Manajemen Penuaan Reaktor Riset (Terjemahan dokumen IAEA TECDOC-792: Management of Research Reactor Ageing
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]
KATA PENGANTAR Hingga Desember 1993, lebih kurang seperempat dari jumlah reaktor riset yang sedang beroperasi telah berumur lebih dari 30 tahun. Umur panjang dari reaktor riset menjadi perhatian diantara operator reaktor riset, badan regulasi dan meluas secara terbatas pada masyarakat umum. Badan Tenaga Atom Internasional (IAEA) memulai aktivitas terkait dengan topik penuaan reaktor riset dengan membentuk kelompok kerja internal pada tahun 1988 dan kemudian menyelenggarakan Pertemuan Konsultatif pada tahun 1989. Materi terkait dibicarakan pada simposium internasional dan seminar regiomnal yang secara berturut-turut pada tahun 1989 ini dan 1992. Sebuah konsep naskah tentang berbagai informasi dan pertukaran pengalaman yang dibahas dalam pertemuan tersebut di atas telah dievaluasi dalam sebuah Pertemuan Komite Teknis (Technical Comitte Meeting) yang diselenggarakan di Wina pada tahun 1992. TECDOC ini adalah bentuk luaran dari evaluasi tersebut, di dalamnya memuat rekomendasi, petunjuk dan informasi tentang manajemen terhadap penuaan reaktor riset yang harus digunakan bersamaan dengan Program Keselamatan Reaktor Riset IAEA dan diacu dalam kesatuan keseluruhan teks. TECDOC ini akan menjadi perhatian para operator dan pengawas regulasi (regulator) yang terlibat dalam keselamatan operasi sebarang tipe reaktor riset untuk (a) memahami perilaku dan pengaruh mekanisme penuaan pada struktur, sistem dan komponen reaktor; (b) mendeteksi dan mengevaluasi efek penuaan; (c) menetapkan tindakan pencegahan dan koreksi untuk menghambat efek tersebut; (d) membuat keputusan yang ditujukan untuk memperpanjang masa operasi reaktor riset dan keselamatannya. Para ahli terkait (spesialis) berasal lebih dari dua puluh negara anggota telah memberikan kontribusi terhadap publikasi ini baik melalui partisipasi langsung pada awal pengkosepan naskah, penyiapan beberapa contoh kasus maupun pada evaluasi dan pemeriksaan dokumen. Staf IAEA M. Gazit telah mengkoleksi sebagian besar informasi dalam Lampiran II dan menyipakan makalah kerja (working paper) untu Pertemuan Komite Teknis. Publikasi lengkap akhirnya diperiksa dan disunting oleh F.A. DiMeglio dan F. Alcala-Ruiz yang bertindak sebagai sekretariat sains/teknis untuk keseluruhan pertemuan ilmiah tersebut di atas.
DAFTAR ISI 1
PENDAHULUAN .................................................................................................1
1.1
LATAR BELAKANG...........................................................................................1
1.2
TUJUAN ...............................................................................................................3
1.3
LINGKUP DAN BENTUK ..................................................................................3
2
DEFINISI DARI PENUAAN DAN MANAJEMEN PENUAAN .......................5
2.1
DEFINISI DARI PENUAAN ...............................................................................5
2.1.1 2.1.2
Kondisi operasi/pelayanan .................................................................................5 Degradasi material..............................................................................................6
2.2
MANAJEMEN PENUAAN ..................................................................................7
3
PENUAAN DAN KESELAMATAN REAKTOR RISET ...................................8
3.1
PERSYARATAN UMUM KESELAMATAN DAN PENUAAN .......................8
3.1.1 3.1.2 3.1.3 3.1.4 3.2 3.2.1 3.2.2 3.2.3 3.3 3.3.1 3.3.2 3.3.3 3.3.4 3.3.5 3.3.6 3.3.7 3.4 3.4.1 3.4.2 3.4.3 3.4.4 3.4.5 3.5 3.5.1 3.5.2
Penuaan dan pertahanan mendalam ...................................................................8 Penuaan dan keandalan ......................................................................................9 Penuaan dan dokumen terkait keselamatan........................................................9 Penuaan dan perbaikan teknologi serta syarat keselamatan.............................10 KONDISI OPERASI/PELAYANAN DAN PENUAAN ...................................10 Kondisi operasi normal ....................................................................................11 Kondisi kejadian operasional terantisipasi.......................................................11 Kondisi lingkungan..........................................................................................13 KONDISI FISIK ATAU MEKANISME DAN EFEK PENUAAN ...................13 Radiasi..............................................................................................................13 Temperatur .......................................................................................................14 Tekanan............................................................................................................14 Vibrasi dan perulangan (cycling). ....................................................................14 Korosi...............................................................................................................15 Reaksi-reaksi kimia lain ...................................................................................16 Erosi .................................................................................................................16 KONDISI NON-FISIK DAN EFEK PENUAAN ...............................................16 Perubahan teknologi.........................................................................................16 Perubahan syarat keselamatan..........................................................................16 Kekedaluarsaan dokumen ................................................................................17 Ketidakcukupan dalam desain..........................................................................17 Kesalahan perawatan dan pengujian................................................................18 TREN TERKINI DAN AKTIVITAS LITBANG PENUAAN MENDATANG 18 Isu khusus untuk reaktor riset...........................................................................19 Pengawasan dan pengujian paska operasi/pelayanan.......................................20
4
DETEKSI DAN KAJIAN EFEK PENUAAN .................................................... 20
4.1
PROGRAM DETEKSI PENUAAN ................................................................... 20
4.2
SELEKSI DAN KATAGORISASI PERANGKAT YANG AKAN MENUA .. 21
4.3
AKTIVITAS PEMERIKSAAN PENUAAN ...................................................... 23
4.3.1 4.3.2 4.3.3 4.3.4 4.4 4.4.1 4.4.2 4.5 4.5.1 4.5.2 4.5.3
Inspeksi dan pengamatan visual....................................................................... 23 Pemantauan...................................................................................................... 24 Pengujian.......................................................................................................... 24 Uji kinerja ........................................................................................................ 24 PENGUMPULAN DAN PENCATATAN DATA............................................. 25 Pengalaman selingkung.................................................................................... 25 Pengalaman operator reaktor riset lain............................................................. 26 EVALUASI TERHADAP EFEK PENUAAN ................................................... 29 Pengkajian selingkung ..................................................................................... 29 Pemanfaatan tenaga ahli (experts) ................................................................... 29 Pengkajian final isu terkait penuaan ................................................................ 29
5
PENCEGAHAN DAN MITIGASI TERHADAP EFEK PENUAAN ............... 30
5.1
UMUM................................................................................................................ 30
5.2
PENCEGAHAN MELALUI DESAIN ............................................................... 31
5.3
PENCEGAHAN MELALUI PEMERIKSAAN DAN PENGUJIAN ................ 31
5.4
PERAWATAN PENCEGAHAN ....................................................................... 32
5.5
EVALUASI PERIODIK TERHADAP PENGALAMAN OPERASI ................ 33
5.6
OPTIMISASI KONDISI OPERASI ................................................................... 33
5.7
PERBAIKAN, PENGGANTIAN ATAU PEMBAHARUAN KOMPONEN ... 34
6
PETUNJUK UNTUK PERPANJANGAN MASA OPERASI ........................... 35
6.1
UMUM................................................................................................................ 35
6.2
DEMONSTRASI STATUS PENUAAN MELALUI EVALUASI KESELAMATAN ............................................................................................... 37
6.3
TAHAPAN PENENTUAN DALAM PROYEK MODIFIKASI ....................... 37
1 PENDAHULUAN
1.1
LATAR BELAKANG
Sejak reaktor nuklir riset pertama mencapai kritis pada tahun 1942, lebih dari 550 buah reaktor dibangun di seluruh dunia, dari semua itu lebih kurang 300 buah dalam kondisi operasi pada saat ini. Kira-kira 66%
reaktor yang
beroperasi pada saat ini telah berusia 20 tahun dan 30% berusia lebih dari 30 tahun. Reaktor tersebut didesain dan dibangun dengan menggunakan standar, material dan komponen yang sesuai dengan petujuk industri (klas industri) dari negara asal pada saat pembangunan dilakukan. Secara umum komponen dan material disyaratkan untuk memenuhi suatu uji kelayakan. Pada saat itu tidak tersedia cukup pengalaman untuk menaksir umur hidup dan keandalan dari sebagian besar material dan komponen walaupun hanya terhadap kondisi operasional dan lingkungan yang biasa. Bagaimanapun juga, dalam kondisi operasinal dan lingkungan yang agresif akan menyebabkan timbulnya percepatan degradasi yang tak terantisipasi pada material maupun komponen. Disamping itu, telah tersedia setandar baru yang telah diperbaiki dan harus diaplikasikan untuk degradasi yang terkait dengan penuaan. Dengan alasan tersebut, pemahaman terhadap mekanisme degradasi, teknik pengkajian dan proses mitigasi yang memadai menjadi perlu untuk tujuan pengembangan tindakan korektif dan penjagaan tingkat keselamatan dalam operasi dan utilisasi reaktor riset. Desain dan filosofi pengoperasian serta utilisasi reaktor nuklir riset secara mendasar berbeda dengan reaktor nuklir daya. Hal ini disebabkan karena kegunaan dari sebuah reaktor riset adalah untuk melakukan sautu percobaan dalam operasinya atau bahkan percobaan dilakukan padanya. Selain itu, utilisasi reaktor riset kadang-kadang mengharuskan adanya suatu modifikasi terhadap reaktor. Perbedaan ini menyebabkan adanya kebutuhan untuk menetapan pemisahan kriteria dari reaktor daya dan reaktor riset, walaupun cukup banyak mekanisme degradasi di antara keduanya yang mirip.
