristiwa eksternal dan fungsi keselamatan yang jaga fungsinya selama peristwa eksternal. Langkah 3: Penggolongan peristiwa eksternal (kategori peristiwa eksternal) dari struktur, sistem dan komponen (kotak 4 pada Gambar 1) meliputi identifikasi keselamatan dari struktur, sistem dan komponen (langkah 2). Penggolongan ini dipengaruhi oleh peristiwa eksternal dan evaluasi dari resiko radiasi pada lingkungan, publik dan para pekerja akibat suatu kegagalan yang tak termitigasi, dengan instalasi pada segala kemungkinan (operasi normal, kecelakaan). Keluarannya adalah perwujudan sasaran pencapaian (nilai-nilai median) dan kebutuhan teknis yang terkait (limit untuk struktur, struktural atau integritas tahan bocor, operabilas peralatan dan komponen) untuk struktur, sistem dan komponen apapun dan untuk peristiwa eksternal apapun (kotak 5 pada Gambar 1). Kriteria keselamatan deterministik yang disederhanakan untuk sistem, yang memitigasi peristiwa eksternal, mungkin dapat ditetapkan pada posisi ini (redundansi, keaneka-ragaman, kualitas, robustness). Langkah 4: Definisi tingkat resiko site yang spesifik dan kelas disain untuk struktur, sistem atau komponen apapun yang digunakan pada basis disain peristiwa eksternal adalah subyek dari sasaran pencapaian yang dikenakan pada suatu struktur, sistem atau komponen (Kotak 6 pada Gambar 1). Evaluasi tersebut mengarah kearah pengurangan 42
usaha kombinasi yang diperlukan pada lokasi dan disain, dengan diberikannya tingkat kepercayaan dalam marjin keselamatan yang diperlukan. Definisi tersebut adalah tahap awal pada evaluasi resiko peristiwa eksternal. Hal tersebut disandarkan pada asumsi untuk kurva resiko disederhanakan dan kurva kerapuhan untuk struktur, sistem dan komponen yang telah digolongkan untuk peristiwa eksternal. Tabel yang disederhanakan juga diusulkan untuk kemudahan dan kecepatan membaca. Langkah 5: Evaluasi basis disain mencerminkan tingkatan resiko yang didefiniskan pada 4 (Kotak 8 pada Gambar 1). Proses tersebut mungkin merupakan lokasi specifik atau berdasar pada standard nasional yang menurut penggolongan fasilitas yang dikengembangkan pada langkah 1. Penyelidikan lokasi harus dilaksanakan menurut kebutuhan yang didefinisikan pada langkah 1 (Kotak 7 pada Gambar 1). Langkah 6: Disain dan/atau kualifikasi struktur, sistem dan komponen yang telah digolongkan untuk peristiwa eksternal mencerminkan kelas disain
yang
diidentifikasi
pada
Langkah
4
dan
basis
disain
mengembang;kan pada Langkah 5 (Kotak 9 pada Gambar 1). Metodologi tersebut yang dipergunakan pada disain dan kualifikasi dapat dipilih sesuai penggolongan fasilitas yang dikembangkan pada Langkah 1 (lihat Bagian 7). Langkah 7: Penilaian keselamatan akhir dari suatu instalasi dan evaluasi atas kemungkinan gagal suatu struktur, sistem dan komponen yang telah digolongkan untuk peristiwa eksternal didasarkan pada bahaya aktual dan metodologi disain yang digunakan pada desainn/qualifikasi (Kotak
10
pada
Gambar 1). Langkah ini
mengarahkan
pada
penyelarasan fitu keselamatan teknis untuk memastikan bahwa struktur, sistem atau komponen apapun dapat memberikan fungsi keselamatan yang diperlukan dengan keandalan yang diperlukan (Bagian 4). Langkah ini menggantikan PSA sepenuhnya termasuk metodologi probabilistik yang disederhanakan.
43
Langkah 8: Dalam analisa dispersi bahan radioaktif (Kotak 11 pada Gambar 1) suku sumber dipilih menurut asumsi yang dibuat pada Langkah 2, dalam kaitan dengan fungsi yang harus dijaga pada suatu peristiwa eksternal. Dosis radiasi dosis pada lingkungan, publik dan pekerja dalam suatu senario peristiwa eksternal dievaluasi dengan konservatisme yang sesuai (penggunaan tanah, distribusi populasi dan topografi dimodelkan hanya jika diperlukan) dan dibandingkan dengan batas yang bisa diterima untuk kondisi-kondisi kecelakaan dan operasi normal. Pada langkah ini, kebutuhan akhir untuk pengungkung atau pembatasan serta prosedur darurat dikembangkan untuk mitigasi kecelakaan (Bagian 8). Untuk
evaluasi
ulang
suatu
fasilitas
yang
ada,
diharapkan
mempergunakan pendekatan yang sama. Bagaimanapun, modifikasi utama dalam rincian teknis dapat dilakukan dalam beberapa langkah, yang dibahas pada bagian berikut. Suatu tingkatan konservatisme yang sesuai mungkin diterapkan pada sebagian besar dari langkah-langkah yang didefinisikan di atas, terutama sekali dalam prosedur investigasi lokasi yang lebih luas, dalam desain/qualifikasi metodologi dan dalam simulasi dispersi radioaktif ke lingkungan. Penggunaan metodologi yang disederhanakan harus cukup didokumentasikan dan disetujui oleh Badan Pengatur. Bagian berikut memberikan
rincian
implementasi
dari
langkah-langkah
yang
didefinisikan di bagian ini, sedangkan Lampiran menyediakan nilai-nilai contoh dan contoh aplikasi.
4. PENILAIAN KESELAMATAN AWAL DAN AKHIR
4.1. UMUM Bagian ini membahas tentang evaluasi keselamatan keseluruhan suatu fasilitas yang terkait dengan sasaran keselamatan dasar yang ditetapkan 44
pada Bagian 2.2 dan 2.3. Dengan mengacu pada tugas disain yang dibahas pada Bagian 3, pendekatan yang diusulkan untuk assesmen keselamatan mungkin digunakan dalam dua langkah, yakni: 1. Dalam seleksi lokasi dan prosedur disain dalam kaitannya dengan sasaran pencapaian yang diterapkan pada struktur, sistem dan komponen (evaluasi awal) (Kotak 5 dan 6 pada Gambar 1). 2. Dalam evaluasi akhir keselamatan struktur, sistem dan komponen fasilitas pada akhir proses
desain/qualifikasi (penilaian akhir)
(Kotak 10 pada Gambar 1).
Untuk evaluasi ulang dari suatu fasilitas yang ada (lama), usulan metodologi untuk penilaian keselamatan mungkin dapat digunakan untuk mengkonfirmasikan ketercukupan disain dan untuk memperhitungkan perubahan bahaya peristiwa eksternal atau perubahan konfigurasi reaktor riset setelah disain dan periode konstruksi. Secara umum, karena kompleksitas dari suatu proses reaktor riset dan sistem, penilaian keselamatan fasilitas keseluruhan dilaksanakan secara PSA. Evaluasi keselamatan dapat menggunakan baik metoda alur sukses (success path) maupun urutan kecelakaan (accident method). Bagaimanapun, ketika senario kecelakaan yang terkait dengan penyebab peristiwa eksternal dan relevan alur shutdown (shutdown path) mudah dikenali, metoda yang lebih sederhana dari PSA dapat digunakan untuk evaluasi dari resiko keseluruhan yang terkait dengan suatu reaktor riset. Adalah lebih disukai untuk mengevaluasi peristiwa bahaya eksternal dengan basis probabilistik. Frekuensi kejadian dari parameter yang menjabarkan tingkat bahaya eksternal (seperti gempa bumi, kecepatan angin, elevasi air) diestimasi dengan metoda probabilistik. Parameter statistik yang digunakan untuk peristiwa ekstrim termasuk periode kembali dan probabilitas exceedance tahunan. Bahaya dari peristiwa eksternal lainnya ‘yang jarang’, seperti pesawat terbang jatuh atau ledakan, mencerminkan frekuensi terjadinya suatu peristiwa dengan 45
karakteristik yang dipostulasikan (jumlah material bahan peledak, berat dan percepatan proyektil dll.), karena statistik mungkin tidak tersedia untuk
masalah
tersebut.
Sasaran
pencapaian
tergantung
pada
penggolongan peristiwa eksternal seperti dirumuskan dalam Bagian 2. Untuk penggunaan praktis, dapat didekati dengan menurunkan produk (untuk tingkat resiko yang terus berkesinambungan, ia dapat dikonvolusi) antara probabilitas exceedance tahunan dari suatu peristiwa eksternal dan PF yang diinduksi oleh peristiwa eksternal spesifik itu. Nilai probabilitas untuk sasaran pencapaian yang diterapkan secara individu pada
masing-masing
peristiwa
eksternal.
Karenanya,
sasaran
pencapaian zang ditetapkan untuk peristiwa tunggal biasanya akan lebih rendah dari sasaran total semua peristiwa. Secara umum, kombinasi yang berbeda dari tingkatan bahaya dan kelas disain dapat digunakan untuk mencapai sasaran pencapaian. apbila kombinasi tingkatan bahaya yang sesuai dan kelas disain telah dipilih, lokasi, disain dan kualifikasi struktur, sistem dan komponen dapat dilakukan, sebagaimana urutan berikut: 1. Pengembangan suatu angka median yang bergantung lokasi (jika harga rerata telah dipilih, probabilitas target satu orde lebih rendah dapat
dipilih)
definisi
peristiwa
bahaya
eksternal
sebagai
probabilitas exceedance untuk frekuensi tahunan; 2. Evaluasi (fungsional atau struktural) dari kebutuhan yang terkait dengan bahaya peristiwa eksternal; 3. Evaluasi dari tanggapan fasilitas reaktor riset, modus kegagalan yang dominan, seperti halnya kerapuhan struktur, sistem dan komponen; 4. Evaluasi dari status kerusakan untuk fasilitas atau alur sukses yang terkait dengan setiap peristiwa eksternal; 5. Evaluasi dari ketidak-pastian yang terkait dengan tuntutan peristiwa eksternal; 46
6. Perbandingan PF untuk struktur, sistem atau komponen manapun dengan sasaran pencapaian untuk masing-masing peristiwa eksternal termasuk basis disain.
Pada akhirnya, sebagai konfirmasi bahwa sasaran keselamatan dasar untuk fasilitas telah tercapai, suatu penilaian keselamatan untuk fasilitas dapat dilaksanakan berdasarkan pada analisa keselamatan fasilitas, sebagaimana yang
dijabarkan berikut ini. Penilaian ini
diharapkan untuk disertakan di dalam lapoan analisa keselamatan fasilitas. Suatu urutan untuk perhitungan P F yang disederhanakan ditunjukkan pada Gambar 2.
Gambar 2. Urutan perhitungan PF yang disederhanakan (P exc=probabilitas tahunan dari exceedance suatu parameter yang mewakili intensitas peristiwa eksternal, F = normalisasi PF kumulatif dari suatu komponen yang menjadi sasaran aksi eksternal a, disebut juga ´fragility´).
47
4.2. EVALUASI KAPASITAS STRUKTUR, SISTEM DAN KOMPONEN
Berdasarkan pada sasaran unjuk-kerja yang dikenakan pada setiap struktur, sistem dan komponen oleh kategorisasi fasilitas dan komponen, suatu tingkat bahaya peristiwa eksternal harus dipilih untuk proses disain/evaluasi-ulang. Informasi yang tersedia pada saat dimulainya proses disain biasanya tidak termasuk seluruh kurva bahaya maupun kurva kerapuhan untuk struktur, sistem dan komponen yang masih harus didisain/dikualifikasi. Oleh sebab itu suatu pendekatan sederhana diperlukan untuk seleksi awal dari tingkat bahaya dan kelas desain. Kerapuhan suatu struktur, sistem dan komponen didefinisikan sebagai PF bersyarat (tidak dapat diterima unjuk-kerjanya) melawan parameter bahaya yang dipilih. Hal itu biasanya dapat diterima dengan mengasumsikan bahwa kegagalan komponen adalah distribusi log-normal biasa. Kerapuhan dapat dinyatakan dalam suatu cara sederhana baik melalui kapasitas median C50% atau kapasitas HCLPF11 dan perubahan parameter ß. Untuk estimasi awal, ß = 0.3 dapat dipakai untuk seluruh facilitas (Gambar 3). Unjuk-kerja yang tidak dapat diterima atau disebut PF dari suatu komponen generik adalah hasil konvolusi dari median kurva bahaya dan median kerapuhan untuk suatu struktur, sistem atau komponen manapun dan untuk suatu peristiwa eksternal apapun:
∞
dP PF = ∫ H(a ) F da da 0
11
(1)
HCLPF adalah singkatan untuk tingkat kepercayaan tinggi (95%) dari suatu probabilitas
rendah dari kegagalan (5%), atau 50% tingkat kepercayaan dengan suatu probabilitas kegagalan 1%.
48
dimana H adalah kurva bahaya, P F(a) adalah kerapuhan dan a adalah bahaya parameter yang dipilih. Jika bahaya didefiniskan oleh suatu nilai tunggal yang menjabarkan frekuensi terjadinya peristiwa eksternal dengan intensity parameters yang dipostulasikan (pesawat udara jatuh, ledakan, dll.), Persamaan (1) dapat didekati dengan:
Gambar 3. Representasi skematik kurva kerapuhan (fragility curves) untuk kerapuhan seismik.
PF=Tingkat Bahaya x komponen kerapuhan (pada tingkat yg sama)
(2)
49
Persamaan (1) pada awalnya dapat dipakai untuk menguji apakah bahaya peristiwa eksternal dan kerapuhan komponen adalah konsisten dengan sasaran pencapaian. Ini berarti bahwa perhitungan total PF sesuai dengan urutan kecelakaan (status kerusakan) sebagai hasil dari induksi beban oleh peristiwa eksternal harus kurang dari sasaran pencapaian:
PF ≤ sasaran unjuk ker ja
(3)
Suatu contoh estimasi dari total PF yang terkait dengan gempa bumi untuk struktur, sistem atau komponen secara terpisah dan untuk seluruh fasilitas adalah disajikan pada Lampiran II. Evaluasi Kerapuhan dapat mengikuti salah satu dari berikut metoda:
a. Evaluasi berdasarkan pada gempa bumi pengalaman data; b. Evaluasi berdasarkan pada generik seismik testing data; c. Peralatan-spesifik kualifikasi.
Penjelasan lebih lanjut tentang evaluasi kerapuhan dapat dilihat pada acuan. Harus diambil perhatian khusus tentang metoda yang dipilih, sebab setiap metoda membutuhkan pertimbangan teknis dan dapat mempengaruhi secara berarti tingkat kepercayaan dari hasil akhir .
Sebagian besar kasus suatu evaluasi kerapuhan sederhana adalah cukup to estimate the P F. Perhitungan dari suatu nilai HCLPF tunggal digunakan untuk menghilangkan kekasaran struktur, sistem dan komponen. Hal ini adalah dibahas lebih lanjut pada Lampiran II.
50
4.3. ESTIMASI AWAL DARI LEVEL BAHAYA DAN KETETAPAN KELAS DESAIN YANG SESUAI DENGAN SASARAN PENCAPAIAN
Untuk suatu seleksi awal dari suatu pasangan yang sesuai dari tingkat bahaya dan nilai kelas desain untuk suatu struktur, sistem atau komponen manapun, diberikan sasaran unjuk-kerjanya, langkah-langkah berikut dapat diikuti. Dalam kata lain, konvolusi dari kurva bahaya peristiwa eksternal dan kurva kerapuhan dari komponen (dievaluasi dengan Persamaan (1)) harus memberikan suatu total PF yang kurang dari sasaran pencapaian (dievaluasi dengan Persamaan (3)). Dengan dasar seperti itu, kombinasi dari tingkat bahaya dan kriteria desain dapat didefiniskan sebelum dimulainya proses disain, dengan tingkat kepercayaan yang masuk akal bahwa desain akhir akan memenuhi tujuan keselamatan.
Langkah 1:
Tentukan suatu perkiraan kurva bahaya peristiwa eksternal untuk lokasi tersebut. Hal ini membutuhkan suatu langkah investigasi yang spesifik terhadap lokasi seperti yang dibahas pada Bagian 5 dan 6.
Langkah 2:
Gunakan Tabel 4 dan 5 untuk memilih sasaran unjuk -kerja yang dapat diterapkan untuk kategori bahaya dari fasilitas reaktor riset.
Langkah 3:
Gunakan Tabel 6 untuk memilih kerapuhan yang dibutuhkan untuk suatu struktur, sistem atau komponen manapun untuk awal trial pada dasar dari kelas desain dapat diterapkan dan bahaya level yang terkait.