1
Cukup banyak makalah terkait dengan penuaan reaktor nuklir daya yang telah dipublikasikan dan telah pula diselenggarakan simposium maupun seminar terkait, dan semua itu dapat menjadi sumber acuan yang berguna bagi reaktor riset. Sebagai tambahan, telah pula banyak dipublikasikan makalah serta diselenggarakan simposium dan seminar terkait dengan penuaan dalam reaktor riset. Pengalaman internasional telah mengevaluasi publiaksi tersebut, dan dapat menjadi alat bantu dalam memenejemen persoalan penuaan dalam reaktor riset. IAEA memulai ativitasnya dalam penuaan reaktor riset pada Nopember 1988 dengan menugaskan suatu kelompok kerja (tim) yang menghasilkan sebuah laporan awal. Sebuah pertemuan konsultan diselenggarakan di Wina pada Nopember 1989. Topik yang yang sama didiskusikan juga pada Simposium Internasional IAEA tentang Keselamatan Reaktor Riset, Operasi dan Modifikasi yang diselenggarakan di Chalk River, Kanada pada Oktober 1989 [1]. Selain itu, Seminar IAEA untuk Asia-Pasifik tentang Penuaan, Dekomisioning dan/atau Pemolesan Reaktor Riset diselenggarakan di Bangkok, Thailand pada bulan Mei 1992. Tearkahir, Pertemuan Komite Teknis (Technical Committee Meeting, TCM)
diselenggarakan
di
Wina
pada
bulan
Nopember
1992
untuk
mengevaluasi kertas kerja tentang penuaan reaktor riset. Kertas kerja ini disiapkan oleh staf IAEA dan inkorporasi: (1). Hasil-hasil Pertemuan Konsultan di Wina pada Nopember 1988; (2). Hasil-hasil Simposium di Chalk River pada Oktober 1989 dan Seminar di Bangkok pada bulan Mei 1992; dan (3). Bahan relevan dari publikasi IAEA tentang penuaan reaktor daya [2], desain reaktor riset [3] dan pengoperasian reaktor riset [4]. TECDOC ini adalah hasil luaran dari TCM di atas dan didalamnya memuat beberapa rekomendasi, petunjuk dan informasi tentang manajemen dari penuaan reaktor riset. Oleh karena terkait dalam hal tujuannya, maka TECDOC ini harus digunakan bersamaan dengan publikasi IAEA terkait dengan keselamatan reaktor riset. Daftar publikasi tersebut diberikan di bagian akhir dari dokumen ini bersamaan dengan suatu rangkuman beberapa publikasi anjuran tentang keselamatan reaktor riset. Secara khusus, TECDOC ini terkait
2
dengan Petujuk Keselamatan dalam Utilisasi dan Modifikasi dari Reaktor Riset, Seri Keselamatan IAEA No.35-G2 [5] dan sedang disiapkan sebuah dokumen tentang petunjuk evaluasi keselamatan pada riset reaktor.
1.2
TUJUAN
Tujuan dari publikasi ini adalah untuk: −
Menyatakan problem penuaan dan menjelaskan hubungannya dengan keselamatan reaktor riset;
−
Mengevaluasi mekanisme penuaan untuk memahami perilaku dan pengaruhnya pada komponen dan sistem reaktor;
−
Menyediakan suatu panduan untuk membantu operator reaktor riset dalam mendeteksi dan mengkaji efek penuaan;
−
Menyediakan informasi yang dapat digunakan untuk mengevaluasi keselamatan perpanjangan masa operasi dari reaktor riset yang menua;
−
Merekomendasikan tindakan pencegahan dan koreksi untuk memitigasi efek penuaan; dan
−
Memberikan bimbingan pada proses pengambilan keputusan untuk suatu proyek perbaikan, pemolesan dan/atau penggantian sebuah reaktor riset.
1.3
LINGKUP DAN BENTUK
Dengan beberapa pengecualian yang dijelaskan berikut ini, publikasi ini dapat diaplikasikan pada sebarang tipe reaktor riset. Disamping itu, sebagai perluasan, dokumen ini juga cocok dan dapat diterapkan pada perangkat subkritis maupun perangkat kritis (selanjutnya kedua perangkat ini dimasukkan sebagai reaktor riset). Petunjuk yang diberikan dalam publikasi ini dapat diaplikasikan kepada reaktor riset dengan krakteristika tipikal dan potensial bahaya terhadap penduduk yang terbatas. Untuk menerapkan topik yang ada pada reaktor yang berdaya beberapa puluh megawatt, reaktor riset berspektrun neutron cepat atau reaktor daya prototipe kecil, dan lain sebagainya, publikasi IAEA serupa yang telah disiapkan untuk reaktor daya mungkin lebih sesuai dalam sejumlah aspek (lihat Pustaka). Dalam hal ini tidak ada spesifikasi transformasi antar petunjuk. 3
Mungkin ada beberapa tipe reaktor riset (termasuk di dalamnya perangkat kritis) yang mana publikasi ini tidak cocok untuk diterapkan padanya. Salah satu contoh diantaranya adalah untuk sistem pendingin teras pada sebuah reaktor daya rendah atau perangkat kritis. Oleh karena pada reaktor daya rendah, mungkin tidak tersedia sistem yang khusus didedikasikan untuk pendinginan teras. Sebuah problem penuaan dengan berbagai bentuk manifestasi yang jelas (misalnya, kebocoran pada pipa pendingin primer yang berkarat) akan memunculkan suatu tanggapan perawatan korektif dari organisasi pengoperasi. Walaupun demikian, publikasi ini juga memperhatikan terhadap problem degradasi penuaan yang tidak begitu jelas. Dalam pembahasan didiskusikan tidak hanya pengkajian terhadap degradasi yang terjadi melalui penuaan tetapi didiskusikan juga tentang pengaruhnya terhadap keselamatan dan tindakan yang harus dilakukan. Sebagai tambahan, publikasi ini mendiskusikan pula peran pengamatan dan perawatan pencegahan dalam mendeteksi dan menghambat degradasi dari komponen dan material serta meminimasi sejumlah manifestasinya yang tampak jelas. Sumber daya manusia adalah suatu aspek yang penting dalam operasi dan utilisasi fasilitas reaktor secara aman. Oleh karena itu penuaan dari staf pengoperasi pada instalasi reaktor juga harus dipertimbangkan. Walaupun demikian, oleh karena hal ini merupakan problem khusus yang alami, maka hal tersebut di luar jangkauan dari lingkup publikasi ini. TECDOC ini disusun dengan struktur sebagai berikut: Bagian 2 berisi definisi dari problem penuaan secara luas dan umum serta memperkenalkan metodologi manajemen penuaan. Bagian 3 menjelaskan tentang implikasi penuaan terhadap keselematan reaktor riset, mengenalkan kondisi, mekanisme dan efek penuaan serta kecenderungan atau tren litbang penuaan pada saat ini dan masa yang akan datang. Komentar pendek tentang pengamatan dan pengujian paska operasi/pelayanan juga dimasukkan dalam bagian ini, karena terdapat kemungkinan adanya penghentian reaktor yang menua. Bagian 4 memberikan saran tentang cara deteksi problem penuaan, pengumpulan data, perekaman, evaluasi dan pengkajiannya. Bagian 5 memberikan bahasan mengenai 4
metodologi
dan
petunjuk
untuk
mencegah
dan
memitigasi
konsekuensi dari penuaan. Bagian 6 memberikan petunjuk untuk pengkajian terhadap kondisi-kondisi untuk perpanjangan masa operasi dari reaktor riset yang ada.
2 DEFINISI DARI PENUAAN DAN MANAJEMEN PENUAAN
2.1
DEFINISI DARI PENUAAN
Penuaan didefinisikan sebagai proses umum yang mana karakteristika dari komponen, sistem dan struktur secara bertahap berubah dengan waktu atau masa penggunaan. Proses ini sering kali menimbulkan adanya degradasi material dalam kondisi operasi normal 1. Dalam proses ini termasuk didalamnya kondisi normal dan transien dalam mana komponen, sistem dan struktur dibutuhkan untuk operasi. Kondisi kecelakaan terpostulasi dan paska kecelakaan dikecualikan dalam hal ini [2] dan harus dievaluasi berdasarkan kasus per kasus terhadap efeknya pada utilisasi dan keselamatan reaktor. 1
Kondisi operasi normal meliputi semua kondisi operasi reaktor riset termasuk semua kondisi lingkungan yang melingkupinya. Kondisi lingkungan dapat saja terkait dengan kebutuhan dari suatu percobaan (yang dapat berubah dari kondisi normal aslinya), hingga pada jadual operasi yang berbeda dengan siklus umum dan lain sebagainya
Dalam fasilitas reaktor riset, pengaruh dari degradasi tersebut di atas bisa menimbulkan penurunan atau ketidakmampuan dari komponen, sistem dan struktur untuk berfungsi sesuai kriteria kelayakan. Keselamatan dan utilisasi fasilitas menjadi dapat terganggu kecuali jika dilakukan tindakan pencegahan dan tindakan koreksi padanya. 2.1.1 Kondisi operasi/pelayanan Kondisi operasi mempunyai sumbangan terhadap aksi penuaan melalui proses fisik dan kimia yang berpengaruh pada sifat material dan kemampuan fungsi. Kondisi tersebut adalah: −
Tegangan dan/atau regangan;
−
Temperatur; 5
−
Faktor lingkungan seperti radiasi, kelembaban yang tinggi atau adanya gas atau cairan dengan ktivitas kimia (sebelum dan dalam kondisi operasi);
−
Kelelahan operasi dan korosi, termasuk perubahan dalam dimensi dan/atau posisi relatif dari suatu bagian dalam sebuah perangkat;
−
Pengujian yang berlebihan;
−
Desain
yang
tak
sesuai/mencukupi,
kesalahan
pemasangan
dan
perawatan. Sebagai tambahan dari kondisi operasi di atas, terdapat beberapa kondisi tak terkait
dengan
proses
fisika
dan
kimia
yang
dapat
menimbulkan
kekedaluarsaan (obsolesence) yang berpengaruh pada keselamatan reaktor. Kondisi tersebut adalah: −
Perubahan teknologi;
−
Perubahan syarat keselamatan;
−
Kekedaluarsaan dokumen;
−
Ketidaksesuaian/ketidakcukupan desain;
−
Kesalahan perawatan dan pengujian.
Kondisi operasional non fisik dan kimia tersebut di atas juga dibahas dalam dokumen ini. Diskusi lebih lanjut tentang kondisi operasi untuk penuaan dapat ditemukan dalam Bagian 3.2.
2.1.2 Degradasi material Pengaruh utama dari penuaan adalah degradasi material. Degradasi tersebut dianataranya: −
Perubahan dalam sifat fisik (misalnya konduktivitas listrik);
−
Perapuhan/penggetasan iradiasi;
−
Perapuhan/penggetasan termal;
−
Creep;
6
−
Fatik;
−
Korosi, termasuk korosi-erosi dan korosi yang menimbulkan retak;
−
Keausan (miaslnya fretting) dan keausan yang menimbulkan keretakan (misalnya fretting fatigue).
Berbagai pengaruh dari penuaan didiskusikan pada Bagian 3.3.
2.2
MANAJEMEN PENUAAN
Kebolehjadian sebuah komponen, sistem atau struktur mengalami kegagalan yang
disebabkan
oleh
degradasi
penuaan
biasanya
akan
meningkat
bersamaan dengan lamanya (waktu) sistem terkena kondisi operasi, kecuali jika dilakukan tindakan perlawanan-pencegahan padanya. Tujuan dari manajemen penuaan adala h untuk menentukan dan menerapkan tindakan perlawananpencegahan tersebut. Dalam manajemen penuaan termasuk didalamnya adalah aktivitas seperti proteksi, perbaikan, pemolesan dan penggantian yang mirip dengan aktivitas lain dalam fasilitas reaktor selama perawatan dan pengujian rutin atau dalam aktivitas terkait dengan proyek modifikasi. Akan tetapi tetap perlu dilakukan pembedaan di anatara dua aktivitas berbeda yang serupa
tersebut,
penggunaan
karena
metodologi
kekuarangan/kelemahan
dalam untuk
yang
manajemen mendeteksi
dihasilkan
oleh
penuaan dan kondisi
membutuhkan mengevaluasi operasi
dan
menindaklanjuti dengan tindakan perlawanan untuk mencegah dan memitigasi kekurangan/kelemahan. Salah satu pendekatan terhadap metodologi ini adalah penetapan bahwa sistem reaktor dan komponen dapat melakukan fungsi keselamatannya selama operasi dan dalam kondisi lingkungan operasi. Hal ini dapat dicapai dengan melakukan pemilihan secara tepat terhadap sistem dan komponen yang menjadi subyek dari aktivitas pengamatan-pengawasan dan memasukkannya dalam sebuah program deteksi penuaan jangka panjang, melalui pengumpulan data dan evaluasi terhadap efek potensial dari penuaan. Kegiatan ini akan disertai dengan tindakan perlawanan untuk pencegahan dan mitigasi terhadap efek penuaan dalam rangka meyakinkan akan tercukupinya suatu tingkat keselamatan dalam fasilitas reaktor.
7
Pengelolaan penuaan membutuhkan pemahaman tentang bagaimana penuaan akan mempengaruhi komponen dan material yang digunakan untuk mencapai kondisi keselamatan menyeluruh dari suatu reaktor. Topik ini dibicarakan secara detail dalam Bagian 3 hingga kcenderungan umum dari litbang penuaan pada saat ini dan masa mendatang. Manajemen penuaan dan aktivitas terkait dibahas dalam bagian 4 dan 5.
3 PENUAAN DAN KESELAMATAN REAKTOR RISET
3.1
PERSYARATAN UMUM KESELAMATAN DAN PENUAAN
Tujuan umum keselamatan dari sebuah reaktor riset adalah melindungi individu, masyarakat dan lingkungan dengan menetapkan dan menjaga tindakan pengamanan efektif terhadap bahaya radiologis. Untuk mencapai tujuan ini, sejumlah prinsip dan persyaratan keselamatan diterapkan pada tahapan desain dan sejalan dengan itu dilakukan tindakan tambahan selama operasi reaktor. Prinsip dan tindakan dimaksud adalah, inter alia, pertahanan berlapis, keandalan, analisis keselamatan, jaminan kualitas dan supervisi peraturan termasuk di dalamnya evaluasi dan pengkajian terhadap dokumen keselamatan relevan yang disiapkan oleh organisasi pengoperasi [3,4]. Oleh karena penuaan, mungkin akan terjadi kesetimbangan kompromi terhadap pemenuhan persyaratan dan prinsip keselamatan tersebut di atas. Contoh yang menyertai berbagai bidang terkait keselamatan berikut ini menjelaskan bagaimana penuaan dapat mengurangi tingkat pemenuhan terhadap prinsip dan persyaratan keselamatan. 3.1.1 Penuaan dan pertahanan mendalam Pertahanan menyeluruh biasanya dicapai dengan suatu sistem perlindungan berlapis. Integritas dari sistem perlindungan ini bisa menjadi tidak efektif oleh karena kegagalan pada satu atau lebih dari lapis sistem perlindungan. Proses penuaan bisa saja menimbulkan peningkatan terhadap probabilitas kegagalan dari komponen sistem perlindungan berlapis dan bahkan pada kegagalan
8
sistem perlindungan secara keseluruhan. Berikut ini adalah sebuah contoh tentang pengaruh penuaan terhadap pertahanan mendalam. Pembebasan produk fissi dari bahan bakar ke lingkungan dijaga oleh matrik bahan bakar, kelongsong bahan bakar, kolam reaktor dan bangunan reaktor (confinement: penyungkup). Keretakan pada beton dari bangunan penyungkup oleh karena kondisi lingkungan dalam jangka waktu yang lama akan dapat menurunkan kemampuannya untuk menyungkup pembebasan suatu radioaktif. 3.1.2 Penuaan dan keandalan Penuaan pada komponen sistem akan dapat meningkatkan kegagalan dari komponen tersebut dan menurunkan ketersediaan (availability) dari suatu reaktor. Pada kebanyakan contoh kasus, penggunaan prinsip redudansi dalam sistem terkait keselamatan akan dapat membantu ketahanan kemampuan keselamatan dari sistem tersebut. Walaupun demikian, meskipun pada sistem tersebut te lah mengadopsi prinsip redudansi,
tentu
saja
akan
mengalami
penuaan
dan
pada
akhirnya
mempengaruhi keandalan. Sebagai contoh adalah sistem instrumentasi reaktor nuklir yang didesain untuk mematikan suatu reaktor, mungkin sistem ini terdiri dari tiga kanal yang membutuhkan reaksi dari dua kanal secara bersamaan untuk dapat mematikan reaktor agar prasyarat keandalan 1 10-4 kegagalan per permintaan tercapai. Penuaan beberapa komponen akan menurunkan keandalan sistem menjadi 1 10-3 sehingga tidak memenuhi syarat keselamatan. 3.1.3 Penuaan dan dokumen terkait keselamatan Bersamaan dengan penuaan komponen dan material, beberapa dokumen terkait keselamatan dapat saja mengalami penuaan dalam arti ketinggalan masa berlaku atau kedaluarsa (obsolete). Reaktor riset biasanya sering mengalami
modifikasi
eksperimen
baru,
dan
untuk
menyesuaikan
bersamaan
dengan
kondisi itu
terhadap
perlu
pula
fasilitas dilakukan
pembaharuan (updating) terhadap dokumen terkait. Adalah suatu fakta yang nyata bahwa sehubungan dengan penuaan tersebut memerlukan perubahan pula dalam cara pengujian maupun perbaikan, dan hal ini adalah sangat
9
penting
bagi
program
pengelolaan/majamen
perawatan terhadap
yang
masalah
merupakan penuaan.
fundamental Kesalahan
dari dalam
perawatan terhadap suatu kondisi operasi yang berlainan akan mempercepat penuaan. Keselamatan operasi membutuhkan operator yang mempunyai pengetahuan terhadap yang telah mengalami modifikasi dan dokumen-dokumen terkait. Oleh karena itu diperlukan pelatihan dan penyegaran terhadap semua tingkatan personil yang bertanggungjawab agar menguasai bahwa pada kenyataannya sistem,
program
dan
dokumennya
sudah
tak
sesuai
dan
mungkin
membutuhkan perubahan. 3.1.4 Penuaan dan perbaikan teknologi serta syarat keselamatan Sepanjang umur sebuah reaktor, perbaikan teknologi akan mungkin sekali terjadi bersamaan dengan introduksi teknik dan komponen baru. Hal ini akan menimbulkan kesulitan dalam mendapatkan suku cadang. Perbaikan dalam konsep keselamatan membutuhkan perubahan terhadap perangkat keras dan perangkat lunak yang mungkin akan mempengaruhi rutinitas operasi reaktor. Aktivitas perubahan untuk perbaikan disebut sebagai aktivitas backfitting (lebih lanjut lihat acuan [5]).