Langkah 4:
Uji jika calon median kapasitas/kerapuhan terconvolusi dengan kurva bahaya menghasilkan suatu total PF yang kurang dari sasaran pencapaian (lihat Persamaan (3)). 51
Langkah 5:
Lakukan iterasi, dengan memodifikasi parameters kerapuhan sampai Persamaan(3) teruji. Hasilnya akan berupa target kerapuhan (target kerapuhan merepresentasikan suatu titik pada kurva kerapuhan) dan kelas desain yang sesuai.
Pada penyeleksian kelas desain, tawar-menawar atau kompromi harus dicapai antara suatu kombinasi dari probabilitas bahaya rendah dimana PF yang tinggi dari komponen dan suatu kombinasi dari suatu tinggi probabilitas bahaya dengan suatu rendah P F. Banyak pertimbangan dapat mempengaruhi hal ini pilihan, yaitu: a. Probabilitas
bahaya
rendah
membutuhkan
metoda
ekstrapolasi
canggih dan dipengaruhi oleh tinggi levels dari ketidakpastian. Bagaimanapun juga, mereka memberikan suatu kuantifiksi fisis dari kelakuan kurva bahaya, terutama saat fenomena tersebut memiliki suatu trend tak stasioner. b. Faktor keselamatan rendah (P F tinggi) memperbolehkan applikasi dari/pada konvensional kode untuk struktur, sistem dan komponen desain dan kualifikasi, dengan besar penghematan dan tinggi kepercayaan. Bagaimanapun juga, pilihan ini mengimplikasikan penggunaan probab-ilitas bahaya rendah dengan kerugian seperti yang ditonjolkan di atas.
Disimpulkan, suatu kombinasi apapun yang memenuhi sasaran pencapaian dapat diterima, tetapi evaluasi global dari lokasi yang spesifik mungkin mengindikasikan bahwa satu atau pendekatan lebih mendapat hasil yang paling dapat dipercaya untuk desain akhir. Satu pendekatan praktis terdiri dari dari/pada melakukan suatu analisis awal dari kerapuhan struktur yang terkait, sistem dan komponen dengan keselamatan dan membuat suatu keputusan akhir setelah suatu evaluasi yang teliti dari usaha yang diperlukan untuk desain dan 52
kualifikasi menggunakan pilihanan manapun.
4.4. EVALUASI AKHIR DARI KESELAMATAN FASILITAS
Setelah mele ngkapi proses disain, dilakukan evaluasi probabilitas kegagalan pada tingkat struktur, sistem dan komponen dan pada tingkat fasilitas serta an evaluasi unjuk-kerja keseluruhan dilakukan. Pada akhir dari proses disain, bahaya peristiwa eksternal akan tersedia secara terincil. Langkah-langkah berikut termasuk evaluasi unjuk-kerja dalam kaitannya dengan peristiwa eksternal:
Langkah 1: Seleksi dari jalur keberhasilan (success path) dan/atau urutan kecelakaan untuk menjadi pertimbangan dalam
analisa
keselamatan. Langkah 2: Evaluasi dari kerapuhan struktur, sistem dan komponen secara tindividu/terpisahl berdasarkan dari desain dokumentasi. Suatu sederhana evaluasi dapat be dilakukan berdasarkan dari desain review dan desain kode analisa.
keluaran atau hasil dari
evaluasi tersebut adalah kapasitas median dan perubahan (variability) yang terkait.
Kapasitas perubahan tsb. dapat
dievaluasi menggunakan data generik dan keputusan teknis. Kapasitas median dan perubahan total mendefinisikan kurva kerapuhan untuk struktur, sistem dan komponen secara individu. Langkah 3: Gunakan
Persamaan(1)
untuk
menghitung
probabilitas
kegagalan dan bandingkan PF dengan sasaran pencapaian (lihat Persamaan(3)) untuk struktur, sistem atau komponen apapun. Kombinasikan secara individu struktur, sistem dan komponen kerapuhan untuk menurunkan kerapuhan secara keseluruhan untuk reaktor riset (contoh dari kerapuhan seismik 53
adalah yang diberikan pada Lampiran 2). Keterkaitan lemah (weak links) dapat diidentifikasikan dan perubahan desain direkomendasikan. Langkah 4: Hitung pelepasan yang muncul dari kegagalan struktur, sistem atau komponen yang konsisten dengan analisa keselamatan. Evaluasi probabilitas global dari pelepasan pada tingkat fasilitas, untuk dibandingkan dengan kebutuhan keselamatan dasar.
5. INVESTIGASI LOKASI 5.1. UMUM Investigasi
dari
mempengaruhi geotechnics,
lokasi
seharusnya
keselamatan hydrologi,
lokasi,
meteorology,
mencakup
semua
misalkan lingkungan
geologi,
disiplin
yang
seismologi,
kelautan,
rencana
perkembangan manusia, instalasi industri, komunikasi, dan lalu-lintas air, kereta api, jalan darat dan air [1]. Evaluasi dari bahaya suatu lokasi untuk peristiwa eksternal secara umum dapat mengikuti rekomendasi IAEA untuk tapak dan desain dari PTN. Banyak publikasi IAEA membahas tapak dan desain dari PTN dalam kaitan dengan peristiwa eksternals [4, 6, 9, 15, 20–25]. Bagaimanapun juga, proses seleksi lokasi dapat mempertimbangkan kriteria pengecualian dari lokasi lebih ketat daripada yang dibahas dalam Acuan [1] pada bagian umum , sebagai suatu kompromi dengan investasi yang dibutuhkan untuk desain, kontruksi dan operasi dari fasilitas. Dalam hal ini, beberapa peristiwa yang adalah sulit atau mahal untuk memproteksi fasilitas mungkin dapat dipakai sebagai kriteria saringan lokasi, seperti misal kecelakaanal pesawat udara jatuh (probabilitas rendah, perisai tebal dan peralatan kualifikasi khusus akan dibutuhkan pada fasilitas tanpa suatu pembatas), kecelakaanal ledakan (struktur tahanan ledakan, akan dibutuhkan), banjir (lokasi proteksi engineering struktur akan harus dibangun dan dirawat), dll. Pada kenyataanya, pada reaktor risets daya 54
rendah, senario kecelakaan internal biasanya tidak memerlukan kebutuhan besar pada struktur dibandingkan pada PTN dimana, untuk contoh, suatu pengungkung biasanya bagian dari desain. Oleh sebab itu, proteksi dari peristiwa eksternals akan menambah sulit untuk memenuhi kebutuhan untuk desain yang mungkin tak sesuai dengan suatu pendekatan desain rasional.
Suatu pendekatan berjenjang untuk
tapak dan desain dari reaktor riset
mungkin dapat dipakai yang sesuai dengan klasifikasi bahayannya [1]. Pada khususnya: a. Marjin keselamatan pada desain harus mudah dibuktikan, walaupun dalam kasus dimana kode diterapkan berbeda dari kode untuk desain PTN; b. Suatu konservatisme yang cukup harus dijamin untuk compensasi guna berkurangnya analisa bahaya lokasi, kampanye investigasi lokasi dan metoda analisa sederhana, yang sesuai dengan main tujuan dari publikasi ini.
Bagian berikut
memberikan informasi bagaiman jenjang seperti itu dapat
diterapkan untuk fase tapak. Informasi tambahan tersedia pada Acuan [5].
5.2. EVALUASI DARI KARAKTERISTIK LOKASI
Taraf dari suatu survei lokasi dapat didefiniskan dalam kaitannya dengan kategori bahaya dari fasilitas. Kriteria berikut dapat dipakai:
Bahaya kategori 1:
55
Taraf dari survei adalah berdasarkan pada studi regional, dengan kebutuhan untuk kualitas data dan kuantitas yang ditetapkan pada Acuan [1, 6]. Investigasi adalah spesifik untuk lokasi tsb. dan mencakup an daerah di dalam radius sekitar 50 km dari lokasi. Daerah ini dapat diperluas untuk mengompensasi untuk kekurangan data pada rekaman waktu (lihat Bagian 6.2). daerah itu dapat lebih sempit jika
daerah tersbeut tidak
dihuni dan kemungkinan penyebabdari peristiwas tidak ada.
Panjang
rekaman data untuk dipertimbangan guna evaluasi lokasi-spesifik dipilih dengan acuan pada periode kembali yang dipilih untuk dasar desain. Teknik ekstrapolasi yang sesuai harus diterapkan dan divalidasi. Pertumbuhan populasi yang diproyeksikan di sekitar lokasi dievaluasi selama umur dari fasilitas.
Bahaya kategori 2: Investigasi lokasi-spesifik memastikan bahaya yang didefiniskan dalam kode pembangunan nasional pada tingkat regional. Investigasi dilakukan dalam suatu radius 20 km dari lokasi. jika daerah tersbeut tidak dihuni dan kemungkinan penyebabdari peristiwas tidak ada. Panjang rekaman data dan metoda ekstrapolasi sama untuk bahaya kategori 1. Umur fasilitas adalah sesuai dengan yang pertumbuhan populasi diproyeksikan di sekitar lokasi.
Bahaya kategori 3: Taraf survei akan didasarkan pada penetapan expert untuk dipakai sebagai konfirmasi dari bahaya yang diusulkan dalam kode pembangunan nasional. Bagian berikut berkenaan dengan pertimbangan umum pada evaluasi lokasi untuk fasilitas bahaya kategori 1 dan 2. Untuk fasilitas
56
bahaya kategori 3, evaluasi lokasi mungkin selaras dengan praktek nasional untuk suatu fasilitas dengan risiko konvensional. . 5.2.1. Geografi
Butir-butir berikut ini biasanya dievaluasi ketika
lokasi dari suatu riset
reaktor sedang dipertimbangkan:
a. Lokasi reaktor riset, ukuran dari tapak; b. Elevasi relatif dalam kaitan dengan daerah sekeliling; c. Lokasi yang berdekatan dengan daerah publik seperti daerah tempat tinggal (untuk tempat tinggal permanen dan sementara), daerah industri, daerah komersial, daerah pendidikan, daerah militer, olah raga dan daerah rekreasi, lapangan udara, pelabuhan beserta ukurannya dan jarak relatif. d. Lokasi dari jalur transport; e. Lokasi dari/pada fasilitas darurat dan rute evakuasi yang relatif terhadap reaktor riset (pemadam kebakaran, rumah sakit, polisi); f. Lokasi dari elektrik dan jalur communikasi, pipa gas dan minyak, pipa air minum utama; g. Kondisi lingkungan (hutan, pastures, daerah pertanian); h. Vegetasi (spesies dan kerapatan); i. Fauna (spesies dan kerapatan).
57
5.2.2. Demografi
Untuk lokasi geografi yang diidentifikasi pada bagian ini, evaluasi demografi meliputi analisa sebagai berikut:
a. Populasi saat ini di fasilitas reaktor riset; b. Pertumbuhan populasi yang diproyeksikan di fasilitas reaktor riset sebagai suatu hasil dari proyek perluasan masa depan; c. Populasi saat ini di daerah sekitar reaktor riset; d. pertumbuhan populasi yang diproyeksikan di daerah sekitar reaktor riset (termasuk semua kategori populasi); e. Pergerakan harian (jam kerja), mingguan dan tahuna n populasi akibat aktivitas dari reaktor riset; f. Pergerakan harian (jam kerja), mingguan dan tahunan populasi akibat dari aktivitas di daerah sekitar reaktor riset; g. Agihan umur (jika diharapkan suatu penyimpangan besar dari rerata persentase nasional).
5.2.3. Fasilitas yang Berdekatan
Suatu analisa terinci dapat meliputi:
a. Tipe aktivitas yang terkait untuk menggunakan dan/atau transportasi dari bahan berbahaya;
58
b. Identifikasi dari kecelakaan yang mungkin di fasilitas dan daerah sekitar yang mungkin dipengaruhi; c. Identifikasi dari/pada penyimpanan fasilitas untuk berbahaya materials; d. lokasi dari air dan makanan penyimpanan fasilitas; e. lokasi dari sumber potensial dari kondisi kecelakaan (fasilitas berbahaya, bendungan); f. Identifikasi daerah militer dengan simpanan bahan peledak dan target/sasaran aktivitas latihan dengan bahan peledak atau artilleri.
5.2.4. Jalur Transportasi Kecelakaan transportasi didekat
reaktor riset mungkin mempengaruhi
reaktor riset melalui tekanan berlebihan akibat ledakan, kebakaran, tumbukan peluru kendali, atau serangan dengan material beracun. Analisa dapat meliputi berikut ini: a. Transport udara: •
Lalu-lintas
pesawat
terbang
terhadap
lapangan
udara
yang
berdekatan (15 km), jika ada, tipe dan jumlah dpesawat terbang (sipil, militer, ukuran, pergerakan); •
Ruang udara yang terbatas;
•
Pola penerbangan;
•
Ketersediaan lapangan udara pada kasus kecelakaan.
b. Transportasi darat: •
Volume lalu-lintas sebagai fungsi waktu;
59
•
Identifikasi jalanan yang dipakai untuk transport material berbahaya;
•
Identifikasi jalana n yang dipakai untuk transport bahan kimia dan material bahan bakar di dalam dan di luar reaktor riset fasilitas;
•
Rerata dan maksimum ukuran kendaraan;
c. Transportasi kereta dan air: •
Volume lalu-lintas;
•
Identifikasi dari transport material berbahaya;
•
Ukuran dan lalu-lintas dari/pada kereta dan kapal dalam di stasiun kereta dan pelabuhan serta ketersediaannya pada kasus kecelakaan.
5.2.5. Bahaya Dari Servis Lokasi Analisa dari lokasi servis dapat termasuk fasilitas yang dapat mengancam bahaya pada reaktor riset (seperti kegagalan dari suatu pipa gas besar) dan juga ketersediaan dari servis tersebut yang diperlukan untuk sstem keselamatan reaktor riset (seperti air catu). Survei dapat meliputi butir berikut: a. Sistem catu air (di dalam dan di luar fasilitas): •
Sistem air portabel;
•
Sistem kebakaran;
•
Sampah cair sistem;
•
Air drainage sistem;
•
Catu air terdedikasi untukreaktor riset (menara pendingin, proteksi kebakaran).
60
b. Catu listrik: •
Lokasi jalur elektrik eksternal dan agihan fasilitas;
•
Analisa dari konsekuensi akibat kegagalan dari distribusi listrik pada kasus suatu kecelakaan di reaktor riset;
•
catu daya terdedikasi untuk reaktor riset.
c. Lain-lain: •
Penyimpanan dan jalur gas atau minyak dan dekat lokasi fasilitas;
•
Jalur komunikasi dan menara.
5.2.6. Data Geologi dan geoteknis Investigasi geologi dan geoteknis pada lokasi biasanya dilakukan dengan tujuan sebagai berikut: a. Penilaian dari bahaya geologi atau geoteknis yang mungkin dari turunnya permukaan akibat faulting, liquefaction, runtuh dan stabilitas lereng; b. Evaluasi dari karakteristik tanah untuk mendapatkan suatu tanah yang masuk akal, contoh untuk studi perambatan gelombang; c. Evaluasi parameters geoteknis untuk dipakai dalam desain dari desain fondasi dan seismik;
Banyaknya investigasi geoteknis yang dilakukan dapat berdasarkan pada potensial konsekuensi dari bahaya lokasi terkait. Untuk semua kelas dari reaktor risets, karakterisasi tanah dapat meliputi pengeboran tanahdan 61
jumlah dan kedalamana yang cukup, bergantung pada kondisi tanahnya. Paling tidak satu pengeboran harus dilaksanakan untuk setiap bangunan yang terkait dengan keselamatan. Bagaimanapun juga, pengeboran mungkin tidak diperlukan untuk lokasi competent rock dimana formasi batuan sampai suatu kedalaman yang cukup. Hal ini direkomendasikan bahwa profil tanah diidentifikasi secara fisis (yaitu dengan pengeboran) sampai suatu kedalaman paling tidak satu setengah kali dari kedalaman fondasi maksimum. Kedalaman untuk menegaskan bearing strata dapat juga ditentukan dengan cara pengeboran dan metoda geofisik lainnya. Untuk reaktor risets dengan bahaya kategori 1 dan 2, karakteristik dinamik dari profil tanah dapat ditentukan dengan rerata dari cross holes atau metoda geofisik yang mencapai batuan dasar (base rock) atau sampai suatu kedalaman paling tidak 1,5 kali nilai maksimum kedalaman fondasi. Karakteristik dinamik dari material tanah untuk setiap lapisan mungkin termasuk:
a. Tipe dari material; b. Ketebalan lapisan; c. Kecepatan gelombang potogn (shear wave
dengan strain atau
peregangan rendah); d. Kerapatan; e. Rasio Poisson; f. Peredaman dari material atau material damping (strain rendah); g. Kurva karakteristik material g–γ (damping ratio–strain).