3.2
KONDISI OPERASI/PELAYANAN DAN PENUAAN
Efek penuaan biasanya dibahas dalam terminologi efek-efek yang tak diinginkan atau kegagalan. Tetapi penyebab utama fenomena penuaan kebanyakan timbul dari kondisi operasi/pelayanan (kondisi operasi normal), yang mendukung aktuasi mekanisme penuaan tertentu dan menimbulkan efekefek yang tak diinginkan atau kegagalan. Secara singkat dapat diuraikan sebagai: KONDISI OPERASI/PELAYANAN + MEKANISME PENUAAU Menimbulkan EFEK YANG TAK DIINGINKAN ATAU KEGAGALAN
10
Pada sub bagian berikut ini akan dibicarakan tentang pembahasan umum mengenai tiga katagori besar dari kondisi operasi/pelayanan. 3.2.1 Kondisi operasi normal Tingkat radiasi, temperatur dan tekanan pada kondisi operasi normal akan mempengaruhi sifat fisik dari suatu material. Radiasi akan memberikan efek pada beberapa komponen baik yang berada di dalam maupun di luar teras reaktor. Beberapa material juga akan terkena efek radiasi dari material radioaktif yang bersirkulasi bersama dengan pendingin. Sementara itu, efek dari temperatur dan tekanan akan lebih menonjol pada reaktor pembangkit daya, sedangkan dalam reaktor riset akan muncul pada material seperti sekat (gasket). Perubahan berulang (cycling) dari temperatur dan tekeanan akan mempercepat proses kemerosotan (deterioration). Tabel 1 menampilkan rangkuman informasi dari mekanisme penuaan yang spesifik. Informasi tambahan dari tepik ini diberikan dalam daftar 12 kasus dalam Lampiran IV. Informasi lebih lanjut tentang mekanisme penuaan material yang dipakai dalam pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN), tetapi dapat juga diterapkan pada material yang dipakai dalam reaktor riset dapat ditemukan dalam acuan [2]. 3.2.2 Kondisi kejadian operasional terantisipasi Kejadian operasional terantisipasi berikut (yaitu, kebakaran kebanjiran, ekskursi daya atau kepanasan/lewat-panas) akan mempercepat efek penuaan. Adalah dianjurkan
untuk
menyelidiki
dan
melakukan
tindakan
korektif
untuk
menghentikan pemercepatan penuaan. Tabel II merangkum informasi kondisikondisi tersebut dan mekanisme penuaan yang menginduksinya. TABEL I. EFEK PENUAAN PADA BEBERAPA KONDISI OPERASI/PELAYANAN Kondisi Radiasi
Mekanisme penuaan Perubahan sifat
Temperatur
Perubahan sifat
Konsekuensi/kegagalan − dekomposisi kimia − perubahan kekuatan − perubahan duktilitas − perubahan warna − swelling − perubahan resistivitas − derjat bakar − perubahan kekuatan − perubahan resistivitas
11
Tekanan
Creep
Perubahan berulang temperatur, aliran dan/atau beban, vibrasi karena aliran
Gerakan
− perubahan duktilitas − perubahan warna − perubahan bentuk (mis. − −
patah, runtuh) pergeseran perubahan posisi dan kedudukan letak sambungan kendur patah, runtuh perubahan bentuk kemerosotan permukaan (deterioration of surface) perubahan kekuatan
Kelelahan
− − − −
Aliran
Erosi
−
Kimia cair
Korosi/sel galvanis
− pembebasan material
Fatik
− − − − TABEL II. EFEK TERANTISIPASI
PENUAAN
UNTUK
Kondisi
Mekanisme penuaan
Ekskursi daya
Kerusakan termal dan mekanis
Banjir
Deposisi dan kontaminasi kimia Panas, asap, gas reaktif
Kebakaran
radioaktif perubahan kekuatan perubahan posisi partikel hubung singkat kebocoran
KEJADIAN
OPERASIONAL
Konsekuensi/kegagalan − kemerosotan sistem − percepatan penuaan − korosi − penurunan kekuatan − korosi
TABEL III. EFEK PENUAAN UNTUK BEBERAPA LINGKUNGAN KONDISI OPEARSI/PELAYANAN Kondisi
Mekanisme penuaan
Kelembaban, salinitas
Korosi/ sel galvanis
Agen kimia
Angin, debu, pasir
12
Reaksi kimia
Erosi dan deposisi
Konsekuensi/kegagalan − kebocoran − pembebasan material − − − − − − − −
radioaktif penurunan kekuatan deposisi partikel hubung singkat produk kimia tak diinginkan kemerosotan struktur perubahan kekuatan kemerosotan permukaaan kegagalan fungsi komponen
3.2.3 Kondisi lingkungan Kondisi lingkungan yang dimaksud di sini, termasuk didalamnya adalah kondisi iklim seperti kelembaban, kebekuan dan angin, dan kondisi lokasi seperti salinitas, pasir, debu dan agen kimia. Efek dari kondisi ini secara umum adalah korosi, erosi atau reaksi kimia tak dikehendaki terhadap perlengkapan yang terpapar oleh lingkungan tersebut. Tabel III merangkum informasi dari kondisi dan mekanisme penuaan tersebut.
3.3
KONDISI FISIK ATAU MEKANISME DAN EFEK PENUAAN
Sub bagian berikut ini akan membahas mengenai efek umum dari penuaan (perubahan fisik), melalui beberapa mekanisme, yang mungkin diakibatkan oleh beberapa kondisi operasi/pelayanan tertentu terhadap material, komponen dan sistem dari suatu reaktor riset. Dalam pembahasannya dibicarakan pula sejumlah problema terkait penuaan yang muncul dari berbagai kondisi operasi/pelayanan, yang mana jika kondisi atau mekanisme ini muncul secara bersamaan maka proses penuaan dapat saja terjadi dengan lebih cepat. 3.3.1 Radiasi Secara umum pengaruh iradiasi neutron terhadap logam adalah peningkatan yield dan ultimate strength yang menurunkan kekuatannya. Gas helium dan gas produk fissi dalam matrik logam akan menimbulkan beberapa sifat material dan juga s welling. Swelling adalah suatu hal yang serius dalam berbagai peralatan pengendali reaktor yang terbuat dari senyawa boron. Iradiasi neutron cepat pada grafit akan menimbulkan pergeseran pada kisi-kisi atomnya yang akan menimbulkan pertumbuhan/pengembangan grafit dan distorsi. Efek Wigner pada grafit juga menimbulkan problem pada beberapa reaktor riset berdaya tinggi. Untuk reaktor seperti ini, penggetasan komponen dari berilium juga perlu diperhatikan. Beton secara tradisional sering dipakai sebagai material perisai radiasi. Walaupun demikian kerusakan berat pada beto n dalam berbagai kondisi
13
operasi/pelayanan raktor riset tidak perlu dirisaukan karena biasanya beton berada dalam medan radiasi tinggi. Perangkat listrik dan elektronik (misalnya kabel coaxial dan kabel lainnya) biasanya diletakkan pada daerah radiasi rendah yang mana tidak mungkin lagi diperlukan suatu tindakan tertentu termasuk pengamatan dan pembaharuan komponen. Semua material dari bahan organik dan gelas sangat sensitif terhadap radiasi, oleh karena itu secara selektif harus dipantai terus selama dalam penggunaan. 3.3.2 Temperatur Perhatian khusus harus selalu dicurahkan terhadap pendinginan dari beberapa fasilitas percobaan dan struktur reaktor seperti kolom termal, perisai beton dan kabel listrik serta kabel instrumentasi yang berada pada daerah yang panas tanpa ventilasi yang memadai. Temperatur di atas 60 oC dapat menyebabkan degradasi beton karena dehidrasi yang menyebabkan kerusakan integritas dan efektivitas perisai neutron. Peningkatan temperatur pada beberapa bahan polimer akan menghasilkan pengerasan atau penurunan kekuatan tarik (tensile strength) dan elastisitas, walaupun temperatur yang dimaksud dalam rentang operasional reaktor riset. 3.3.3 Tekanan Reaktor riset beroperasi pada tenan yang jauh berada di bawah tekanan reaktor daya. Oleh karena itu, kalau hanya tekakan, tidak akan memberikan tekanan yang berarti terhadap komponen dalam reaktor-reaktor riset. Lokasi dengan tekanan yang cukup tinggi perlu diperhatikan secara terpisah. Tindakan khusus perlu dilakukan dengan perangkat uji yang diperasikan pada temperatur dan tekanan tinggi. 3.3.4 Vibrasi dan perulangan (cycling). Vibrasi dan perulangan perubahan tekanan, aliran atau temperatur akan meningkatkan tekanan beban yang dapat menyebabkan keretakan pada material dan pada umumnya menimbulkan patah/kerusakan fatik. Vibrasi dapat menyebabkan degradasi pada komponen elektronik dan instrumentasi. Vibrasi
14
pada sambungan dan sil adalah suatu faktor serius yang mengancam integritasnya. Pergeseran posisi dan lokasi adalah sautu fenomena umum yang disebabkan oleh vibrasi. Pergeseran relatif secara berulang di antara bagian yang berdekatan akan menimbulkan gesekan (fretting) dan kelelahan. 3.3.5 Korosi Korosi adalah reaksi antara logam dan lingkungannya. Korosi akan menimbulkan kerugian pada material melalui degradasi permukaan dan penurunan kekuatan. Beberapa tipe korosi (misalnya korosi intergranular, korosi tekanan/regangan, korosi fatik) menyebabkan penurunan kekuatan melalui pengembangan keretakan. Efek lain dari korosi adalah deposisi partikel (produk korosi) pada daerah
rentan (misalnya dudukan katup) yang
menimbulkan ketidaknormalan fungsi dari suatu komponen. Partikel tersebut dapat saja membawa radioisotop yang akan mempersulit kondisi dalam pengerjaan perwatan komponen. Produk korosi yang menutupi volume yang lebih besar dari volume logamnya akan menyebabkan penyumbatan celah dan penyempitan saluran. Korosi pada tulangan beton juga terjadi dan harus diperhitungkan. Walaupun korosi muncul dengan varian bentuk yang banyak, tetapi secara umum dapat digolongkan menjadi tiga tipe, yaitu: Korosi tanpa beban mekanis −
Serangan korosi merata;
−
Serangan korosi lokal (sel galvanis);
−
Serangan korosi terarah (selective), terutama korosi intergranular.
Korosi dengan beban mekanis −
Retak korosi tekanan/regangan
−
Fatik korosi
Erosi korosi Seperti telah dijelaskan bahwa lingkungan pada kondisi operasi/pelayanan adalah merupakan penyebab utama korosi, tetapi beberapa kondisi operasi tertentu seperti kondisi penyebab erosi akan mempercepat dan meningkatkan proses korosi lebih lanjut.
15
3.3.6 Reaksi-reaksi kimia lain Beberapa kondisi lingkungan dapat menyebabkan kemerosotan (deterioration) struktur atau peralatan melalui reaksi kimia lain, selain reaksi korosi, misalnya reaksi antara struktur dan peralatan dengan ozon atau NO2 . Penggunaan bebrapa bahan kimia dapat menyebabkan kerusakan peralatan. Perhatian khusus harus dilakukan bila mengiradiasi kapsul yang memuat bahan seperti tembaga (copper) atau merkuri yang secara kuat dapat mengkorosi paduan aluminium. 3.3.7 Erosi Kondisi operasi seperti aliran fluida berkecepatan tinggi dapat menyebabkan erosi atau pengikisan peralatan misalnya pipa dan alat penukar kalor (heat exchanger).
Erosi
akan
menghasilkan
kemerosotan
permukaan
dan
menurunkan kekuatan. Kondisi lingkungan seperti angin berkecepatan tinggi atau badai pasir dapat menyebabkan erosi pada bagian luar dari struktur.
3.4
KONDISI NON-FISIK DAN EFEK PENUAAN
3.4.1 Perubahan teknologi Reaktor riset dibangun berdasarkan standar dan peralatan perlengkapan pada saat konstruksi dilakukan. Setelah itu terjadi kemajuan dalam teknologi, terutama dalam bidang elektronik. Walaupun sistem instrumentasi kendali yang dipakai masih berfungsi denga baik, untuk mendapatkan sukucadangnya sudah sulit. Kondisi seperti ini akan menyebabkan keperluan untuk mengganti keseluruhan sistem instrumentasi kendali dalam rangka memfasilitasi program perawatan yang benar dan memadai. 3.4.2 Perubahan syarat keselamatan Kebanyakan reaktor riset, dari saat dibangin hingga sekarang telah mengalami pengenaan berbagai syarat keselamatan. Bersamaan dengan modifikasi dan
16
penggantian perangkat keras, perlu pula dilakukan pembaharuan terhadap dokumentasinya. Modifikasi semacam ini disebut sebagai aktivitas backfitting. 3.4.3 Kekedaluarsaan dokumen Utilisasi dari reaktor membutuhkan perubahan dan modifikasi karena percobaan, hal ini menyebabkan dokumen reaktor cenderung menjadi mudah kedaluarsa. Suatu manajemen penuaan yang baik seharusnya mencakup pembaharuan (updating) dari petunjuk operasi, gambar, spesifikasi dan dokumen terkait lainnya. TABEL IV. EFEK PENUAAN UNTUK KONDISI NON-FISIK Kondisi Mekanisme penuaan Konsekuensi/kegagalan Kemajuan teknologi Suku cadang menurun, − kesulitan dalam perawatan kehilngan pemasok Perubahan syarat keselamatan
Sistem dan komponen keselamatan kedaluarsa
− kempengaruhi operasi − modifikasi sistem dan komponen terkait keselamatan
Kekedaluarsaan dokumen dan prosedur administratif
Pembaharuan tak sempurna
− informasi tak lengkap
Ketidakcukupan desain
Berbagai hal
− penuaan bertambah cepat − mendukung dan menimbulkan kondisi operasi yang tak diinginkan
Kesalahan perawatan dan pengujian periodik
− kemerosotan
Berbagai hal
(deterioration) sistem
3.4.4 Ketidakcukupan dalam desain Ketidakcukupan dalam desain termasuk didalamnya kesalahan dalam memilih material dan ketidakcukupan untuk diakses dan diperbaiki. Konsekuensinya adalah penuaan fisik yang bertambah cepat. Untuk mengatasi efek dari desain yang tidak memadai, dibutuhkan penurunan tingkat daya sedemikian rupa sehingga
dapat
menurunkan
laju
penuaan,
atau
mungkin
diperlukan
pengawasan dan pengujian yang lebih sering.
17
3.4.5 Kesalahan perawatan dan pengujian Kesalahan dalam perawatan dan pengujian akan dapat meningkatkan pengaruh fisik dari penuaan dalam berbagai cara. Sebagai contoh, peningkatan tekanan pada bantalan hingga patah sebagai akibat tegangan dan regangan berlebihan pada mur akan mempercepat keausan/kelelahan. Pengujian terlalu sering dan penggunaan prosedur yang tidak sesuai dengan desain dan rekomendasi dari pabrikan dapat melukai dan merusak komponen, sistem dan struktur. Dalam hal ini penggunaan staf terlatih menjadi penting. Pencatatan harus selalu dibuat dan disimpan dengan baik. Tabel IV merangkum informasi kondisi dan mekanisme penuaan terkait dengan kondisi dan lingkup ini.
3.5 TREN TERKINI DAN AKTIVITAS LITBANG PENUAAN MENDATANG Kebanyakan informasi problem penuaan adalah untuk PLTN. Untuk itu program yang ekstensif dilakukan baik oleh IAEA maupun di negara anggotanya. Sebagian besar dari studi tersebut bertujuan untuk mempelajari penuaan pada logam (biasanya steel), degradasi struktur beton, perangkat listrik, komponen elektronik, elastomer dan pelumas. Kebanyakan riset tersebut dilakukan dalam reaktor riset, beberapa diantaranya didedikasikan secara khusus untuk pengujian material (lihat Lampiran IV). Beberapa dari aktivitas riset tersebut di atas dapat pula diterapkan pada reaktor riset. Pengoperasi reaktor riset diuntungkan dengan berbagai pengalaman yang diperoleh dari penyiapan program manajemen penuaan yang diperuntukan bagi PLTN. Pendekatan metodologi dan juga hasil-hasil spesifik dari topik penelitian seperti korosi, sifat penuaan komponen listrik dan elektronik dapat disesuaikan dan diterapkan kepada reaktor riset (lihat, acuan [6] dan [7]). Cakupan telah teridentifikasi dan membutuhkan pengembangan lebih lanjut untuk mendeteksi dan memitigasi efek penuaan. Beberapa cakupan tersebut dapat diterapkan pada reaktor riset, yaitu sebagai berikut: −
18
Pemahaman lebih baik terhadap mekanisme penuaan.