62
(shear modulus–strain) dan d–γ
Kurva g–γ dan d–γ adalah diperlukan untuk kondisis tanah lunak dan untuk reaktor risets kategori bahaya 1 dan 2. kurva karakteristik tanah dapat ditentukan dengan uji laboratory atau dengan kurva generik yang tersedia dalam literatur teknis [26]. Untuk reaktor risets kategori bahaya 3, kurva standard dari literatur teknis dapat dipakai untuk identifikasi kondisi tanah. Secara parallel dengan
investigasi fodasi dan
penggunaan dari data
geologi atau geoteknis yang tersedia, studi dapat dilakukan pada lokasi untuk menilai bahaya yang mungkin dimana dapat memberikan hasil pada deformasi tanah yang permanen (termasuk keruntuhan permukaan, liquefaction, collapse, ketidakstabilan lereng). Jika investigasi tersebut mengindikasikan konsekuensi potensial dari bahaya seperti itu, studi lebih lanjut dapat diperlukan atau lokasi harus ditolak.
5.2.7. Geographi Seismologi
Seharusnya dikembangkan suatu pemahaman mengenai keadaan tektonik regional sebagai dasar untuk penyaringan lokasi (pada kasus dari fault ruptures – pergerakan lempengan bumi) dan untuk evaluasi lokasi terinci. Tektonik dan data seismologi seharusnya dikorelasikan dengan database geologi, pada tingkat regional dan daerah lokasi, untuk tujuan memperoleh suatu pemahaman lengkap dari sumber mekanisme potensial. Suatu katalog seismologi harus diungkap untuk daerah tersebut. Ditambah informasi tambahan seharusnya be gared pada fault lokal (yang ada di lokasi dan sekitarnya) untuk diuji silang (cross checked) dengan observasi palaeoseismology (mungkin: studi seismik yang berdasarkan umur batuan). bukti ini terutama penting pada kontraksi (contractional - reverse faulting) di daerah tersebut, yang biasanya tidak terdapat peristiwa latar (background event) antara terjadainya gempa bumi kuat serta clustered activity dikenali sebagai fenomena yang sering terjadi di bagian dalam lempengan yang ada didaerah tersebut. Oleh sebab itu pendekatan palaeoseismology (sering 63
dipergunakan di daerah perbatasan lempeng bumi) menjadi sangat penting untuk melakukan evaluasi seismik di daerah bagian dalam lempeng bumi. Bila terdapat kesulitan dalam medapakan karakteristik dari aktivitas fault lokal, maka harus dipasang suatu jaringan gempa mikro (micro-earthquake) dan dioperasikan selama beberapa tahun.
5.2.8. Meteorologi Survei meteorologi mencakup evaluasi dari:
a. Angin kecepatan dan arah angin yang dominan; b. Angin kencang (tornado, hurricanes, taifun, cyclones, dll.); c. Curah hujan Normal dan ekstrim (salju, hujan, es); d. Tekanan udara barometrik; e. Penguapan; f. Dispersi atmosfer; g. Suhu (normal dan ekstrim); h. Banjir (storm surge) diinduksi oleh angin yang ekstrim; i. Petir.
Curah hujan lokal dalam bentuk hujan, salju atau es dapat memilki dampak langsung pada desain dari struktur yang terkait dengan keselamatan, terutama atap, kable luar dan menara. Data berikut ini biasanya dikumpulkan atau diekstrapolasi:
64
•
Data curah hujan maksimum dalam/pada 6 dan 24 hour periods;
•
Proyeksi dari besarnya curah hujan untuk periode 50, 100 dan 1000 tahun sebelumnya.
Detail lebih lanjut mengenai peristiwas yang disebabkan atau diinduksi akibat meteorologi diuraikan pada Acuan [22].
5.2.9. Hidrologi Hidrologi permukaan tanah adalah relevan untuk keselamatan karena hal itu mungkin merepresentasikan jalan bagi dispersi material radioaktif dan juga suatu mungkin menjadi sumber banjir. Hal itu juga mungkin mempengaruhi kemampuan penopangan fondasi bangunan. Survei hidrologi meliputi:
a. Hidrologi permukaan: •
Lokasi dari/pada sungai dan danau, elevasi, volume, laju alir dan rasio drainase;
•
Lokasi relatif dari reaktor riset dalam kaitannya dengan permukaan air;
•
Lokasis dari bendungan beserta kapasitas dan drainase yang mungkin saat terjadinya bobolnya atau kegagalan bendungan;
•
Sejarah terjadinya banjir;
•
Lingkungan kelautan.
b. Hidrologi air tanah:
65
•
Evaluasi dari ketinggian air, aliran bawah tanah dan arah aliran;
•
Lokasi dari sistem aquifer;
•
Evaluasi dari permeabiliti tanah.
Rincian lebih lanjut tentang hidrologi permukaan dan peristiwa yang diinduksi diuraikan pada Acuan [22].
Untuk sungai yang dapat menjadi sumber potensial dari banjir di lokasi, potensi banjir dapat be dikarakterisasi dengan mengumpulkan informasi berikut:
1. Lokasi dan elevasi dari sungai terdekat terhadap lokasi; 2. Catatan sejarah dari data stream air sungai (discharge atau pengosongan maksimum tahunan tertinggi) dengan catatan lokasi; 3. Tingkat banjir maksimum yang dapat menjadi suatu kombinasi dari kondisis meteorologi dan hydrologi yang paling kritis; 4. Karakterisasi dari sifat-sifat geometrik dan hydraulik dari kanal yang terletak dekat terhadap lokasi. Sifat-sifat geometrik dari kanal termasuk koefisien kekasaran Manning’s (Manning’s roughness) dan tabel elevasi terlebar (top width elevation table) dari tampang lintang kanal dan kemiringan kanal (stream bed slope); 5. Keberadaan dari jembatan atau hambatan pada aliran sungai yang dapat menyebabkan banjir yang diakibatkan es atau penyumbatan sampah.
66
Bila tidak tersedia catatan discharge puncak dari sungai adalah, maka informasi berikut dapat be gared:
a. Karakteristik dari watershed basins (cekungan); b. Properties dari drainase basins, termasuk peta topografi dari cekungan dan peta situasi.
5.2.10. Radioaktivitas Lingkungan
Tujuan dari penetapan
garis dasar (baseline) lingkungan radioaktivitas
adalah untuk memperbolehkan perbandingan dengan survei radioaktivitas lingkungan lokasi dimasa datang. Survei dapat dikembangkan berdasarkan pada cuplikan udara, air, tanah dan biologi. Daerah yang disurvei dapat lokasi fasilitas setempat untuk kategori bahaya 3 dan dalam radius 20 km dari fasilitas untuk kategori bahaya 2. Untuk kategori bahaya 1 disarankan daerah dalam radius 50 km dari lokasi,.Apabila daerah penduduk dengan kepadatan tinggi ada disekat fasilitas maka survei juga mencakup daerah yang mungkin dipengaruhi oleh pelepasan radioakatif dari fasilitas.
6. EVALUASI BAHAYA EKSTERNAL
6.1. PENYARINGAN BAHAYA UNTUK PERISTIWA EKSTERNAL Penyaringan awal peristiwa untuk dipertimbangan dalam desain suatu reaktor riset dapat dilakukan berdasarkan dari suatu pengelompokan bahaya secara terinci. Untuk fasilitas dengan
kategori terendah (kategori bahaya 3)
67
beberapa senario yang ekstrim (pesawat udara jatuh, beban akibat ledakan, tornado) dapat menjadi diabaikan. proses penyaringan kemudian dapat mempertimbangkan potensi sebagai konsekuensi yang disebabkan oleh peristiwa eksternal baik di luar lokasi dan di lokasi. Tabel 8 menyajikan kemungkinan konsekuensi dari peristiwa eksternal untuk dianalisa guna penyaringan.
68
Tabel 8 Kemungkinan konsekuensi dari peristi wa eksternals pada reaktor riset.
69
Tabel 8. Kemungkinan konsekuensi dari peristiwa eksternals pada reaktor riset.
6.2. DASAR DESAIN PERISTIWA EKSTERNAL 6.2.1.
Gempa Bumi
Untuk fasilitas kategori bahaya 1 dan 2, jika data instrumen, maka lokasi dari sumber dan zona seismogenic, hubungan atenuasi dan peta dari bahaya dalam daerah tersebut dapat tersedia untuk daerah yang sekeliling lokasi, tanggapan spectra yang spesifik thp desain lokasi (site-specific design response spectra) (termasuk pengaruh lokasi) dapat dibangkitkan 70
dengan menggunakan the envelope of response spectra (for 5% damping) yang dihitung dari data tercatat (kemudian diekstrapolasi untuk periode kembali yang dibutuhkan) atau dengan menggunakan peta bahaya yang telah dikembangkan untuk tujuan ini dengan menggunakan data tersebut (dengan mengaplikasikan suatu marjin keselamatan yang sesuai). Disarankan untuk menggunakan Petunjuk Keselamatan IAEA (IAEA Safety Guides) untuk tapak PTN [6, 9], terutama untuk mengevaluasi ketercukupan dan kepercayaan data yang tersedia. Pendekatan ini adalah setara dengan penerapan dari marjin keselamatan yang dibutuhkan untuk lokasi NPP. Penyederhanaan
yang
sesuai
dari
pendekatan
konservatif
ini
memungkinkan suatu pengurangan keselamatan marjin, jika disetujui oleh badan pengawas. sebagai contoh sesuai fasilitas peengelompokan bahaya yang dibahas pada Bagian 2, melaui pengurangan periode kembali dari acuan. Apabila instrumen data tidak tersedia untuk daerah sekeliling fasilitas yang ada,
dasar desain gerakan bumi dapat dievaluasi secara conservativ
berdasarkan intensitas maksimum yang telah lalu pada daerah yang lebih luas daripada daerah yang ditinjau. Untuk evaluasi ini, prosedur berikut memungkinkan diterapkan untuk fasilitas kategori bahaya 1 dan 2, bila daerah sekeliling lokasi menunjukkan suatu keseragaman seismotectonic point yang masuk akal: a. Pertimbangkan suatu zona acuan dalam radius paling tidak 100 kilometer dari lokasi. Radius yang lebih besar sampai 200 kilometer dapat dipertimbangan bila terdapat kekurangan data dan terdapat aktivitas seismik yang rendah. b. Gunakan publikasi dan katalog yang tersedia untuk menetapkan maksimum intensitas yang diamati di daerah tersebut dan terapkan pada lokasi. Informasi seharusnya mencakup data tercatat sebanyak mungkin dengan minimum 100 tahun [8].
71
Pada kasus intraplate region, suatu model untuk perambatan seismik (diffuse
seismicity)
seharusnya
dikembangkan
sebagai
pelengkap
ekstrapolasi dari historical strong motion data. Direkomendasikan metoda yang dibahas pada Acuan [9]. fasilitas Kategori bahaya 3 dapat dinilai dengan menggunakan kode seismik nasional yang dikonfirmasi oleh bukti lokal. Dapat ditetapkan suatu nilai minimum 12 dari design free-field acceleration for firm bearing strata. Penentuan nilai tersebut harus kompatibel dengan ketentuan seismik dari kode nasional untuk desain bangunan yang saat ini diadopsi
oleh
beberapa
negara.
Bagaimanapun
juga,
intermediate
percepatan desain dapat ditetapkan pada basis dari analisai data yang terinci. 6.2.2.
Potensial Terjadinya Seismic Liquefaction
Investigasi geoteknik bermaksud untuk menilai konsekuensi dari suatu potensial seismic liquefaction dan kehilangan kekuatan tanah termasuk estimasi dari differential settlement, pergerakan lateral atau pengurangan pada kapasitas tanah dalam menopang foundasi dan dapat membahas langkah mitigasi. Langkah atau tindakan tersebut dapat dipertimbangkan dalam desain dari struktur dan dapat mencakup (tetapi tidak membatasi) stabilitas tanah, seleksi dari tipe dan kedalaman fondasi yang sesuai, seleksi dari sistem struktur sesuai yang untuk mengantisipasi pergeseran atau kombinasi dari ketiganya. Potensi
terjadinya liquefaction dan kehilangan kekuatan tanah dapat
dievaluasi untuk PGA dari lokasi, kekuatannya atau magnitudnya, dan karakteristik sumber yang konsisten dengan desain gerakan bumi akibat gempa bumi. Penentuan dari PGA diperbolehkan dengan basis dari suatu studi lokasi-spesifik dengan menyertakan pengaruh amplifikasi tanah, atau
12
Hal ini nilai adalah biasanya diset pada 0.1g
72
bila tidak ada studi tersebut, PGA dapat diasumsikan untuk menjadi setara to SDS/2.5 dimana SDS adalah puncak percepatan spektral (spectral peak acceleration). Prosedur untuk evaluasi bahaya liquefaction adalah yang ditetapkan pada Acuan [5, 25]. Jika investigasi tersebut mengindikasikan bahaya liquefaction yang tinggi, studi lebih lanjut diperlukan atau lokasi tersebut ditolak.
6.2.3.
Curah Hujan yang Ekstrim (Salju, Hujan Air, Es)
Untuk reaktor riset yang termasuk kategori bahaya 1 dan 2, nilai desain untuk curah hujan dapat berdasarkan pada probabilitas dari exceedance yang kompatible dengan sasaran pencapaian yang dikenakan pada struktur, sistem dan komponen. Pilihan lain adalah bahwa faktor skala (scaling factor) dapat diterapkan untuk menentukan nilai dari kode bangunan untuk meyertakan perbedaan periode kembali dari beban yang setara. Apabila tidak tersedia data, besarnya beban dapat diambil dari kode bangunan nasional untuk fasilitas berbahaya (National Building Code For Hazardous Facilities) yang dikalikan dengan suatu faktor 2 untuk struktur, sistem dan komponen kelas keselamatan 1, dan dengan 1,5 untuk kelas keselamatan 2. Untuk reaktor risets beserta struktur, sistem dan komponen dari kategori bahaya 3, kode bangunan nasional untuk fasilitas berbahaya dapat diterapkan secara langsung.
6.2.4.
Angin yang Berkekuatan Ekstrim
Nilai untuk kecepatan angin ekstrim, normal (agak sering) dan sering terjadi dapat ditentukan dari data monitor lokasi atau kecepatan angin standard yang diiperoleh dari kode bangunan nasional. Data dari monitor biasanya mencakup paling tidak untuk 10 tahun yang berurutan dari rekaman tahunan kecepatan angin ekstrim. tipe dari kecepatan angin yang terekan sepanjang 73
waktu harus dispesifikasikan (yaitu rerata, setiap 10 min dll.) sedemikian sehingga suatu faktor gust yang layak dapat didefiniskan untuk konversi kecepatan angin ke besar beban akibat tekanan angin. Anemometer yang ditempatkan pada daerah permukaan yang rata dan terbukan, dapat dipakai untuk merekam kecepatan angin.
Ketinggian dari tempat perekaman
kecepatan adalah sekitar 10 m di atas permukaan tanah. Jika dua kondisi tidak terpenuhi, maka perekanab kecepatan angin dapat dikoreksi mempergunakan metoda konversi batas lapisan angin (boundary layer conversion methode). Apabila data dari di station lokal/setempat yang kurang dari 10 tahun perekaman, maka tetap dapat dipergunakan bila tersedia data dari setasium lain yang memiliki topografi dan karakteristik angin yang sama (data dari station yang dekat tetapi terpisah oleh gunung tidak dapat dipergunakan). Bagaimanapun juga nilai ekstrim tidak mungkin lebih rendah daripada
nilai yang diberikan memberikan oleh kode
bangunan nasional. Untuk reaktor riset kategori bahaya 1 dan 2, desain basis angin dapat dievaluasi berdasarkan probabilitas yang dipilih dari exceedance untuk bahaya peristiwa eksternal sesuai sasaran pencapaian yang dikenakan kelas keselamatan 1 dan 2 untuk struktur, sistem dan komponen. Untuk investigasi dan analisa yang lebih canggih, petunjuk lebih lanjut diberikan dalam Acuan [22]. Untuk fasilitas kategori bahaya 3, desain basis angin dapat diambil dari Kode Bangunan Nasional untuk fasilitas berbahaya. Kode Nasional Pembangunan biasanya memberikan desain basis angin kecepatan dan kurva agihan tekanan, termasuk variasi dari ketinggian diatas tanah dan nilai relatif terhadapt geometri bangunan. Assumption tersebut dapat diterapkan untuk
desain reaktor riset bila
dilakukan evaluasi topografi lokasi-spesifik. Jika pengaruh lokasi adalah diharapkan berarti/memiliki arti, suatu sistem monitor adalah biasanya dipasang dan dioperatsi untuk dibandingkan dengan data regional.
6.2.5.