−
Penelitian teknis pada satu komponen yang dapat diidentifikasikan akan mempunyai dampak penuaan terkait dengan keandalan dan keselamatan sistem..
−
Perbaikan teknik untuk prediksi keandalan.
−
Perbaikan metodologi untuk memprediksi sisa umur pakai.
−
Perbaikan petunjuk pemantauan kondisi operasi/pelayanan.
3.5.1 Isu khusus untuk reaktor riset Reaktor nuklir riset mempunyai masalah yang unik yang memerlukan penanganan yang spesifik. Operator reaktor riset sudah menangani masalah tersebut selama bertahun-tahun, yang pada awalnya adalah merupakan respons terhadap problem aktual dalam reaktor yang spesifik hingga sekarang menjadi program riset yang sistematik. Butir utama dari program reaktor riset yang berhubungan dengan penuaan adalah: −
Tangki reaktor aluminium dan komponen lainnya
−
Efek pada grafit dan berilium (bahan moderator dan reflektor)
−
Kekedaluarsaan perangkat elektronik
−
Korosi pada pendingin dan komponen sistem lainnya
−
Kemerosotan pada pipa alat penukar kalor
−
Degradasi dari menara pendingin
−
Degradasi pada struktur beton
−
Syarat keselamatan baru
Butir pertama, yaitu efek penuaan pada aluminium, adalah unik untuk reaktor riset dan hanya sedikit informasi yang mungkin dapat diperoleh dari literatur PLTN. Laju degradasi untuk kasus lain tidak sebesar di reaktor riset sebagaiman juga pada PLTN, dan lagi tingginya frekuensi penghentian reaktor dan perubahan daya pada reaktor riset serta usia realtif tua dari reaktor riset yang ada menjadikan isu ini semakin penting. Riset tentang aluminium paduan
19
telah dilakukan dan dipublikasikan secara luas. Informasi dan bahan acuan lebih lanjut dari berbagai studi kasus tercantum dalam daftar di Lampiran IV. Sebagai tambahan, petunjuk mengenai perpanjangan umur komponen reaktor riset telah dikemukakan dan diterapkan di beberapa negara anggota IAEA (Member State). Selain itu, juga sedang berjalan proses pengambilan keputusan di beberapa negara anggota untuk memutuskan apakah reaktor riset akan
dihentikan
(shutdown ),
diperbarui
(refurbish),
dimodifikasi
atau
didekomisioning [9, 10]. Beberapa kasus pembaharuan pada reaktor riset akibat penuaan dicantumkan pada Lampiran IV. IAEA telah memasukkan masalah-masalah penuaan dalam anggaran dan program yang disebut Program Riset Terkordinasi (Co-ordinated Research Programme, CRP). Program ini akan dimulai tahun 1994 dan sebagian besar melingkupi isu-isu terkait dengan teknik uji tak-merusak (non-destructive technique) dan pengawasan in-service (in-service inspection) pada reaktor riset. 3.5.2 Pengawasan dan pengujian paska operasi/pelayanan Setelah
fasilitas
dihentikan
secara
permanen
and
sebelum
dilakukan
dekomisioning, program pengujian dan pengecekan lapangan harus dilakukan untuk mendeteksi dan mengkaji kelanjutan dari efek penuaan. Program ini harus terus berlanjut selama struktur, sistem dan komponen tua/lama dari fasilitas tersebut masih ada dan proses dekomisioning belum selesai. Selama proses dekomisioning masih dimungkinkan untuk melakukan pengujian, mungkin dengan uji merusak, terhadap komponen yang mengalami kondisi operasi terberat. Contoh dari kasus ini adalah saluran berkas neutron pada sisi ujung yang menempel di teras dari suatu reaktor riset.
4 DETEKSI DAN KAJIAN EFEK PENUAAN
4.1
PROGRAM DETEKSI PENUAAN
Sejak penuaan mulai mempengaruhi kondisi keselamatan umum dari fasilitas reaktor riset, diperlukan suatu pendeteksian dan pengkajian tentang pengaruh
20
komponen yang menua terhadap keselamata n. Jadi suatu program untuk deteksi efek penuaan harus dilaksanakan secara teratur dalam rangka kegiatan manajemen penuaan. Program ini harus didasarkan pada informasi data desain, perawatan dan pengujian periodik dari komponen dan sistem. Insiden dan kegagalan
aktual
harus
dijadikan
sebagai
suatu
faktor
yang
harus
diperhitungkan dalam program, dan selain itu juga harus dilakukan estimasi dari umur sisa operasi/pelayanan dari komponen yang ada. Program ini harus juga memuat metode untuk seleksi dan katagorisasi komponen yang akan menua, aktivitas pemeriksaan (surveillance), metode pengumpulan data dan metode lebih lanjut untuk evaluasi efek-efek penuaan. Pengkajian efek penuaan sangat bergantung pada kegiatan pengumpulan, penyimpanan dan evaluasi data, oleh karena itu perhatian harus dicurahkan untuk hal-hal terkait dengan kegiatan ini. Bagian berikut ini akan membahas metode dan aktivitas yang harus diperhitungkan dalam program ini.
4.2 SELEKSI DAN KATAGORISASI PERANGKAT YANG AKAN MENUA Program deteksi penuaan harus mempunyai daftar dari seluruh sistem dan komponen utama dari sebuah reaktor riset dan analisis kemungkinan penuaannya berdasarkan pada mekanisme penuaan yang telah dijabarkan pada Bagian 3. Seleksi dan katagorisasi dari perangkat yang akan mengalami proses penuaan yang potensial harus dilakukan selama proses perancangannya. Material dan perangkat harus diseleksi untuk meminimasi efek penuaan. Proses seleksi meliputi: −
Identifikasi terhadap kondisi operasi/pelayanan khusus (misalnya, tekanan, operasi, fluen radiasi, lingkungan kimia);
−
Keterkaitan dengan keselamatan;
−
Material pembuat (misalnya, carbon steel, stainless steel);
−
Mode operasi yang dibutuhkan;
−
Persyaratan pengujian;
21
−
Persyaratan perawatan;
−
Perkiraan umur operasi termasuk estimasi penggunaan pra pelayanan; dan
−
Kemudahan penggantian.
Katagorisasi komponen, struktur dan sistem yang diperkirakan akan mengalami penuaan harus dilakukan berdasarkan kepada beberapa faktor keterkaitan, yaitu keterkaitan/kepentingan dengan keselamatan, kemudahan diperbaiki atau diganti. Salah satu contoh katagorisasi komponen adalah sebagi berikut: Katagori I: Perangkat/peralatan yang mempunyai faktor keterkaitan/kepentingan utama, tidak mempunyai redudansi, tak mudah diperbaiki atau diganti (tanki reaktor, pipa sistem pendingin primer) Katagori
II:
Perangkat/peralatan
yang
mempunyai
faktor
keterkaitan/kepentingan utama, tetapi memiliki redudansi, mudah di periksa atau mudah diganti (misalnya, catu daya listrik, batang kendali). Katagori III: Perangkat yang tidak mempunyai keterkaitan/kepentingan yang utama tetapi tidak mudah untuk diperiksa atau diperbaiki (misalnya, sistem purifikasi air primer). Katagori IV: Perangkat/Peralatan lain (misalnya, generator diesel pembantu). Contoh lain adalah katagorisasi sistem reaktor menurut keterkaitan/kepentingan dengan keselamatan dan kemudahan penggantian sebagai parameter yang dipertimbangan. Lampiran I menampilkan daftar sistem reaktor dan mekanisme penuaan yang dipersiapkan untuk reaktor tipe kolam dan tipe air berat. Lampiran II daftar masalah penuaan yang nyata terjadi di beberapa reaktor riset. Daftar ini sangat berguna dalam identifikasi hal pokok yang akan diperhatikan. Petunjuk lain sebagai tambahan juga dapat diperoleh dari acuan [7]. Informasi tentang spesifikasi perangkat dalam kondisi operasi juga harus disertakan selama tahap seleksi komponen agar memungkinkan adanya tindak lanjut berkaitan dengan kemampuan kinerja terkini, perawatan dan pengujian. Kekurangan akan data spesifikasi ini harus diimbangi dengan pengelolaan data
22
desain yang baik terkait dengan spesifikasi tersebut yang berasal dari pabrikan, agar dapat dijadikan suatu informasi awal yang bermanfaat.
4.3
AKTIVITAS PEMERIKSAAN PENUAAN
Aktivitas pemeriksaan (surveillance) penuaan adalah bagian dari program deteksi penuaan yang mana merupakan suatu program jangka panjang. Aktivitas ini harus direncanakan sedini mungkin dan terus tetap berjalan secara kontinue selama umur operasi reaktor. Berdasarkan pada desain, spesifikasi pabrikan, serta pertimbangan pengalaman operasi, aktivitas pemeriksaan penuaan harus direncanakan secara konsisten dengan seleksi perangkat, proses katagorisasi dan kualifikasi komponen seperti yang telah dibahas di atas. Aktivitas ini juga seharusnya mengambil pengalaman berharga dari program perawatan
pencegahan
dan
pengujian
periodik
yang
ada.
Aktivitas
pemeriksaan penuaan adalah sebagai berikut: 4.3.1 Inspeksi dan pengamatan visual Bukti nyata adanya penuaan dapat timbul secara bertahap dan tiba-tiba. Oleh karena itu pengamatan dan inspeksi visual yang teliti dalam program inspeksi in-service periodik atau yang terjadual untuk semua komponen dan sistem harus dilaksanakan. Mungkin saja kegiatan ini merupakan bagian dari program perawatan pencegahan. Inspeksi dan pengamatan visual terjadual harus dilaksanakan sesuai dan konsisten dengan katagori komponen, sistem dan struktur. Gejala yang timbul dari masalah penuaan adalah distorsi dimensi, permukaan atau material, kebocoran, retak dan perubahan warna. Operator dan petugas perawatan harus dilatih agar dapat melaporkan gejala -gejala perubahan penampakan tersebut dengan baik. Laporan ini, sejalan dengan kegiatan inspeksi terjadual adalah sangat penting agar dapat melakukan tindakan pencegahan maupun mitigasi penuaan dengan teratur. Budaya “setiap
orang
bertanggungjawab
untuk
melaporkan
kelainan
atau
masalah” adalah suatu cara terbaik untuk dapat menemukan problem-problem potensial. Aktivitas inspeksi juga harus direncanakan untuk perawatan operasi jangka panjang dan selama reaktor tak beroperasi (shutdown ). Kegiatan ini harus
23
memasukkan
rekomendasi
dari
pabrikan
untuk
pekerjaan
perawatan
pencegahan seperti verivikasi toleransi, pelumasan dan lain sebagainya. 4.3.2 Pemantauan Efek penuaan dapat terdeteksi melalui adanya perubahan dari parameter terukur. Sebagai contoh, peningkatan temperatur atau tekanan dapat mengindikasikan adanya akumulasi produk korosi dalam pipa alat penukar kalor
dan
mungkin
karena
degradasi
dari
komponen
elektronik
dari
instrumennya. Parameter-parameter tersebut secara periodik harus diukur secara konsisten, dan hasil pengukurannya dibandingkan-bandingkan dan dikaji. Parameter fisik seperti temperatur, tekanan, laju alir, waktu jatuh batang kendali, tingkat radiasi (misalnya, radiasi neutron dan gamma), kualitas air adalah merupakan indikator dari kondisi sistem, struktur dan komponen. 4.3.3 Pengujian Banyak efek penuaan yang tak dapat diukur secara langsung. Aktivitas yang benar-benar terencana harus disiapkan untuk memfasilitasi kinerja teratur dari pengujian menyeluruh yang dibutuhkan. Pengujian dapat digunakan untuk melihat adanya tanda kemerosotan (deterioration). Pengujian terjadual harus menghasilkan informasi seksama untuk mengkasji efek-efek penuaan (misalnya, tahanan isolasi kabel, uji kebocoran struktur pengungkung atau penyungkup, perubahan kekerasan karena iradiasi). Uji tak merusak akan sngat berguna untuk mengidentifikasi degradasi karena penuaan. (misalnya, pengukur ketebalan ultrasonik untuk memantau erosi dinding pipa, pengukuran distorsi fisik bahan bakar atau pelengkungan, pengukur dye penetrant untuk sambungan las pada liner kolam, pengukur vibrasi untuk mengukur degradasi alat berputar atau struktur interkoneksi, radiografie sistem dan komponen untuk mengetahui kondisi komponen internal). Pada beberapa kasus, uji dengan merusak mungkin diperlukan (misalnya, untuk mengetahui energi yang tyersimpan dalam sepotong grafit). 4.3.4 Uji kinerja Efek dari penuaan dapat dideteksi dengan pengecekan kinerja sistem, struktur dan komponen (misalnya, pergerakan titik letak, kemerosotan komponen
24
elektronik atau mekanik dari katup dan aktuator katup atau mekanik penggerak batang kendali yang dapat menjadikan adanya perubahan pada kinerja sistem kendali). Oleh karena sebab-sebab ini, hasil dari program pengujian, yang bergantung pada spesifikasi desain dan pengoperasian dari suatu fasilitas, harus di evaluasi untuk mendapatkan tren gejala-gejala yang dapat mengindikasikan adanya masalah penuaan.
4.4
PENGUMPULAN DAN PENCATATAN DATA
4.4.1 Pengalaman selingkung Data yang diperoleh dari inspeksi, pemantauan dan pengujian harus dikoleksi secara berkala kemudian dievaluasi dan disimpan dan terjaga. Demikian pula dengan laporan operasi dan perawatan juga harus dikoleksi dan dianalisis untuk melihat tanda-tanda adanya masalah kemerosotan. Seringkali data ada dalam bentuk laporan teknis. Laporan ini harus merekam data tersebut dalam interval harian, mingguan, bulanan, kuartalan atau tahunan sesuai dengan situasi dan kondisi komponen dan pengaruhnya terhadap keselamatan. Catatan dan rekaman data penggantian, modifikasi, dan perawatan komponen reaktor juga merupakan sumber informasi yang dapat digunakan untuk memahami efek-efek penuaan. Dalam reakaman data tersebut, seharusnya tercantum metode identifikasi masalah, analisis dan solusinya. Penyiapan laporan ditulis mengikuti prosedur yang telah ditetapkan. Rekaman data harus tetap dijaga sepanjang umur selama komponen, struktur dan sistem dari fasilitas masih ada dan belum dilakukan proses dekomisioning. Dalam hal ini terdapat suatu kasus khusus yang mana informasi tetap harus dijaga dalam suatu periode yang panjang sebagaimana dibutuhkan oleh fasilitas. Sebagai contoh, sumber data terkomputerisasi dari beberapa pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) yang masih ada adalah Sistem Data Keandalan Fasilitas Nuklir (Nuclear Plant Reliability Data System, NPRDS) di Institut Pengoperasian PLTN [6]. Contoh lain dari koleksi data PLTN dan program pemeliharaan rekaman data diberikan dalam acuan [8].
25
IAEA telah menyelesaikan Program Riset Terkordinasi (CRP) untuk akuisisi data untuk studi PSA riset reaktor dengan tujuan mengembangkan sistem koleksi data untuk reaktor riset dan membuat data keandalan khusus reaktor riset yang digunakan dalam PSA. Walaupun data ini dikumpulkan dengan tujuan data kegagalan komponen tertentu, tetapi metodologinya sangat berguna untuk pengumpulan data tentang penuaan [9]. 4.4.2 Pengalaman operator reaktor riset lain Walaupun terdapat banyak metode yang mungkin dapat digunakan untuk pengumpulan data dan pengumpulan berbagai pengalaman terhadap penuaan, Tetapi terdapat salah satu metode yang lebih bagus, yaitu melalui suatu kuisioner. Sebuah contoh pengumpulan data dan analisis kuisioner yang digunakan pada workshop penuaan pada reaktor pembangkit daya adalah sebagai berikut [2]: Untuk setiap sistem yang dianalisis, partisipan diminta untuk memberikan informasi berikut: −
Nama sistem;
−
Komponen;
−
Mode kegagalan aktual dan potensial;
−
Cara penemuan (aktual dan potensial);
−
Perkiraan atau pengamatan dari dasar penyebab kegagalan;
−
Perkiraan atau pengamatan terhadap lingkungan dan masalah penuaan;
−
Komentar
Tabel V dikompilasi dengan menggunakan informasi di atas. Contoh kuisioner yang disiapkan untuk digunakan dalam reaktor riset diberikan pada Lampiran III. Model matematis dari proses penuaan dan teknik pengkajian keselamatan probabilistik dapat digunakan untuk menentukan bagaimana penuaan akan mempengaruhi ketidaksiapan (unavailability) komponen dan sistem. Salah satu contoh yang bermanfaat diberikan di acuan [2] yang didalamnya membahas 26
detail dari pengembangan teknik pengkajian keselamatan probablistik yang dapat diterapkan pada penuaan dalam reaktor daya. Acuan [9] membahas hal yang sama untuk kasus pengumpulan data terkait dengan keandalan sistem dan komponen reaktor riset.