Banjir
Reaktor riset umumnya tidak membutuhkan air pendingin dalam jumlah besar. Oleh sebab itu, tidak penting untuk menentukan lokasi berdekatan 74
dengan tempat persediaan air seperti
laut, danau atau suatu sungai.
Bahkan sering dimungkinkan untuk memilih ‘lokasi yang kering’, yaitu lokasi yang terletak jauh diatas
tingkat banjir sepanjang waktu, baik daerah
pinggir sungai atau pantai. Jika hal itu tidak mungkin untuk memilih lokasi kering, semua komponen terkait dengan keselamatan harus dikonstruksi pada ketinggian yang bebas dari banjir. Karena konsekuensi khusus yang terhadap kritikalitas nuklir dan konsekuensi lain terhadap peralatan elektrik, dan air yang tidak diinginkan di fasilitas nuklir seharusnya dikecualikan.
6.2.5.1. Lokasi Sungai
Perbatasan dari daerah yang diinvestigasi untuk bahaya banjir dari sungai tergantung terutama pada apakah sungai dapat menyebabkan banjir yang cukup besar, pada konsisi ekstrim, memiliki sumbangan terhadap banjir di lokasi. Investigasi regional harus dilakukan untuk sungai yang terletak relativ dekat dengan lokasi (secara umum, sungai dengan perbatasan banjir yang lebih dekat dari beberapa kilometre dari lokasi). Untuk lokasi yang terletak dekat sungai,
acuan banjir dapat be
dievaluasi dengan dua cara:
a. Dengan
menggunakan
persamaan
empiris
yang
telah
dikembangkan untuk berbagai tempat di dunia, memberikan kaitan antara parameters drainase basin dan karakteristik potensial banjir; b. Dengan
menggunakan
kurva
bahaya
yang
diekstrapolasi,
berdasarkan pada rangkaian dari maksimum alir tahunan, yang dapat dipakai untuk evaluasi banjir acuan; kurva bahaya tersebut dapat
diperoleh
dari
yang
ketersediaan
data,
dengan 75
menyertakan componen secara acak, trend dan jump. Jika dipergunakan secara tepat, metoda memungkinkan evaluasi yang masuk akal dari suatu banjir acuan
Hasil-hasil yang dievaluasi untuk reaktor riset kategori bahaya 1 dan 2 seharusnya tidak kurang dari rekaman kejadian manapun. Berdasar pada aliran banjir acuan, suatu tingkat acuan dapat diperoleh dengan formula hydraulik yang sesuai dengan mempertimbangkan rerata slope sungai,
tampang-lintang
pertimbangan
harus
kanal
dan
diberikan
faktor
untuk
gesekan.
Karena
kemungkinan
terjadinya
kerusakan kanal sungai yang berdekatan dengan lokasi karena hal itu dapat menyebabkan penurunan permukaan di lokasi. Pengaruh dari kegagalan suatu bendungan yang terletak lebih tinggi dari lokasi fasilitas dapat dievaluasi dengan mengasumsikan kegagalan yang biasa untuk semua bendungan pada jalur yang sama.
6.2.5.2. Lokasi Pantai Untuk lokasi yang terletak didaerah pantai, proteksi terbaik adalah dengan memilih ‘daerah kering’ (dry site). Untuk menetapkan tingkat acuan untuk lokasi seperti itu,
mula-mula harus dievaluasi pote nsi
terjadinya banjir di daerah pantai. Jika daerah dari lokasi tersebut dipengaruhi oleh badai tropis (typhoon, hurricane, cyclone) atau jika ada catatan dari tsunamis dimasa lalu, data dari kecadian fenomena tersebut harus dikumpulkan. Analisa dari data yang tersedia dapat memberikan suatu indikasi yang bagus terhadap tingkat banjir maksimum di lokasi dan, dengan marjin yang cukup, bila diberikan ketinggian minimum untuk lokasi kering tersebut. Tuntunan lebih lanjut untuk suatu metoda yang lebih canggih diberikan pada Acuan [21]. Jika banjir di lokasi tidak bisa dihindari, desain dari beban akibat air yang diusulkan dalam Kode Bangunan Nasional mungkin dapat dipakai untuk tujuan desain. Bila 76
tidak tersedia kode seperti itu, mungkin
dipakai model analitis yang terdiri dari beban hidrostatik dan hidrodinamik pada struktur, sistem dan komponen yang terkait pada keselamatan.
6.2.6. Angin Putar
Angin tornado, hurricane, taifun dan cyclone adalah angin berputar yang memilki daya rusak tinggi dan dapat mecapai kecepatan beberapa ratus kilometer per jam. Lokasi dengan probabilitas angin putar yang tinggi adalah tempat dimana kecepatan angin putar melebihi kecepatan angin biasa (straight wind) dengan probabilitas exceedance 10–4 /tahun. lokasis dengan probabilitas angin putar Moderate adalah lokasi dimana kecepatan angin putar melebihi angin biasa dengan probabilitas exceedance 10–5/tahun. Lokasi probabilitas angin putar rendah adalah dimana kecepatan angin putar melebihi angin biasa dengan probabilitas exceedance10–6/tahun.
Angin putar dapat
diperkecualikan dari basis desain jika probabilitas exceedancenya adalah kurang dari probabilitas dari exceedance untuk peristiwa eksternal yang dipilih. Tornado tidak harus dipertimbangan untuk lokasi reaktor riset kategori bahaya 3 kecuali
meraka termasuk dalam kode kebutuhan
bangunan nasional. Untuk lokasi reaktor riset kategori bahaya 1 dan 2 dengan ketiadaan lokasi spesifik, dilakukan analisa probabilitas terkini untuk suatu tornado. Data berikut ini dapat dikumpulkan untuk serangan angin putar untuk daerah 300 kilometre dari lokasi: •
Jejak putaran (latitude dan longitude);
•
Intensitas;
•
Panjang dan lebar.
77
Pertimbangan khusus harus diberikan untuk evaluasi dari: •
Turun tekanan yang tiba-tiba yang menyertai dari pusat dari suatu tornado;
•
Impak dari angin yang disebabkan oleh peluru kendali pada struktur dan peralatan fasilitas.
6.2.7. Peluru Kendali (Misil) Bila peluru kendali atau misil sangat mungkin mempengaruhi lokasi, ada dua jenis peluru kendali yang harus dipertimbangan dalam desain, penetrating dan impacting. Penetrating misil
kecepatan relativ tinggi,
bersifat rigid dan memiliki daerah impak kecil. Penetrating misil biasanya berbentuk silinder berdiameter 10 cm dengan berat 30 kg, melesat dengan kecepatan 0,6 kali kecepatan angin maksimum.
impak misil biasanya
memiliki masa yang relatif besar, berkecepatan rendah dan daerah impak yang luas. Suatu impak misil biasanya berbobot 1800 kg dan berkecepatan 0.2 times kecepatan angin maksimum [27].
6.2.8. Kecelakaana Ledakan Kimia Lokasi reaktor seharusnya berada pada suatu daerah dimana pengaruh dari ledakan tidak
berarti. Suatu studi lengkap harus dibuat untuk
mengetahui aktivitas industri sekelilingnya beserta semua jenis transportasi dan jalur pipa untuk mengindentifikasi kemungkinan ledakan, posisi geografi, kuantitas, frekuensi terjadinya, penyimpanan atau kondisi transport (guna proteksi dari kemungkinan ledakan) untuk pertimbangan apakah potensi dari material mudah meledak harus ikut diperhitungkan atau tidak dalam desain bangunan. Apabila
pendekatan berikut memberikan marjin
keselamatan yang berarti, efek focalization dapat diabaikan. Untuk sumber ledakan yang stasioner atau berpindah-pindah (mobile), atau untuk sumber awan berbahaya, jarak dari sumber ledakan dapat dievaluasi 78
secara deterministik atau secara probabilitas menggunakan metoda yang diberikan dalam/pada Acuan [20]. Jika hal tersebut tidak memungkinkan untuk menempatkann fasilitas pada daerah dimana
resiko tidak berarti
(kecil), fasilitas harus dilindungi sedemikian dari peristiwas tersebut. Rancangan desain dapat mengikuti pendekatan dari suatu ledakan TNT yang setara, terutama jika sumber relatif jauh dari fasilitas. Untuk tujuan ini, dua koeffisien diterapkan pada
masa mudah meledak material yang
teridentifikasi: a. suatu kesetaraan rasio masa TNT diterapkan pada
masa dari
produk yang mudah meledak (eksplosive) dan memberikan memberikan kesetaraan dalam efek ledakannya b. suatu koefisien untuk kondisi gas yang mendefinisikan rasio dari total masa yang ada dalam tempat penyimpanan atau transport. yang terlibat dalam ledakan, bergantung pada penyimpanan atau transport kondisi. Jika suatu lebih rigorous estimasi. Apabila tidak dilakukan estimasi yang lebih tepat , rasio tersebut ditentukan setara 20% untuk hidrokarbon.
Sesuai dengan literatur khusus, untuk estimasi kesetaraan masa TNT dan jarak dari fasilitas, suatu gelombang tekanan-lebih segitiga (overpressure triangular wave) dapat dipostulasikan yang mencakup harga dan duration dari tekan-lebih seketika.
Apabila menerapkan
turunan gelombang
tekanan (derived pressure wave) terhadap bangunan, adalah penting untuk memperhitungkan efek pantulan pada dinding, bergantung pada arah relatif dari dinding dan perambatan gelombang tekanan (koefisien ini biasanya dapat mencapai faktor amplifisikasi antara 2 sampai 8, bergantung pada kedekatan jarak antara sumber ledakan dan dinding, yang), dan efek dinamik akibat waktu naik
(rise time) dari gelombang ledakan relatif
terhadap periode response serta ductility dari struktur (koefisien ini juga dapat mencapai nilai 2). Jika
evaluasi risko ledakan signifikan dalam
gelombang tekanan, harus dilaksankan studi lebih lanjut atau lokasi ditolak. 79
6.2.9. Kecelakaanal pesawat udara jatuh
Reaktor riset mungkin terletak pada daerah diman resiko dari jatuhnya pesawat udara tidak terlalu berarti. Sesuai dengan
prinsip dasar yang
diuraikan dalam Acuan [20], two direkomendasikan pendekatan:
1.
Jarak aman dari lapangan udara dapat dievaluasi dengan formula yang diberikan pada Acuan [20].
2.
Suatu pendekatan probabilistik dapat dipakai. Probabilitas dari jatuhnya pesawat udara dan mengenai bagian sensitif dari fasilitas dikorelasikan dengan besarnya fasilitas
Untuk mendapatkan data fundamental untuk proteksi dari jatuhnya pesawat memerlukan pengetahuan yang banyak dan luas (extensive) dari lalu-lintas udara disekitar fasilitas. Studi dasar dapat dilakukan untuk menentukan parameter berikut: (i)
Keberadaan dari lapangan udara di sekitar fasilitas;
(ii)
Probabilitas dari impak dari setiap penerbangan diperoleh dari data statistik untukseluruh negeri atau dalam daerah sekecil mungkin, termasuk lokasi;
(iii) Banyaknya penerbangan per tahun; (iv) Bobot dan karakteristik tumbukan untuk jenis pesawat yang berbeda; (v)
80
Kecepatan pesawat saat tejadinya tumbukan.
Dari semua parameter tersebut, untuk setiap kategori pesawat, dapat diturunkan suatu probabilitas tumbukan pesawat per satuan permukaan dan per tahun. Dari geometrinya, suatu daerah virtual dari fasilitas didefinisikan sebagai rerata lebar normal bagian projesi silender (mean normal section of cylindrical projection) dari fasilitas tersebut untuksudut tumbukan yang berbeda. Terakhir, probabilitas dari pesawat udara jatuh pada fasilitas dievaluasi sebagai
produk dari probabilitas daripada tumbukan per unit
permukaan dan per tahun, dikalikan dengan permukaan virtual dari fasilitas. kebutuhan untuk proteksi dari pesawat udara jatuh bergantung pada probabilita dari jatuhnya pesawat untuk setiap kategori. Secara umum, jika probabilitas ini adalah lebih tinggi daripada 10–5/tahun, seharusnya mempertimbangkan
desain fasilitas
karakteristik tumbukan sesuai
dengan
kategorinya.
6.2.10. Intrusi Kendaraan dan Ledakan
Di beberapa Negara Anggota ada suatu kebutuhan untuk mengevaluasi ketercukupan desain dari struktur, sistem dan komponen pada kelas keselamatan 1 sampai 3 dari fasilitas kategori bahaya 1 sampai 3. Hal ini biasanya dilakukan dengan memasang hambatan fisis terhadap intrusi (masuk dengan paksa) kendaraan, dan diberikan cukup jarak untuk memastikan keselamatan.
Acuan
[28]
memberikans
contoh
praktis
mengenai hal ini.
6.3. EVOLUSI BAHAYA DALAM JANGKA PANJANG
Cukup
marjin
dalam
nilai
desain
dasar
dapat
dimasukan
untuk
mengakomodaso evolusi atau perubahan perlahan dengan berjalannya waktu dari data masukan, atau dengan memperhitungkan experience feedback. Terdapat kesetimbangan
antara
biaya extra estimasi berlebihan dari 81
parameter seperti itu pada fase desain dan
biaya hipotetis untuk
penyesuaian dimasa datang terhadap reaktor riset. Evolusi dari lalu-lintas udara harus diantisipasi, sama seperti evolusi dari infrastruktur dengan memasang peralatan pembendung pada sungai yang tidak dibendung atau kontruksi jalan raya di lembah, yang
memerlukan
modifikasi dari parameter banjir. Suatu antisipasi dari evo lusi aktivitas manusia seharusnya juga diperhitungkan pada parameter desain.
7. DESAIN, KUALIFIKASI DAN EVALUASI-ULANG
7.1. UMUM
Desain dan proses evaluasi-ulang pada struktur, sistem dan komponen reaktor risets dalam kaitan dgn peristiwa eksternal terdiri dari langkah-langkah berikut: a. Evaluasi dari desain dasar fasilitas dalam kaitannya dengan peristiwa eksternal; b. Evaluasi dari beban dan efek induksi lain akibat peristiwa eksternal pada setiap struktur, sistem dan komponen; c. Evaluasi dari beban dan efek lain pada operasi normal, kondisi normal lingkungan (bersamaan dengan
yang diberikan peristiwa eksternal),
antisipasi operational kejadian dan kondisi kecelakaan (jika ada, bersamaan dengan peristiwa eksternal yang ditinjau);
82
d. Seleksi dari desain yang dapat diterima atau pendekatan evaluasi-ulang (pada setiap struktur, sistem dan komponen dan setiap peristiwa eksternal), diantar yang berikut ini: •
Kualifikasi dengan cara analisa: menggunakan kode dasar stress dan anlisa kekuatan (‘A’ dalam Tabel 9);
•
Kualifikasi dengan pengujian (‘T’ dalam Tabel 9);
•
Kualifikasi dengan pengalaman (‘E’ dalam Tabel 9);
•
Kualifikasi dengan investigasi khusus bila A, T atau E tidak dapat digunakan (‘S’ dalam Tabel 9), analisa khusus (diluar standard konvensional dengan dipakai based stress/strength analyses) dan/atau pengujian khusus (diluar uji prosedur konvensional yang dipakai used).
e. Seleksi dari kode yang dapat diterima (standard) untuk desain tujuan dan evaluasi-ulang (untuk setiap struktur, sistem dan komponen dan setiap peristiwa eksternal); f. Development dari desain dan evaluasi-ulang (untuk setiap butir dan setiap peristiwa eksternal), yang berarti: •
Seleksi dari desain yang sesuai dan methodologi evaluasi-ulang seperti dibahas dalam Bagian 7.4;
•
Identifikasi dari kombinasi beban untuk dipertimbangan seperti yang dibahas pada Bagian 7.5;
•
Kualifikasi dengan analisa seperti yang dibahas pada Bagian 7.6, terdiri dari langkah-langkah berikut: o
Kebutuhan determination untuk suatu butir yang berkualitas dan untuk beban kombinasi dispesifikasikan,
o Penentuan kapasitas untuk suatu butir yang berkualitas,
83
o Perbandingan dari kebutuhan terhadap kapasitas; •
Kualifikasi dengan pengujian, seperti yang dibahas pada Bagian 7.7;
•
Kualifikasi dengan pengalaman, seperti yang dibahas pada Bagian 7.8.
7.2. SELEKSI
DARI
DESAIN
YANG
DAPAT
DITERIMA
DAN
PENDEKATAN EVALUASI-ULANG
Tabel 9 merangkum metoda umum, Sseperti yang didefiniskan pada Bagian 7.1, untuk seleksi dari desain yang dapat diterima dan pendekatan evaluasi-ulang untuk struktur dan peralatan pada reaktor riset dan fasilitas yang setara dalam kaitan terhadap eksternal peristiwas.
Tabel 9. Rangkuman desain yang dapat diterima dan pendekatan evaluasiulang untuk struktur, sistem dan komponen pada reaktor riset dan fasilitas setara dalam kaitan dengan peristiwa eksternal.
84
7.3. SELEKSI DARI KODE (STANDARD) YANG DAPAT DITERIMA Sesuai
prosedur yang diacu untuk evaluasi bahaya, dan sesuai dengan
persetujuan dengan klasifikasi desain, kode (standards) to be diterapkan untuk desain dan evaluasi-ulang dapat dipilih dalam/pada sesuai dengan 85
Tabel 6 dan 10. Harus dicatat bahwa rekomendasi pada Tabel 10 seharusnya dikaji terhadap nilai pada Tabel 6.
7.4. SELEKSI DARI/PADA AN SESUAI DESAIN DAN EVALUASI-ULANG METODA
Seleksi dari desain yang sesuai dan
metoda evaluasi-ulang dapat
berdasarkan pada suatu pengertian yang jelas dari fungsi keselamatan yang dikenakan pada setiap struktur, sistem dan komponen, modus potensi kegagalannya dan kriteria penerimaan yang relevan (misal integritas, stabilitas, operabilitas). Peralatan dan komponen keselamatan fungsi aktive yang dibutuhkan seharusnya didesain untuk memastikan operabilitasnya selama masa dan setelah suatu peristiwa eksternal.
desain marjin untuk
struktur, sistem dan komponen yang menjadi subyek peristiwa eksternal adalah biasanya paling tidak sama dengan desain marjin yang diadopsi dalam desain praktis terkait untuk peristiwa ekstrim, seperti dispesifikasikan dengan kode atau standard yang bersangkutan (lihat Tabel 10). Metoda deterministik biasanya digunakan untuk desain dan evaluasi-ulang. Dalam desain faktor beban (limit state desain), batas tingkat-laku dan marjin desain didefiniskan dengan variable faktor beban dengan batas pengesetan pada stress, strain atau deformasi. Hal ini berkebalikan dengan
desain
working stress (allowable stress desain) dimana batas variable tingkat-laku dan marjin desain diterapkan pada stress, strain atau deformasi untuk beban tertentu. Kenaikan stress, strain atau deformasi yang diperbolehkan memiliki pengaruh sama seperti pengurangan faktor beban dan marjin desain pada linear sistem. Pilihan dari prosedur desain dapat dikaitkan dengan beberapa tambahan konservatisme. Prosedur mengenai hal ini tersedia pada Acuan [5]. Untuk evaluasi-ulang, dapat dipakai model yang lebih realistis dan kurang konservatif untuk kekeuatan material dan stiffness karakteristik, nilai damping, 86
faktor penyerapan inelastic enerji dan struktur. Program ‘easy fix ‘mungkin juga diimplementasikan untuk upgrading fasilitas yang tela h ada dengan maksud meminimalkan nilai investasi dengan peningkatan pada marjin keselamatan
secara
maksimum .
Level
konservatisme
yang
cukup
membutuhkan to be guaranteed untuk sederhana desain dan evaluasi-ulang metoda. desainer biasanya diminta untuk medemonstrasikan konservatisme semacam itu. Kebanyakan dari prosedur teknis yang tersedia untuk kualifikasi seismik pada struktur, sistem dan komponen. Contoh dari prosedur kualifikasi dalam kaitan pada peristiwa eksternal lain dapat diambil dari kommunitas PTN. Koeffisien yang cocok dapat diterapkan pada hasil untuk mengompensasi level dari conservatism yang terkait dengan perhitungan metoda manapun. Validasi yang cukup dari koeffisient seperti itu seharusnya diberikan.
Tabel 10. Seleksi kode yang dapat diterima (standard) berdasarkan klasifikasi desain dari struktur, sistem dan komponen.
87
7.5. BEBAN KOMBINASI DAN FAKTOR BEBAN 7.5.1. Pertimbangan Umum
Kombinasi beban untuk peristiwa eksternal dan faktor beban yang terkait dapat diambil dari standards dan kode yang sesuai(lihat Tabel 10). Fasilitas proses dan beban ambang biasanya dikelompokan sebagai berikut: o L1: beban yang disebabkan oleh operasi normal dan/atau kondisi ambang normal; o L2: tambahan beban yang disebabkan oleh antisipasi operasi dan/atau antisipasi kondisi ambang; o L3: tambahan beban yang disebabkan oleh kondisi kecelakaan;
Beban L2 dan L3 biasanya dimasukan dalam kombinasi beban untuk peristiwa eksternal apabila bersamaan dengan peristiwa eksternal tersebut, yaitu apabila disebabkan oleh peristiwa eksternal atau bila memiliki suatu probabilitas tinggi untuk bersamaan dengan peristiwa eksternal khusus. mereka dapat diidentifikasi berdasarkan pertimbanganprobabilitas. untuk peristiwa eksternal yang paling mungkin, beban L2 dan L3 adalah tidak biasa terjadi. Pada umumnya, beban kombinasi dapat mengikuti praktek yang diusulkan dalam kode standard bangunan. Hanya seismik dan beban tumbukan mendapat perlakuan yang berbeda, seperti diterangkan pada bagianberikut ini.
88
7.5.2. Gempa Bumi Tabel 11 menunjukkan beban kombinasi seismik dan beban faktor tipikal yang mungkin digunakan untuk desain struktur, sistem dan komponen kelas 1 dan 2 .
7.5.3. Pesawat Udara Jatuh Evaluasi dari pengaruh pesawat udara jatuh secara umum dapat termasuk:
a. Pembengkokan dan efek shear pada struktur yang terkena (‘overall missile effects’); b. induksi vibration pada secara struktur dan peralatan terkait keselamatan (‘global effects’), khususnya bila peralatan terkait keselamatan terletak dekat dengan perimeter eksternal dari struktur; c. Efek
lokal
termasuk
penetrasi,
perforasi,
scabbing
dan
spalling,akibat misil primer dan sekunder (‘local effects' ); d. Efek dari kebakaran bahan bakar dan kemungkinana ledakan pada komponen struktur , dan juga peralatan keselamatan yang timbas (sistem ventilasi, bukaan pada pengungkung, bafel udara).
89
Tabel 11. Kombinasi beban dan beban faktor tipikal untuk digunakan pada struktur, sistem dan komponen.
Pada umumnya, rektor riset memperlihatkan suatu distribusi resistansi terhadap tubrukan (crash), karena dibangun mengunakan struktur rangka dari logam dan beton. Hanya dinding beton tanpa sambungan pada batas eksternal dari bangunan dapat memberikan beberapa derajat dari proteksi. Oleh sebab itu analisa dapat mempertimbangkan yang suatu tumbukan dimanapun pada bangunan (dinding peripheral dan atap) dan 90
yang suatu obyek penyebab tumbukan dapat bergerak kearah manapun di dalam banguan. Secara prinsip, semua elemen struktur diuji menghadapi mekanisme yang dibahas dimuka.
Lebih lanjut, definisi dari obyek
penumbuk biasanya sangat sulit dan dapat mempertimbangkan jenis dari pesawat udara, helicopters, missiles, dan lain sebagainya. Untuk analisis global secara lokal dan, kombinasi beban untuk stress/strain lokal analisis adalah (biasanya ‘di atas dari desain kombinasi dasar):
1,0 beban normal (dead + live) + 1,0 beban pesawat udara jatuh
Pesawat udara atau bahan bakar peluru kendali dapat masuk ke dalam fasilitas dan pengaruhnya dapat secara khususnya dianalisa, dengan menerapkan kriteria untuk ledakan dan api.
7.6. KUALIFIKASI DENGAN CARA ANALISA
7.6.1. Evaluasi Dari Kebutuhan Peristiwa Eksternal Untuk Struktur, Sistem
Dan
Komponen
Untuk
Kombinasi
Beban
yang
Dispesifikasi
Adalah praktek rekayasa biasa untuk menentukan kebutuhan akan struktur, sistem atau komponen yang dianalisa dan untuk dispesifikasi kombinasi beban berdasakan pada asumsi yang struktur, sistem atau komponen ertingkah-laku secara linear elastis. Pada kasus semacam itu prinsip dari superposisi dapat diterapkan. bila plastic behaviours adalah berarti, ductility (yaitu the ability to strain beyond the elastic limit) model masih mengijinka untuk menggunakan
pemodelan linear, dengan diberikan faktor koreksi 91
yang cukup (biasanya faktor penyerapan enerji tak elastis). Dalam kasus yang lain, seperti analisa dari tanggapan struktur yang memiliki beban tumbukan tinggi, analisa plastik non-linear biasa digunakan. Acuan umum diberikan dalam Acuan [5].
7.6.2. Penentuan Kapasitas untuk Struktur, Sistem dan Komponen Berkualitas
Untuk tujuan desain, kapasitas penentuan dari sistem analisa struktur, dan komponen is berdasakan pada batas (stress dan kekuatan untuk materials dan yang lain yang sesuai characteristics) seperti yang diberikan pada standards dan kode yang dipilih (Tabel 10) relatif terhadap seluruh potensi kegagalan modus penting untuk butir yang dianalisa. batasan tersebut sama dengan standards dan kode yang diadopsi oleh dan oleh terkait rekayasa praktis untuk beban kombinasi yang ekstrim. Bila fungsi keselamatan dikaitkan dengan kegagalan secara struktur, Acuan tingkah-laku batas
dalam bentuk
faktor seperti
stress
dan
strain
membutuhkan untuk didefinisikan untuk the evaluasi dari kegagalan untuk struktur, sistem dan komponen. Desain batas stress yang diperlukan oleh kode desain untuk fasilitas dengan resiko konventional untuk beban normal seperti beban mati, beban hidup , tekanan operasi, dll., bervariasi antara satu setengah dan dua pertiga dari stress dari material dengan median PF yang dihasilkan sbebsar kurang lebih 10–4/tahun, terkait desain beban. Beban taktetap atau ekstrim, yang biasanya memiliki probabilitas dari exceedance antara 10–1/tahun sampai 10–2/tahun, memiliki kenaikan stress yang diijinkan antara 20% sampai 33% dan probabilities konditional dari kegagalan antara 2 × 10–4/tahun sampai 10–3/tahun. Untuk struktur, batas level tingkah-laku berkisar kira-kira 1.2 kali, dan memebrikan
PF dari 5 × 10–3/tahun sampai 10–2/tahun, dengan asumsi
stresses dikomputasi secara elastik. Untuk komponen mekanik, level stress 92
yang lebih tingi biasanya diperbolehkan sampai dua kali atau 70% dari stress terbesar.
Bagaimanapun juga, terdapat beberapa konservatisme
dalam analisa semacam itu sehingga probabilitas kegagalan berjangkau antara 10–2/tahun sampai 5 x 10-2/tahun dengan kerapuhan diekspresikan sebagai kapasitas median. Untuk tujuan evaluasi ulang, penentuan kapasitas dari dianalisa struktur, sistem atau komponen mungkin berdasakan pada 95% exceedance dari batas kekuatan material aktual. Bila data pengujian semacam itu tidak tersedia, batas dari standards dan kode yang dipilih (Tabel 10) digunakan apabila diverifikasi secara tepat oleh investigasi di tempat (in situ). Rincian tambahan untuk kasus seismik diberikan dalam Acuan [8].
7.6.3. Perbandingan Kebutuhan dengan Kapasitas
Kriteria
penerimaan
umum
untuk
perbandingan
kebutuhan
dengan
kapasitas dapat ditulis sebagai berikut:
(D NOC + D ANOC + D AC + D EE ) ≤ C
(4)
dimana o DNOC adalah kebutuhan pada struktur, sistem atau komponen dalam operasi normal dan kondisi normal lingkungan (bersamaan dengan peristiwa eksternal yang ditinjau); o DANOC adalah kebutuhan pada struktur, sistem atau komponen yang disebabkan oleh antisipasi operasi kejadian (bila ada, bersamaan dengan peristiwa eksternal yang ditinjau);
93
o DAC adalah kebutuhan pada the struktur, sistem atau komponen yang disebabkan oleh kondisi kecelakaan (bila ada, bersamaan dengan peristiwa eksternal yang ditinjau); o DEE adalah kebutuhan pada struktur, sistem atau komponen yang secara khusus disebabkan oleh peristiwa eksternal (atau yang disebabkan oleh efek dari kombinasi beberapa peristiwa eksternal yang dihasilkan oleh penyebab persitiwa yang sama); o C adalah kapasitas dari struktur, sistem atau komponen.
Untuk gempa bumi, asumsi yang the struktur, sistem atau komponen bersifat linear elastik, kriteria penerimaan umum menjadi:
D D EE = D E = E,i k D
2
+ (D E,a × k D, tot )2
1 2
(5)
dimana kebutuhan (demand) berarti strength demand dan
[
D EE = DE = (D E,i × k D
)
2
+ (D E,a ) 2
]
1 2
(6)
dimana kebutuhan (demand) berarti displacement demand dan
o DE,I adalah kebutuhan pada struktur, sistem atau komponen yang disebabkan oleh the efek inertia dari persitiwa gempa bumi (atau yang
94
disebabkan oleh kombinasi dari efek inertia dari gempa bumi dengan efek induksi seismik yang lain); o DE,a adalah kebutuhan dari struktur, sistem atau komponen yang disebabkan oleh efek gerakan jangkar (anchor movement effects) dari perstiwa gempa bumi (bila ada); o kD,tot = kD,g × k D,l adalah faktor penyerapan enerji tak elastis total (ductility factor); o kD,g adalah faktor penyerapan enerji tak elastis global yang terkait dengan tangapan keseluruhan sistem struktur, seperti space frame, planar frame, load bearing shear wall, a non-load bearing shear wall (contoh nilai diberikan di Lampiran III); o kD,l adalah faktor penyerapan enerji tak elastis lokal yang terkait dengan anggota lokal atau elemen ductility yang terkait dengan columns, beams, bracing members dan peralatan komponen (contoh nilai diberikan di Lampiran III);
Butir-butir berikut ini digunakan untuk penerapan dari Persamaan (6):
a. Menentukan kebutuhan DNOC , DANOC dan DAC, aturan dan ketentuan dari kode (standards yang dipilih) untuk digunakan (lihat Tabel 11). b. Faktor penyerapan enerji tak elastis dapat diterapkan hanya bila respons seismik dari struktur, sistem atau komponen dihitung dengan cara linear elastik.
Hampir semua struktur, sistem dan komponen memiliki paling tidak beberapa ductility (misal kemampuan strain di atas batas elastisiti) sebelum kegagalan atau peristiwa kerusakan yang berarti. Karena kandungan enerji 95
yang terbatas dan berosilasi alami dari tanah gerakan akibat gempa bumi, penyerapan enerji sangat berguna dalam menaikkan marjin kegagalan menghadapi
seismik.
Dengan
mengabaikan
efek
ini
biasanya
mengakibatkan estimasi dari marjin kegagalan seismik sangat rendah dan tidak realistis. Sifat tak elastis terbatas biasanya diperbolehkan untuk fasilitas dengan rincian desain yang mencukupi, memungkinkan ductile response, atau untuk fasilitas dengan redundansi beban jalur lateral (lateral load paths). Untuk struktur, sistem dan komponen desain kelas 3, bila masukan seismik dianggap bekesesuaian dengan konvensional kode atau standards non-nuklir, perancang perlu untuk memverifikasi apakah ductility global tidak dipertimbangkan secara laten, sebagai contoh dengan faktor pengurangan yang diterapkan secara langsung pada masukan seismik. Nilai peredaman (damping) terbukti memiliki pengaruh kuat terhadap hasil dari analisa seismik dari struktur, sistem dan komponen. Karena dari pertimbangan teknis diperlukan dalam pendefinisian nilainya, nilai yang direkomendasikan diberikan di Lampiran III. Acuan [5] memberikan ketentuan desain gempa bumi tipikal dan rincian struktur yang sesuai diterapkan pada rektor riset dan fasilitas setara. Untuk pesawat udara jatuh, kriteria penerimaan untuk induksi stress–strain fields pada elemen struktur bergantung pada fungsi keselamatan yang ditujukan pada tiap elemen struktur. Untuk desain lokal, bila satu-satunya fungsi dari elemen adalah untuk menghentikan pesawat udara dan menjaga stabilitas bangunan, mungkin didesain dengan ekskursis plastik dari reinforced bars yang mencapai tensile deformation sebesar ε = 2%. Bila elemen struktur pendukung peralatan dimaksudkan untuk menjamin fungsi keselamatan, tensile plastik excursions dapat dibatasi pada deformasi ε = 1%. Pada kasus sebelumnya, yaitu desain lokal dan global, kriteria penerimaan untuk beton dalam keadaan compression adalah ε = 0.35%.
96
Bila elemen memiliki fungsi yang ketat, ekskursi plastik tidak dapat diperbolehkan
dan
sifat
elastik
harus
dijamin.
Pada
kasus
ini,
bagaimanapun juga, lebih mudah untuk merancang struktur perisai yang dapat untuk melind ungi bangunans yang terkait dengan keselamatan. Methodologi terinci untuk struktur desain dari instalasi proteksi diberikan pada Acuan [5].
7.7. KUALIFIKASI DENGAN PENGUJIAN Kualifikasi
dengan pengujian terutama digunakan untuk memverifikasi
ketercukupan seismik dari komponen alat dan, dalam beberapa kasus, ketercukupan seismik dari bangunan struktur yang spesifik. Kualifikasi dengan pengujian mungkin juga digunakan sebagai alat investigative khusus untuk memverifikasi kapasitas yang sesungguhnya dari struktur dan peralatan apbila menghadapi peristiwa eksternal yang lain. Data pengujian dapat diuji dan diproses berdasar standard nuklir atau industri yang terkait [29–35]. jenis pengujian tersebut dapat dirangkum sebagai berikut: o Jenis persetujuan pengujian (fragility test); o Penerimaan pengujian (proof test); o Karakteristik pengujian (contoh, dynamic characteristic test); o Kode verifikasi pengujian (generic verification of analytical procedures).
The kualifikasi pengujian program mungkin termasuk the berikut ini elemens:
o Penentuan urutan pengujian, beban pengujian dan kriteria penerimaan;
97
o Penentuan kondisi pemasangan (mounting); o Penentuan kondisi lingkungan dan operasi (tekanan, suhu, voltage); o Monitor respon keluaran dan unjuk-kerja dari butir yang diuji selama pengujian; o Demonstrasi dari operability dari butir yang diuji (bila diperlukan); o Penyiapan dari dokumentasi pengujian.
Prosedur pengujian perlu untuk berdasakan pada pengujian kondisi yang diturunkan secara conservatif dengan maksud untuk menghasilkan efek paling tidak seburuk dari desain dasar, bersamaan dengan operasi atau kondisi desain lain. Perlu diambil pertimbangan untuk dari efek semacam itu seperti radiation dan penuaan, atau kondisi lain yang mungkin mempengaruhi karakteristik dari butir yang diuji selama umurnya . Kewaspadaan diperlukan untuk mengambil pertimbangan beban mekanik eksternal pada butir yang diuji (seperti beban nozzle) [23]. Hasil pengujian harus memperlihatkan marjin dari paling tidak 40% dari batas kegagalan untuk tujuan desain dan paling tidak 25% dari batas kegagalan untuk tujuan evaluasi ulang. Acuans [33–36] memberikan rincian lebih lanjut dari
prosedur dan evaluasi hasil pengujian untuk pengujian
seismik pada peralatan.
7.8. KUALIFIKASI BERDASAR PENGALAMAN
Saat ini, metode kualifikasi berdasakan pengalaman terutama tersedia untuk desain seismik dan evaluasi ulang seismik pada peralatan [37–39]. Metode pengalaman gempa bumi adalah alat yang sederhana dan efisien 98
untuk
memverifikasi ketercukupan seismik dari mekanik, elektrik dan
instrumentasi dan kelas peralatan kontrol yang dipilih. Metode pengalaman digunakan juga untuk memverifikasi ketercukupan seismik dari pemipaan, anchoring (kekuatan/ketegaran) dari suport pemipaan dan masonry (kualitas) dinding, dan untuk menguji potensi interaksi seismik. metode tersebut terutama screening dan (penyaringan) dan prosedur
walkdown
dan
dirangkum pada Lampiran III. Beberapa diantaranya menyangkut penentuan kesetaraan dari butir kandidat dengan butirs acuan. Kesetaraan memerlukan kondisi dasar berikut ini:
a. Masukan seismik untuk dipertimbangkan pada kualifikasi dari butir kandidat; b. Masukan seismik digunakan pada kualifikasi dari butir acuan yang setara atau lebih baik dari yang diperlukan untuk butir kandidat.
Kesetaraan juga memerlukan kondisi fisik dan kondisi pendukung, karakteristik fungsi untuk butir aktif dan kebutuhan dari kandidat butir closely menyerupai butir acuan. Bila butir dari peralatan diklasifikasikan sebagai outlier (yaitu. tidak memenuhi kapasitas minimum yang dibutuhkan atau tidak diketahui), pendekatan lebih teliti dari pengujian seperti the shaking table, studi data input yang lebih terinci dan lebih analisa canggih mungkin diperlukan untuk memverifikasi ketercukupannya. Metode tersebut dapat digunakan untuk semua reaktor riset
dan
fasilitas yang setara di lokasi manapun dengan PGA yang tidak melebihi 0.33 g. Untuk nilai desain dasar yang lebih tinggi, pengalaman teknis dianggap untuk tidak cukup dikembangkan untuk memberikan dasar untuk kualifikasi, dan harus diterapkan pendekatan lain. Relay, saklar, pemancar dan alat elektronik sejenis yang terpasang di reaktor riset mungkin memiliki arti berbeda dari yang dipertimbangkan dalam 99
metode ini. Oleh sebab itu, direkomendasikan fungsionalitas seismik tersebut diverifikasi, dan bila perlu, dilakukan pengujian.
7.9. PENUAAN
Efek penuaan di rektor riset dipertimbangkan dengan cara berikut ini:
a. Ketetapan yang sesuai selama desain (harus berfokus terutama pada seleksi yang sesuai dari material dan perkembangan dari spesifikasi teknis untuk inspeksi secara periodik); b. Pemantauan dan pengujian untuk mengkaji degradasi struktur, sistem dan komponen; c. Perkembangan dari program perawatan preventif; d. Optimasi dari kondisi operasi; e. menejemen pada perbaikan, dan penggantian atau pembaharuan (refurbishment) dari struktur, sistem dan komponen.
Rincian lebih lanjut pada aspek penuaan di rektor riset diberikan di Acuan [10]. Untuk fasilitas lama, kondisi as-is (sesuai yang ada) harus dikaji. Pengkajian meliputi tinjauan dari dokumentasi (gambar dan hasil inspeksi) dan melaksanaan walkdowns tapak untuk menentukan penyimpangan dari dokumentasi dan any in-service deterioration. Material kekuatan dapat diuji ditempat.
korosi
dan
proseses
degradasi
penuaan
lain
mungkin
dipertimbangkan. Fasilitas lama harus dievaluasi dengan perintah dari penguasa, 100
dengan
prioritas
tertinggi
diberikan
pada
daerah
yang
diidentifikasikan sebagai ‘kelemahan’ pada investigasi awal dan pada daerah yang paling penting untuk keselamatan.
7.10. PENDEKATAN SEDERHANA
Banyak prosedur sederhana dapat digunakan untuk desain seismik dan tujuan evaluasi ulang dalam penyelesaian dari persoalan khusus; sebagai contoh:
a. Pengkajian potensi untuk liquefaction [5, 26, 40]; b. Pengkajian interaksi struktur tanah [5, 29, 30]; c. Perhitungan pulling forces pada peralatan anchor [5]; d. Resistansi seismik dari pemipaan dengan metoda beban koefisien [31]. e. Bagaimanapun juga, setiap pendekatan sederhana perlu divalidasi untuk penerapan dari interest, karena biasanya bergantung pada penilaian teknis.
7.11. ANCHORING PERALATAN
Kelemahan atau ketakcukupan anchoring merupakan penyebab yang berarti kegagalan dari peralatan menyebabkan untuk berfungsi secara benar, selama dan setelah eksternal peristiwa. Pada khususnya empa bumi, telah
101
menunjukkan bahwa peralatan komponen dapat bergeser, terbalik atau bergerak keras bila tidak ditanam (anchored) secara benar. Verifikasi dari anchoring peralatan bertumpu pada kombinasi dari inspeksi, perhitungan dan penilaian teknis. Inspeksi terdiri dari pengukuran dan evaluasi visual dari peralatan dan anchoringnya, ditambah dengan dokumentasi dan gambar dari instalasi. Perhitungan dapat digunakan untuk membandingkan kapasitas anchoring sesuai kebutuhan beban yang ditimbulkan pada anchoring tersebut. Penilaian teknis juga memegang peranan penting dalam evaluasi peralatan anchoring. Berbagai kombinasi dari inspeksi, perhitungan dan penilaian teknis dapat digunakan untuk memverifikasi ketercukupan dari peralatan anchoring. Teknisi bertanggung-jawab mungkin memilih yang sesuai kombinasi dari metode pengkajian untuk tiap anchoring instalasi, berdasakan pada informasi tersedia dalam dokumentasi desain atau dari walkdown (turun lapangan). Untuk contoh, perhitungan tangan sederhana mungkin cukup untuk pompa yang hanya menggunakan baut (bolts) yang kasar dan sedikit dengan susunan simetris. pada keadaan lain, mungkin diperlukan program komputer yang khusus untuk anchoring peralatan guna menentukan beban yang ada pada peralatan multi-cabinet, khususnya bila anchoring tidak simetris. Secara umum , empat langkah utama untuk evaluasi ketercukupan dari peralatan anchoring adalah: 1. Pemeriksaan dari anchoring instalasi (untuk peralatan yang ada); 2. Penentuan kapasitas anchoring; 3. Penentuan kebutuhan anchoring; 4. Perbandingan dari kapasitas terhadap kebutuhan.
102
Tidak diperlukan untuk melakukan langkah di atas dengan urutan yang sama. kerugian antara pendekatan alternatif dapat mempengaruhi urutan pada langkah yang dilakukan. Kapasitas dari anchors dari berbagai tipe dan ukuran biasanya diberikan untuk beban yang berbeda, lokasi geometri dan kondisi yang lain dalam spesifikasi fabrikan dan dalam standard nasional. Rinci lebih lanjut tentang verifikasi anchoring tersedia di Acuan [38, 39, 41, 42].
7.12. INTERAKSI
7.12.1. Interaksi Seismik
Interaksi seismik adalah interaksi fisik dari struktur, sistem distribusi, mekanik atau komponen elektrik dengan struktur sistem atau peralatan komponen terkait keselamatan yang berdekatan. Efek interaksi seismik yang dapat dipertimbangkan selama proses desain/evaluasi ulang adalah:
a. Kedekatan jarak (tumbukan dari peralatan struktur bersebelahan atau pada peralatan terkait keselamatan yang disebabkan oleh gerakan relatif selama gempa bumi); b. Kegagalan struktur dan jatunya dari struktur sistem dan komponen yang terletak di atas atau bersebelahan; c. Flexibility dari jalur dan kabel; d. banjir yang disebabkan oleh gempa bumi diinduksi kegagalan tangki atau bejana; e. api yang diinduksi oleh gempa bumi; 103
f. kekurangani tindakan operator dan/atau akses.
Pendekatan praktis tentang bagaimana menghidari interaksi seismik dan bagaimana melindungi obyek penting untuk keselamatan fasilitas diberikan pada Acuan [43–46].
7.12.2. Interaksi Non-Seismik Yang Lain
Yang dimaksud adalah interaksi dari struktur, sistem distribusi, komponen mekanik atau elektrik dengan peralatan struktur sistem atau peralatan komponen keselamatan terkait, disebabkan oleh peristiwa eksternal non-seismik. Hal tersebut dipertimbangkan selama desain atau proses evaluasi ulang dan dikaji melalui walkdowns.
104
Tabel 12. Rangkuman dari asumsi jenjang tingkatan.
105
106
Tabel 12. Rangkuman dari asumsi jenjang tingkatan.
7.13. RANGKUMAN TAPAK DAN PROSES DESAIN
Tabel 12 merangkum assumsi nilai (grade/tingkat) yang dibahas pada bagian sebelumnya.
107
8.
DISPERSI MATERIAL
RADIOAKTIF DI LINGKUNGAN
Tujuan dari evaluasi bahaya radiologi ada dua:
1. Untuk menetapkan kategori bahaya final dari fasilitas dan keselamatan, serta unjuk -kerja dan klasifikasi desain dari struktur, sistem dan komponen yang sesuai terhadap bahaya radiologi terhadap lingkungan, individu dan populasi dalam peristiwa an kecelakaan tak termitigasi; 2. Untuk mendefinisikan kebutuhan akan prosedur darurat dan evakuasi of populasi yang tinggal di daerah sekitarnya.
Suku sumber dapat dievaluasi dengan acuan untuk seluruh penyebab peristiwa kecelakaan yang dipostulasikan dengan analisa keselamatan reaktor. Suatu potensi pelepasan material radioaktif dari bahan bakar dapat dievaluasi berdasarkan persentasi pelelehan teras, seperti didefinisikan dalam reaktor. analisa yang realistik dapat mempertimbangkan seluruh ketidakpastian yang mempengaruhi hasil dan oleh sebab itu menghindari terlalu banyak usaha dialokasikan untuk asumsi mengenai an teras tak leleh pada suatu kecelakaan. Khususnya, asumsi pada pelelehan teras atau kehilangan integritas kelongsong bahan bakar dapat mempertimbangkan beberapa aspek penting dari senario kecelakaan yang diinduksi oleh peristiwa eksternal, seperti kemungkinan kotoran/sampah jatuh ke
teras dan
menghalangi conveksi alam dan kerapatan daya. A pelepasan ke atmosfir, air atau air tanah untuk pilihan (2) dimuka dapat dievaluasi berdasarkan tambahan hipotesa (lihat Acuan [47]):
108
1. Absorbsi di kolam air, tersedianya keberadaan air di kolam dijamin oleh a robust tank desain; 2. Efek penyaringan of pembatas, agar konsisten dengan hypothesis dari kehancuran pada pembatas dari perisitiwa eksternal yang diharapkan untuk menyebabkan urutan kecelakaan; asumsi realistik dapat mengecualikan nilai batas dan alokasi dari terlalu banyak usaha untuk fitur pembatas pasif; 3. Keberadaan dari tambahan fitur keselamatan yang dirancang untuk kecelakaan termitigasi, bila diberikan bahwa desain dasarnya dapat menjamin pengoperasian selama dan setelah peristiwa eksternal yang diharapkan untuk menyebabkan urutan kecelakaan.
Simulasi perambatan dari material radioaktif di udara mungkin memerlukan beberapa hipotesa pada the topografi lokasi, turbulensi udara, turbulensi udara dan arah dari kekuatan angin. Bagaimanapun juga,simulasi dapat dilakukan menggunakan model sederhana untuk analisa ikatan (bounding analysis), atau dengan model yang lebih teliti yang memberikan suatu representasi terinci dari problem tiga dimensi. Evaluasi awal dari dosis pada pekerja dan publik dapat dikembangkan dari konsentrasi isotop radioaktif yang telah dilepaskan. Hal ini dapat dibandingkan dengan definisi nilai yang diiijinkan oleh yang berwenang secara nasional. Dalam suatu pendekatan yang lebih teliti, konsentrasi dari the pelepasan isotop dapat dikombinasikan dengan agihan populasi (aktual dan perkiraan) untuk mengevaluasi suatu dosis baru. Simulasi dari the perambatan material radioaktif melalui air tanah dapat berdasar pada analisis dari aliran air tanah, konfigurasinya, laju aliran dan perulanganannya. Perhatian khusus diperlukan untuk reaktor riset ya ng berada dekat perairan yang dipergunakan untuk air minum. Pada umumnya, populasi kerapatan dan parameter fisik yang lain (angin,
109
topografi) mungkin memiliki pengaruh besar terhadap pengkajian akhir dari dosis radiologis pada populasi dan oleh sebab itu juga pada kategorisasi bahaya untuk seluruh fasilitas. Bagaimanapun juga, sebab diterima bahwa suatu fasilitas terletak di daerah populasi penduduk yang jarang atau tapak dengan daerah terlarang yang luas adalah kurang berbahaya daripada fasilitas di perkotaan, a penilaian teknis derajat tinggi harus digunakan untuk menginterpretasikan hasil dari simulasi radiologis guna menghindari kesimpulan yang tak dapat diterima pada desain dari fasilitas. Khusus nya, the ketidakpastian yang memepengaruhi
kontributor
penting
lainnya
pada
analisa
harus
dipertimbangkan untuk meendapat suatu kategorisasi dari the fasilitas yang realistik dan berlaku umum.
9. MONITOR
Keputusan untuk memasang instrumentasi monitor dan untuk klasifikasi keselamatan biasanya diambil berdasarkan bahaya peristiwa eksternal yang relevan untuk desain sistem dan, pada umumnya, berdasarkan arti instrumentasi untuk the prosedur darurat dari instalasi. Monitor seismik dan sistem skram (scram) otomatik, bila terpasang, perlu diklasifikasikan secara benar untuk keselamatan dan redundansi
yang mencukupi sesuai tujuannnya. Pada
umumnya, sistem monitor terpasang lokasi memiliki tujuan berikut ini:
a. Untuk
memastikan bahaya tapak dalam kaitannya dengan senario
yang telah terbukti relevan untuk keselamatan instalasi. Contohnya, maksud dari monitor adalah untuk mendeteksi bahaya tapak — data 110
dianalisa dalam kerangka dari tinjauan keselamatan periodik dari fasilitas. b. Untuk membolehkan operator untuk mengambil tindakan yang sesuai selama terjadinya peristiwa eksternal yang signifikan. Bila praktis dan sesuai dengan karakteristik dari peristiwa (yaitu waktu perkembangan, kemungkinan dari ramalan), monitor lingkungan dirancang, dipasang dan dioperasikan untuk memberikan sinyal peringatan yang mencukupi untuk tindakan darurat operator selama peristiwa eksternal yang berkembang relativ lambat, dan mendukung tindakan operator setelah peristiwa. Petunjuk untuk tindakan darurat operator dapat pula dikembangkan. Sistem semacam itu termasuk sensor di lokasi, pada struktur dan di beberapa peralatan penting.
Kejadian dari peristiwa eksternal yang signifikan terhadap keselamatan instalasi harus didokumentasikan dan dilaporkan. Pemeriksaan instalasi secara ekstensif harus dilaksanankan setelah kejadian dari peristiwa eksternal baik kejadian yang dekat dengan desain dasar peristiwa eksternal atau penting bagi keselamatan instalasi guna melakukan penilaian tingkahlaku dan konsekuensinya pada struktur, sistem dan komponen sesuai klasifikasi keselamatannya, accessibility dan penyajian untuk seluruh pokokpokok dari kategori peristiwa eksternal.
10. SKRAM OTOMATIS DAN TINDAKAN OPERATOR SETELAH PERSITIWA EKSTERNAL
111
Untuk reaktor riset, pertimbangan diberikan pada tindakan otomatik untuk mencapai status selamat pada peristiwa eksternal apabila tindakan tersebut adalah sesuai dengan kecepatan dari perkembangan dari peristiwa eksternal. Fasilitas harus memiliki kemampuan proteksi pada semua modus operasi dan kondisi. Sistem yang bertanggung-jawab dalam hal ini dipertimbangkan sebagai terkait dengan keselamatan dan dengan sendirinya dikategorisasikan untuk peristiwa eksternal. khusus nya, batas operasil dan kondisi dari sistem skram seismik termasuk pemantauan pengujian dan interval berdasakan pada analisis keselamatan untuk peristiwa seismik. Acuan [5] memberikan informasi pada sistem trip otomatik akibat seismik pada PTN dan fasilitas yang lain. Setelah perkembangan dari peristiwa eksternal yang ekstrim dan setelah operator mengambil tindakan segera, keputusan harus diambil untuk mengembalikan kondisi operasi seperti semula . Prosedur khusus harus dikembangkan yang menentukan peran, tanggung jawab (dalam beberapa kasus adalah subyek untuk mendapatkan persetujuan dari badan pengawas) dan suatu daftar dari sistem yang harus diperiksa sebelum operasi.
11.
PROSEDUR DARURAT
Beberapa negara anggota memerlukan prosedur darurat
13
di luar
lokasi untuk reaktor riset yang tak bergantung pada batasan dosis yang timbul akibat kecelakaan terpostulasi secara deterministik dan terkait tipe dari
13
FOOD
AND
INTERNATIONAL
AGRICULTURE ATOMIC
ORGANIZATION
ENERGY
OF
AGENCY,
THE
UNITED
NATIONS,
INTERNATIONAL
LABOUR
ORGANIZATION, OECD NUCLEAR ENERGY AGENCY, PAN AMERICAN HEALTH ORGANIZATION,
UNITED
NATIONS
HUMANITARIAN
AFFAIRS,
WORLD
OFFICE HEALTH
FOR
THE
CO-ORDINATION
ORGANIZATION,
Preparedness
OF and
Response for a Nuclear or Radiological Emergency, IAEA Safety Standards Series No. GSR-2, IAEA, Vienna (2002).
112
reaktor dan daya nya. Di
negara anggota lainnya keputusan
untuk
menetapkan prosedur darurat di luar lokasi bergantung pada dosis individual atau dosis terhadap populasi setelah suatu kecelakaan. Bagian atas dari batas suku sumber mungkin ditentukan untuk berdasar setiap kasus dengan maksud untuk memutuskan bila rencana darurat harus ditetapkan. Sebagai tambahan, bila rencana darurat di luar lokasi adalah dite ntukan, pembuatan atau penyusunan dari rencana
tersebut
mungkin
digunakan
mendefinisikan parameter parameters tersebut. Satu
sebagai
kesempatan
untuk
penting untuk prosedur darurat
kemungkinan pendekatan adalah untk mempertimbangkan
suku sumber tersebut dan mengambil pertimbangan hanya fitur keselamatan teknis yang ditunjukan oleh the badan pengawas. Rencana darurat kemudian diperluas sampai titik dimana dosis lebih rendah dari tingkat dosis acuan darurat [11]. Harus diingat kategorisasi bahaya yang dijabarkan di Bagian 3, perbedaan berikut ini berlaku pada prosedur darurat:
a. Keselamatan yang terkandung pada reaktor riset kategori bahaya 3 mencegah pemaparan yang berarti pada publik dalam banyak peristiwa kecelakaan yang terpostulasi. Untuk reaktor dari kelompok ini, dapat ditunjukkan bahwa tidak diperlukan darurat prosedur di luar lokasi. Bagaimanapun juga, prosedur darurat lokal atau setempat akan diperlukan untuk melindungi personil di
fasilitas dalam kasus
kecelakaan. b. Karena fitur yang terkandung pada reaktor riset kategori bahaya 2, pelelehan bahan bakar dan pelepasan dengan cara apapun dari material radioaktif yang besar harus dibuktikan tidak mungkin terjadi untuk seluruh kecelakaan, termasuk seismik dan peristiwa eksternal yang lain (misal ketercukupan air akan selalu dijamin di teras untuk pendinginan bahan bakar dan, pada umumnya, pelepasan radioaktif dari teras akan sangat kecil). Oleh sebab itu, prosedur darurat adalah biasanya tidak diperlukan. bila pelelehan bahan bakar atau pelepasan 113
besar dari material radioaktif dipertimbangan tidak mungkin, feasibility dari rencana darurat dekat reaktor harus dibuktikan. prosedur darurat dalam lokasi untuk melindungi personil di reaktor dan kemungkinan diperlukan zona pembatas disekitar reaktor. c. Untuk reaktor riset kategori bahaya 1, potensi untuk kerusakan bahan bakar dan pelepasan produk fisi terkait dengan ketercukupan dari sistem pembuang panas darurat. Kebutuhan untuk dan perluasan dari prosedur darurat harus ditetapkan berdasar setiap kasus.
12.
JAMINAN MUTU (QA)
Sistem jaminan mutu (QA) yang kompatibel dengan inisisasi dari evaluasi aktivitas lokasi harus dite tapkan sesegera memungkinkan [7, 48]. Program tersebut seharusnya meliputi seluruh tugas utama yang terlibat dalam evaluasi tapak, desain, monitor dan operasi dari fasilitas, tetapi juga transfer dari data antara tugas tersebut. karena sering nya subcontracting dari tugas yang berbeda pada kontraktor yang berbeda, suatu proyek, instalasi atau fasilitas-spesifik QA sistem yang khas atau khusus diletakkan pada tempatnya untuk proyek fasilitas kategori bahaya 1 dan kategori bahaya 2, dan juga untuk fasilitas kategori bahaya 3, bila fasilitas semacam itu berisi struktur, sistem dan komponen yang dari kelas keselamatan lebih tingi dari 3. Kebutuhan yang dijelaskan dalam Acuan [7, 48] memungkinkan digunakan untuk sistem QA dari reaktor riset. Metodologi untuk desain dan/atau pengkajian dari fasilitas yang telah ada (lama), yang dikembangkan berdasarkan mencukupi.
Usaha
validasi
publikasi ini, harus divalidasi secara
khusus
dan
aktivitas
QA seharusnya
dilaksanakan pada prosedur kualifikasi yang berdasa pada pengalaman 114
teknis, yang disebabkan oleh kebutuhan intrinsik dari personil terlatih untuk mengikuti prosedure tertulis yang ada.
115
LAMPIRAN I
FEEDBACK DARI PENGALAMAN
Lampiran I memberikan penjabaran singkat dari beberapa peristiwa eksternal yang baru berlalu yang memiliki tantangan pada keselamatan dari fasilitas (PTN, reaktor riset dan instalasi tambahan) di dunia. Mereka dikelompokan sesuai dengan tipe dari tantangan terhadap the fasilitas. peristiwa eksternal tersebut telah dipilih karena kaarakteristiknya mencermikan pendekatan keselamatan yang diusulkan dalam publikasi ini. bagian singkat berkaitan dengan pelajaran yang diperoleh, menyimpulkan setiap peristiwa yang dilaporkam sesuai kandungan dari publikation. tinjauan lebih komprehensif mungkin dapatt ditemukan, salah satunya dalam Acuan [54].
I.1. REAKSI TAK TERKENDALI DISEBABKAN OLEH PERISTIWA EKSTERNAL
Suatu survei baru-baru ini yang dilakukan oleh Los Alamos Nasional Laboratory di USA [55] mengidentifikasi 38 kecelakaan yang melibatkan situation daya tak terkendali di reaktor riset US tahun yang baru lewat, dengan total jumlah dari peristiwa fisi sampai dengan 1020. Dua puluh dua peristiwa menyebabkan luka-luka dan/atau kematian pada pekerja dan publik. survei tersebut tidak mempertimbangkan malfungsi dari sistem pendingin untuk material radioaktif dan sistem pembatas.
116
Pelajaran yang diperoleh: analisis keselamatan dapat mengidentifikasi dengan hati-hati apakah peristiwa eksternal dapat menjadi inisiator dari kecelakaan yang melibatkan pengendalian reaksi fisi, dengan potensi pelepasan dari material radioaktif ke lingkungan.
I.2. IMPLEMENTASI DARI DARURAT TINDAKAN
Di tahun 1999 kebakaran hutan dan semak terjadi di sekitar Hanford Laboratories di USA [56]. api menyebar dengan cepat disebabkan oleh kuatnya angin dan evakuasi dari lokasi sangatlah sulit Ramalan perkembangan api disekitar fasilitas nuklir di Cadarache, France [54]. Pesawat pemadam api
diminta, sebagai prioritas utama, untuk
melindungi bangunan pribadi di luar perimeter instalasi yang diancam oleh api daripada dari melindungi fasilitas nuklir. Fasilitas nuklir dipengaruhi oleh asap tebal , dengan kelemahan tindakan operator. Pesawat pemadam api memeberikan suatu bahaya tambahan terhadap instalasi karean terbang rendah di atas instalasi pada kondisi yang berbahaya kondisi.
Pelajaran yang diperoleh: Bila suatu peristiwa eksternal mempengaruhi fasilitas nuklir dan nonnuklir yang terletak di daerah yang sama, prioritas harus diberikan untuk implementasi tindakan darurat untuk melindungi fasilitas nuklir dari ancaman yang memiliki konsekuensi radiologis
117
Di daerah yang sensitif terhadap kebakaran hutan, perhatian khusus harus diberikan pada bahaya yang dakibatkan oleh pesawat pemadam kebakaran dalam pengkajian dari interaksi eksternal bahaya yang berbeda.
I.3. AKTIVITAS MANUSIA DI SEKITAR FASILITAS Di lokasi tapak di France, di akhir 1980s, aktivitas perawatan umum (pertamanan) menyebabkan gangguan pada sistem ventilasi dari fasilitas penyimpanan limbah intermediate yang disebabkan oleh penutupan dari masukan udara dari sistem ventilasi.
Pelajaran yang diperoleh: analisis dari aktivitas manusia tidak boleh dibatasi pada lingkungan industri yang mengelilingi lokasi, tetapi harus juga mempertimbangkan seluruh aktivitas pada lokasi atau di sekitar reaktor riset.
I.4. EVALUASI BAHAYA Suatu peristiwa eksternal, banjir di lokasi PTN Le Blayais (Perancis), terekam di bulan December 1999 [54].
Pelajaran yang diperoleh:
118
Fenomena alam seperti banjir harus diinvestigsi dengan hati-hati untuk jangka waktu yang panjang sebagai akibat ketinggian air yang mungkin dalam jangka waktu 1dekade. Drainase setelah masa konstruksi dapat memerlukan disproportionate remediation work. Pengujian dari table air juga valid untuk liquefaction evaluation, dimana level dari air dalam tanah adalah dari kepentingan utama. A banyaknya dari yang lain peristiwa eksternal menghasilkan kehancuran yang berarti kerusakan pada bagian dari fasilitas sebagai konsekuensi dari kekurangan evaluasi selama desain:
a. Di tahun1990, beban dari salju pada atap dari bangunan bantu di instalasi Super-Phénix (Perancis) menyebabkan runtuhnya atap. Beban salju melebihi nilai yang didefinisikan untuk desain dalam kode bangunan, tetapi kurang dari nilai yang digunakan untuk analisis keselamatan struktur. b. Kondisi ber-es
di
instalasi mengakibatkan ketiadaan dari sistem
pembuang panas Chinon, Perancis, di tahun 1987. c. Salju, air, api dan tornado pada banyak kasus menunjukan potensi merusak pada struktur yang digunakan untuk menyimpan dokumentasi dan informasi dan data yang terkait keselamatan yang penting dengan desain dari instalasi.
Pelajaran yang diperoleh: desain dasar harus diturunkan dari evaluasi
yang akurat
dari bahaya
eksternal, dengan acuan kuat pada fungsi keselamatan yang diperlukan dan dipengaruhi struktur, sistem dan komponen dan potensi konsekuensi radiologi dari interaksi dengan hal yang tak terkait keselamatan.
119
LAMPIRAN II
CONTOH DARI EVALUASI MARJIN KESELAMATAN KESELURUHAN
Metoda hibrid sederhana dusulkan untuk mengevaluasi keselamatan seismik atau tinjauan desain seismik dari fasilitas reaktor riset baru dan yang telah ada. Metoda ini khususnya efectif untuk reaktor riset, dimana jalur keberhasilan (success path) atau the status kerusakan instalasi dapat ditentukan dengan usaha yang lebih sedikit dibanding PTN. Metoda hibrid adalah suatu kombinasi dari resiko probabilitas seismik pengkajian (Seismic Probabilistic Risk Assessment - SPRA) dan metode seismik marjin pengkajian (Seismic Margin Assessment - SMA). Metoda hibrid mengkombinaasikan kecanggihan SPRA dengan kesederhanaan SMA. Latar belakang dari metoda hibrid is dijabarkan dalam Acuan [57]. Langkah utama dalam metoda hibrid adalah sebagai berikut:
a. Estimasi dari kurva bahaya rerata sederhana. b. Seleksi dari jalur keberhasilan primer dan sekunder atau status kerusakan reaktor riset (daftar dari struktur, sistem dan komponen yang berkualitas menghadapi peristiwa eksternal), seismic walkdown dan CDFM-HCLPF perhitungan untuk sistem dan komponen yang dipilih
120
struktur
(CDFM-HCLPF
dievaluasi
dengan
metoda
kegagalan
konservatif deterministik yang didefinisikan dalam Acuan [58, 59]). c. Evaluasi dari variability parameters ß dan perhitungan HCLPF dari instalasi atau kerapuhan status kerusakan. d. Estimasi dari the kerusakan status resiko P F.
Estimasi Dari Bahaya: Kurva bahaya seismik mungkin diasumsikan mendekati linear bila digambarkan pada sumbu skala log–log. Karena itu, frekuensi exceedance paling tidak untuk setiap perbedaan perlipatan sepuluh (tenfold difference), kurva bahaya semacam itu mungkin didekati dengan:
K (a ) = K1a −K
(7)
dimana K(a) adalah frekuensi tahunan dari exceedance level gerakan tanah a, KI adalah konstanta yang sesuai, dan KH adalah suatu parameter kelandaian (slope) yang didefinisikan sebagai:
KH =
1 log (A B )
(8)
dimana A R is the ratio dari ground motions sesuaito a tenfold reduction in 121
exceedance frekuensi. A R biasanya ranges antara 2 dan 5.
Evaluasi dari HCLPF : Tentukan komponen HCLPF, sebagai contoh dengan the ‘metoda CDFM’, seperti dijabarkan dalam Acuan [58, 59].
Estimasi dari Variability: Untuk struktur dan komponen mekanik pasif utama yang dipasang pada permukaan tanah atau pada elevasi rendah di dalam struktur, jangkauan untuk nilai ß biasanya adalah 0,3–0,5. Untuk komponen aktif yang terpasang pada elevasi tinggi di dalam struktur, jangkauan untuk nilai ß biasanya adalah 0.4–0.6. perlu dicatat bahwa nilai ß yang berlebihan adalah tidak konservatif karena kenaikan C50%. Perhitungan terbatas atau data yang dipublikasikan untuk komponen yang mirip dapat digunakan untuk estimasi ß bila kondisi ‘as-built’ dan ‘as-operated’ tunduk pada keberatan (caveats) dalam Acuan [58, 59].
Penentuan Resiko Seismik PF Untuk Struktur, Sistem atau Komponen: Keterkaitan antara kapasitas CDFM - HCLPF (CCDFM) dan kapasitas median (C 50%) adalah:
C 50% = C CDFM e 2.326β
122
(9)
Tentukan 10% kondisi PF kapasitas C 10% dari:
C10% = Fβ C HCL PF (10)
Fβ = e
1.044β
tentukan frekuensi bahaya exceedance H10% yang terkait dengan C10% dari kurva bahaya. Bila kurva kerapuhan PF/a adalah distribusi semi-log dan kurva bahaya adalah didefinisikan oleh Persamaan (7), tersedia suatu pendekatan yang bagus untuk persamaan resiko seismik:
∞
dP PF = ∫ H(a ) F / a da =
PF = H F50K%h eα
F50% =
C 50 % CH
da
(11)
(12)
(13)
123
α=
(K H β )2 2
(14)
dimana H adalah acuan frekuensi exceedance apapun, CH adalah level gerakan tanah yang terkait dengan frekuensi exceedance H dari kurva bahaya seismik tersebut, C50% adalah median kerapuhan dan ß adalah standard deviasi logaritmik dari kerapuhan.
124
Gambar 4.
Contoh dari kurva kerapuhan yang dihasilkan berdasakan
pada C 50% dan ß dari Tabel 13.
Selanjutnya bahaya frekuensi exceedance spesifik H10% disubstitusikan untuk H, dimana H10% didefinisikan pada gerakan tanah yang terkait pada kondisi 10% dari PF. Maka:
F50% =
C50% = e1.282β C10%
(15)
125
yang mana:
PF −h =e β H10%
(16)
h β = 1.282 (K H β ) − (0.5K H β)
2
PF = H10% e (
(
− 1 .282 K H β− 0.5 (K H β )2
(17)
))
(18)
untuk jangkauan AR yang sering atau biasa, diperoleh keterkaitan untuk PF berikut ini:
PF = 0.5 H10%
(19)
untuk ß = 0,4, Persamaan. (18) dapat digunakan untuk A R dari 1,6 sampai 5,0. Bagaimanapun juga, jangkauan ini meliputi kurva bahaya manapun yang ditinjau. Sebagai alternatif, Persamaan (11) dapat diselesaikan dengan akurasi tinggi menggunakan algoritma integrasi secara numerik (lihat Gambar. 4). 126
Pertama kurve kerapuhan digenerasi menggunakan C50% dan parameter ß, dan kemudian diintegrasi untuk setiap kerapuhan (fragility) sesuai to Persamaan (11) dengan kurva bahaya yang dipilih. kurva bahaya seismik untuk tapak atau daerah yang ditinjau didefinisikan secara numerik seperti diperlihatkan Gambar 5.
Tabel 13 menyajikan total PF perhitungan menggunakan persamaan di atas dengan mengasumsikan bahwa untuk struktur, sistem dan komponen A, B, C, D,yang diberikan maka
E dan F CCDFM dihitung menggunakan metoda
SMA dan nilai variability diestimasi berdasakan pada penilaian teknis dan data yang dipublikasikan.
Estimasi PF Keseluruhan dari Fasilitas dengan Metoda Hibrid Sederhana Dengan mengassumsikan dua jalur keberhasilan, SP1 dan SP2, dievaluasi menggunakanCDFM, status kerusakan akan terjadi bila SP1 dan SP2 gagal keduanya.
DS = SP1ISP2 SP1 = AYBYC
(20)
SP2 = DYEYF
PF(DS) = PF (SP1) PF(SP2) PF(SP1) = PF(A) + (1 - PF(A) ) [PF(B) + (1 - PF(B) ) PF(C) ]
(21)
PF(SP2) = PF(D) + (1 - PF(D) ) [PF(E) + (1 - PF(E) ) PF(F) ]
127
Persamaan
(20)
menunjukkan
dikombinasikan untuk memperoleh
bagaimana
setiap
komponen
parameter status kerapuhan plant
menggunakan cut set kerusakan instalasi. Suatu pendekatan sederhana untuk mengkombinasikan kapasitas HCLPF unutk setiap struktur, sistem dan komponen dengan metode HCLPF max/min untuk mengestimasi status kerusakan HCLPF. Pendekatan ini dapat diterapkan pada diagram fault tree . Karena konvolusi, kurva keadaan kerusakan kerapuhan memilki nilai ß
rendah dibanding kurva kerapuhan setiap komponen. Disarankan untuk menggunakan
nilai
ß=0.3
untuk
variability
keadaan
kerapuhan.
Kerapuhan untuk seluruh instalasi dapat dihitung dengan menggunakan Persamaan (18) datau dengan mengintegrasikan Persamaan (11) menggunakan kode komputer.
128
Gambar 5. Contoh dari kurva bahaya.
129
Tabel 13. Contoh dari perhitungan PF untuk komponen secara terpisah.
130
LAMPIRAN III
USULAN NILAI PARAMETER PENTING DAN METODE ACUAN UNTUK KUALIFIKASI DARI STRUKTUR, SISTEM DAN KOMPONEN
131
Tabel 14. Nilai faktor penyerapan enerji tak-elastis global kd,g.
132
Tabel 15. Nilai faktor penyerapan enerji tak-elastis kd,l.
133
Tabel 15. Nilai faktor penyerapan enerji tak-elastis kd,l.
134
Tabel 16. Usulan nilai peredaman (damping) untuk analisa seismik.
135
136
Tabel 17. Beberapa metode seismik berdasr pengalaman.
137
DAFTAR ACUAN
[1] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety of Research Reactors, Safety Standards Series No. NS-R-4, IAEA, Vienna (2005). [2] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety Assessment of Research Reactors and Preparation of the Safety Analysis Report, Safety Series No. 35-G1, IAEA, Vienna (1994). [3] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety in the Utilization and Modification of Research Reactors, Safety Series No. 35-G2, IAEA, Vienna (1994). [4] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety of Nuclear Power Plants: Design, Safety Standards Series No. NS-R-1, IAEA, Vienna (2000). [5] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Consideration of External Events in the Design of Nuclear Facilities other than Nuclear Power Plants, with Emphasis on Earthquakes, IAEA-TECDOC-1347, IAEA, Vienna (2003). [6] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Site Evaluation for Nuclear Installations, Safety Standards Series No. NS-R-3, IAEA, Vienna (2003). [7] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Quality Assurance for Safety in Nuclear Power Plants and other Nuclear Installations, Code and Safety Guides Q1–Q14, Safety Series No. 50-C/SG-Q, IAEA, Vienna (1996). [8] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Seismic Evaluation of Existing Nuclear Power Plants, Safety Reports Series No. 28, IAEA, Vienna (2003).
138
[9] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Evaluation of Seismic Hazard for Nuclear Power Plants, Safety Standards Series No. NS-G-3.3, IAEA, Vienna (2002). [10] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Management of Research Reactor Ageing, IAEA-TECDOC-792, IAEA, Vienna (1995). [11] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Siting of Research Reactors, IAEA-TECDOC-403, IAEA, Vienna (1987). [12] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Grading of Quality Assurance Requirements: A Manual, Technical Reports Series No. 328, IAEA, Vienna (1991). [13] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Earthquake Experience and Seismic Qualification by Indirect Methods in Nuclear Installations, IAEATECDOC-1333, IAEA, Vienna (2003). [14] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Extreme External Events in the Design and Assessment of Nuclear Power Plants, IAEATECDOC-1341, IAEA, Vienna (2003). [15] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety Assessment and Verification for Nuclear Power Plants, Safety Standards Series No. NS-G-1.2, IAEA, Vienna (2001). [16] FOOD AND AGRICULTURE ORGANIZATION OF THE UNITED NATIONS,
INTERNATIONAL
ATOMIC
ENERGY
AGENCY,
INTERNATIONAL LABOUR ORGANISATION, OECD NUCLEAR ENERGY AGENCY, PAN AMERICAN HEALTH ORGANIZATION, WORLD HEALTH ORGANIZATION, International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources, Safety Series No. 115, IAEA, Vienna (1996). [17]
INTERNATIONAL
ATOMIC
ENERGY
AGENCY,
Guidelines
for
Integrated Risk Assessment and Management in Large Industrial Areas, IAEA-TECDOC-994, IAEA, Vienna (1998). 139
[18] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Format and Content of the Safety Analysis Report for Nuclear Power Plants, Safety Standards Series No. GS-G-4.1, IAEA, Vienna (2004). [19] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Application of the Single Failure Criterion, Safety Series No. 50-P-1, IAEA, Vienna (1990). [20] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, External Human Induced Events in Site Evaluation for Nuclear Power Plants, Safety Standards Series No. NS-G-3.1, IAEA, Vienna (2002). [21] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Flood Hazard for Nuclear Power Plants on Coastal and River Sites, Safety Standards Series No. NS-G-3.5, IAEA, Vienna (2003). [22] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Meteorological Events in Site Evaluation for Nuclear Power Plants, Safety Standards Series No. NS-G3.4, IAEA, Vienna (2003). [23] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Seismic Design and Qualification for Nuclear Power Plants, Safety Standards Series No. NS-G-1.6, IAEA, Vienna (2003). [24] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, External Events Excluding Earthquakes in the Design of Nuclear Power Plants, Safety Standards Series No. NS-G-1.5, IAEA, Vienna (2003). [25] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Geotechnical Aspects of Site Evaluation and Foundations for Nuclear Power Plants, Safety Standards Series No. NS-G-3.6, IAEA, Vienna (2005). [26] YOUD, T.L., IDRISS, I.M., “Summary report”, Evaluation of Liquefaction Resistance of Soils (Proc. Workshop Salt Lake City, UT, 1996), National Center for Earthquake Engineering Research, Buffalo, NY (1996).
140
[27] NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Standard Review Plan, NUREG- 800, USNRC, Washington, DC (1981). [28] NEBUDA, D.T., Protection against Malevolent Use of Vehicles at Nuclear Power Plants, Rep. NUREG/CR-6190, US Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC (1994). [29] AMERICAN SOCIETY OF CIVIL ENGINEERS, Seismic Analysis of Safetyrelated Nuclear Structures, Rep. ASCE 4-86, ASCE, New York (1986). [30] AMERICAN SOCIETY OF CIVIL ENGINEERS, Seismic Analysis of Safetyrelated Nuclear Structures, Rep. ASCE 4-98, ASCE, New York (1998). [31] AMERICAN SOCIETY OF MECHANICAL ENGINEERS, ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section III, Subsections NC, ND, NF and Appendices, 1992 edn, ASME, New York (1992). [32] INTERNATIONAL ELECTROTECHNICAL COMMISSION, Nuclear Power Plants/Electrical Equipment of the Safety System — Qualification, Rep. IEC 60780, 2nd edn, IEC, Geneva (1998). [33]
INTERNATIONAL
ELECTROTECHNICAL
COMMISSION,
Recommended Practices for Seismic Qualification of Electrical Equipment of the Safety System for Nuclear Generating Stations, Rep. IEC 980, 1st edn, IEC, Geneva (1989). [34] INTERNATIONAL ELECTROTECHNICAL COMMISSION, Electrical Relays — Part 21: Vibration, Shock, Bump and Seismic Tests on Measuring Relays and Protection Equipment — Section 3: Seismic Tests, Rep. IEC 60255-21-3, 1st edn, IEC, Geneva (1993). [35] INSTITUTE OF ELECTRICAL AND ELECTRONICS ENGINEERS, Recommended Practice for Seismic Qualification of Class 1E Equipment for NuclearPower Generation Stations, Rep. IEEE-344 Std, IEEE, New York (1987).
141
[36] AMERICAN SOCIETY OF MECHANICAL ENGINEERS, Qualification of Active Mechanical Equipment used in Nuclear Power Plants, QME 1-94, ASME, New York (1994). [37] SENIOR SEISMIC REVIEW AND ADVISORY PANEL, Use of Seismic Experience and Test Data to Show Ruggedness of Equipment in Nuclear Power Plants, Rev. 4.0, SSRAP, Washington, DC (1991). [38] SEISMIC QUALIFICATION UTILITY GROUP, Generic Implementation Procedure (GIP) for Seismic Verification of Nuclear Power Plant Equipment, Rev. 2A, SQUG, Washington, DC (1992). [39] DEPARTMENT OF ENERGY, Seismic Evaluation Procedure for Equipment in US Department of Energy Facilities, Rep. DOE/EH-0545, DOE, Washington, DC (1997). [40] UNITED STATES ARMY CORPS OF ENGINEERS, Technical Basis for Regulatory Guide for Soil Liquefaction, USACE, Hyattsville, MD (2000). [41] CZARNECKI, R.M., et al., Seismic Verification of Nuclear Power Plant Equipment Anchorage, Rep. NP-5228-SL, Vols 1–4, Rev. 1, Electric Power Research Institute, Palo Alto, CA (1991). [42] EUROPEAN ORGANIZATION FOR TECHNICAL APPROVALS, Metal Anchors for Use in Concrete, Part One: Anchors in General, ETAG 001, EOTA, Brussels (1997). [43]
LAWRENCE
LIVERMORE
NATIONAL
LABORATORY,
Practical
Equipment Seismic Upgrade and Strengthening Guidelines, Rep. UCRL15815, Livermore, CA (1986). [44] LAWRENCE LIVERMORE NATIONAL LABORATORY, Walkdown Screening Evaluation Field Guide, Rep. UCRL-ID-115714, Rev. 2, Livermore, CA (1993).
142
[45] STEVENSON & ASSOCIATES, Criteria for Seismic Evaluation and Potential Design Fixes for WWER-type Nuclear Power Plants, Stevenson Engineering Consulting, Cleveland, OH (1996). [46] WESTINGHOUSE SAVANNAH RIVER COMPANY, Procedure for the Seismic Evaluation of Piping Systems Using Criteria, Rep. WSRC-TR-940343, Rev. 1, SRS, South Carolina (1995). [47]
INTERNATIONAL
ATOMIC
ENERGY
AGENCY,
Dispersion
of
Radioactive Material in Air and Water and Consideration of Population Distribution in Site Evaluation for Nuclear Power Plants, Safety Standards Series No. NS-G-3.2, IAEA, Vienna (2002). [48] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Manual on Quality Assurance for the Survey, Evaluation and Confirmation of Nuclear Power Plant Sites, IAEA-TECDOC-416, IAEA, Vienna (1987). [49] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, IAEA Safety Glossary, Version 1.0, IAEA, Vienna (2000). [50] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Self-assessment Guidelines of the Engineering Safety Aspects of the Physical Protection of Nuclear Facilities against Sabotage, IAEA (in preparation). [51] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety Aspects of Foundations of Nuclear Power Plants, Safety Series No. 50-SG-S8, IAEA, Vienna
(1986). [52]
INTERNATIONAL
ATOMIC
ENERGY
AGENCY,
Preparedness of the Operating Organization (Licensee) for Emergencies at Nuclear Power Plants, Safety Series No. 50-SG-O6, IAEA, Vienna (1982). [53] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Earthquake Experience and Seismic Qualification by Indirect Methods in Nuclear Installations, IAEATECDOC-1333, IAEA, Vienna (2002). [54] DIRECTION DE LA SÛRETÉ DES INSTALLATIONS NUCLÉAIRES, La protection contre les risques externes, La revue de l’Autorité de Sûreté nucléaire 143
(française) 142 (2001). [55] LOS ALAMOS NATIONAL LABORATORY, A Review of Criticality Accidents, Rep. 13638, 2000 Revision, Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, NM (2000). [56] DEPARTMENT OF ENERGY, Hanford Joint Information Center, News Release 004, June 28, 2000, DOE, Richland, WA (2000). [57] KENNEDY, R.P., Overview of Methods for Seismic PRA and Margin Analysis including Recent Innovations, Rep. EPRI 261577, EPRI, Palo Alto, CA (1977). [58] ELECTRIC POWER RESEARCH INSTITUTE, A Methodology for Assessment of Nuclear Power Plant Seismic Margin, Rep. EPRI NP-6041, EPRI, Palo Alto, CA (1988). [59] DEPARTMENT OF ENERGY, Seismic Evaluation Procedure for US Department of Energy Facilities, Rep. DOE/EH-0545, USDOE, Washington, DC (1977). [60] STEVENSON & ASSOCIATES, QuickSFP Computer Code, Users Manual, S&A-Ro, Bucharest (2002).
144