27
TABEL V. CONTOH KUISIONER (Sumber: IAEA-TECDOC-540) Sistem
Komponen
Mode kegagalan aktual dan potensial
Cara penemuan
Penyebab dasar kegagalan teramal atau teramati
HVAC
Pompa injeksi tekanan tinggi
Ketidakcukupan masukan
Kegagalan selama operasi
Komponen air pendingin Komponen air pendingin
Perpipaan
Batas tekanan
Perambatan rutin
Saluran udara melalui pendingin tersumbat Penipisan dinding
Alat penukar kalor
Ketidakcukupan luaran
Perubahan parameter operasi
DC darurat
MCC untuk katup injeksi tekanan rendah Fondasi kompresor udara
Respons tertunda
Pengujian rutin
Kegagalan fondasi
AC darurat
Kabel
HVAC
Peredam api
Proteksi kebakaran tak memadai Proteksi kebakaran tak memadai
Udara layanan
28
Problem dan lingkungan penuaan teramal atau teramati Kotor/debu
Komentar
Erosi cairan
Laju alair tinggi
Koefisien perpindahan panas yang buruk Saklar lengket
Air layanan korosif
Pertumbuhan organik yang membengkak Uap garam di udara
Pengamatan pengawasan khusus Perawatan rutin
Keretakan beton
Vibrasi
–
Lapisan tahan api yang retak
Dilapisi secara terpisah dari kabel
Pengamatan pengawasan khusus
Peredam lengket
Temperatur tinggi dan kelembaban yang tak cukup Kotor/debu
Uap korosif
–
–
4.5
EVALUASI TERHADAP EFEK PENUAAN
4.5.1 Pengkajian selingkung Apabila program deteksi penuaan dilaksanakan tidak lama setelah fasilitas reaktor riset dioperasikan, tidak akan tersedia informasi awal sejarah kegagalan dari komponen dan sistem aktual. Walaupun demikian, pada umumnya tersedia informasi dari fasilitas yang sama atau dari program penelitian dan pengujian yang dapat dimanfaatkan dalam menetapkan manajemen prioritas dalam program ini. Begitu pengoperasian fasilitas berjalan, data terkait dengan penuaan akan dapat diperoleh. Pengkajian periodik terhadap data ini sesuai dan
konsisten
dengan
katagori
dan
kepentingan
keselamatan
akan
menghasilkan informasi-informasi yang dapat digunakan untuk mengevaluasi efektivitas program deteksi penuaan. Modifikasi program, untuk perbaikan, harus berdasarkan sekumpulan pengalaman yang tercatat dengan baik (terkompilasi). 4.5.2 Pemanfaatan tenaga ahli (experts) Tenaga ahli dapat digunakan sebagai tambahan terhadap kemampuan lokal selingkung, terutama dalam aplikasi teknik inspeksi tertentu, dan untuk mengiterpretasikan hasil-hasil yang diperoleh dari inspeksi lapangan. Tenaga ahli tersebut dapat saja merupakan seorang i nsinyur atau ilmuwan yang bekerja dalam bidang industri nuklir, penelitian dan organisasi regulasi yang mempunyai pengetahuan dan pengalaman tentang perilaku dan unjuk kerja reaktor nuklir riset (reaktor riset), atau tenaga ahli di luar bidang industri nuklir. 4.5.3 Pengkajian final isu terkait penuaan Begitu pengaruh dari masalah terkait penuaan terhadap suatu struktur, sistem atau komponen telah teridentifikasi, pengkajian menyeluruh terhadap berbagai situasi yang berkaitan dengan kelanjutan operasi harus dibua t. Hal ini dapat dimulai dengan menjawab beberapa pertanyaan berikut ini:
29
(1). Apakah kegagalan dan degradasi komponen, sistem atau struktur akan membawa operasi reaktor berada di luar batas dari kondisi dan batasan operasi menurut lisensi reaktor ? (2). Apakah sistem atau komponen terdegradasi masih memenuhi spesifikasi fungsi kerjanya ? Jika tidak apa akibatnya ? (3). Mungkinkan akan terjadi kegagalan secara cepat atau waktu kegagalan dapat diestimasi, atau terdapat indikasi-indikasi yang bisa dikaji untuk menentukan kapan terjadi kegagalan ? (4). Apa akibat termungkin dari kegagalan jika diperhitungkan akan terjadi sesuai kriteria kegagalan tunggal ? (5). Haruskah diasumsikan terjadi kerusakan sehingga tak dapat dioperasikan ? (6). Apakah kerusakan dapat diperbaiki atau harus diganti sesuai dengan program perawatan. (7). Apakah perbaikan dan penggantian harus didiskusikan dengan badan terkait ? (8). Jika dilakukan penggantian komponen atau sistem, lebih lanjut lagi, adakah petunjuk, standar dan teknik QA yang dapat digunakan pada saat itu ? (9). Apa solusi dari problem penuaan tersebut ?
5 PENCEGAHAN DAN MITIGASI TERHADAP EFEK PENUAAN
5.1
UMUM
(1). Pencegahan dan mitigasi terhadap efek-efek penuaan dapat dilaksanakan dengan: (2). Perlakuan yang sesuai dan memadai pada waktu perancangan (desain) reaktor; (3). Pengamatan dan pengujian untuk mengkaji adanya degradasi komponen dan sistem; 30
(4). Program perawatan pencegahan; (5). Evaluasi periodik terhadap pengalaman operasi; (6). Optimisasi terhadap kondisi operasi; dan (7). Perbaikan, penggantian dan pembaharuan/pemolesan komponen.
5.2
PENCEGAHAN MELALUI DESAIN
Dalam Kode IAEA untuk Keselamatan Reaktor Nuklir Riset (IAEA Code on the Safety of Nuclear Research Reactors) : Desain [3] terkait penuaan mensyaratkan: “ Pemilihan material 543. Dalam tahap desain, harus diadopsi marjin/batas keselamatan yang tepat untuk memberikan antisipasi sifat material pada akhir umur kegunaannya. Bila data material tak ada, harus diadopsi program pengamatan material yang memadai, dan hasil-hasil yang diperoleh dari program ini digunakan untuk mengevaluasi kecukupan desain selama interval tertentu. Hal ini membutuhkan perancangan (selama tahap desain) pemantauan material yang mana sifat mekanisnya akan mengalami perubahan selama operasi/pelayanan karena faktor-faktor seperti korosi tekanan dan radiasi yang membawa perubahan. Peningkatan faktor keselamatan dapat dicapai dengan pemilihan material yang mempunyai kekuatan dan titik leleh yang tinggi.” Komponen dan sistem yang diduga akan mengalami penuaan harus letakkan pada lokasi dan difasilitasi sehingga mudah diakses secara bebas untuk pengamatan dan pengujian.
5.3 PENCEGAHAN MELALUI PEMERIKSAAN DAN PENGUJIAN Aktivitas pengamatan dan pengujian dapat dimanfaatkan untuk mengkaji adanya degradasi komponen, sistem dan struktur dalam rangka melaksanakan
31
tindakan
pencegahan
dan
koreksi.
Profil
dan
sifat
penuaan
dapat
dikembangkan dari aktivitas ini, sehingga memungkinkan dilakukannya penggantian terhadap komponen yang menua sebelum terjadinya degradasi dan kegagalan terduga. Frekuensi pengamatan dan pengujia harus dioptimasi berdasarkan desain, data, pengalam di dunia industri dan rekomendasi pabrikan pembuatnya. Pengamatan terhadap material termasuk didalamnya iradiasi kupon (potongan cuplikan yang memadai) material dalam kondisi operasi normal (misalnya, material tangki reaktor seperti aluminium atau material reflektor seperti grafit dan berilium). Kupon ini dapat diambil dari tempat iradiasinya untuk kemudian diuji, tanpa mengganggu material komponen itu sendiri. Untuk reaktor riset yang membutuhkan hal tersebut (seperti kupen material) tetapi tidak tersedia, mungkin dapat digantikan dengan pengiradiasian material dalam reaktor uji material fluks tinggi. Aktivitas pengamatan dan pengujian harus dievaluasi secara periodik bersamaan dengan analisis dari data yang telah terkumpul.
5.4
PERAWATAN PENCEGAHAN
Kode IAEA untuk Keselamatan Reaktor Nuklir Riset (IAEA Code of the Safety of Nuclear Research Reactor): Operasi [4] menyatakan bahwa: “908. Komponen terkait keselamatan membutuhkan perhatian khusus untuk mencegah agar efek penuaan tidak menyebabkan kegagalan yang tak diinginkan. Dalam kasus tersebut, filosofi perawatan pencegahan adalah merupakan satu pendekatan yang harus diadopsi” Perawatan pencegahan dimanfaatkan untuk mendeteksi dan memitigasi degradasi dan kegagalan komponen, struktur dan sistem, didalamnya termasuk perbaikan, penggantian dan pembaharuan dengan pemolesan. Secara tradisional,
program
perawatan
pencegahan
dijadualkan
berdasarkan
rekomendasi pabrikan, syarat garansi dan pengalaman operator fasilitas. Cara ini sangat sesuai untuk perangkat standar, dan optimasi waktu mungkin diperlukan pengalaman sejalan dengan perkembangan perangkat.
32
Untuk komponen dan sistem reaktor riset yang terekspos langsung dengan lingkungan yang dapat mempercepat efek dari penuaan, informasi dari literatur dan pengalaman dari fasilitas yang lebih tua dapat digunakan untuk membuat suatu program perawatan pencegahan sesuai dengan laju kegagalan terprediksi. Program perawatan harus dievaluasi secara periodek bersamaan dengan analisis dari data yang terakumulasi.
5.5 EVALUASI PERIODIK TERHADAP PENGALAMAN OPERASI Evaluasi periodik terhadap pengalaman operasi harus dilakukan, termasuk didalamnya evaluasi dan analisis operasi, pengamatan, laporan dan pencatatan pengujian dan perawatan. Hal ini untuk meyakinkan bahwa data yang terkumpul digunakan dan diperhitungkan dalam analisis kondisi keselamatan dari fasilitas. Prosedur operasi dan perawatan juga harus dimodifikasi menyesuaikan dengan perubahan yang terjadi karena penuaan. Evaluasi periodik terhadap pengalaman operasi harus dilakukan secara sistematik. Disarankan ada forum pertemuan permanen dari tenaga ahli (misalnya, komite keselamatan)
untuk melakukan evaluasi sesuai dengan
jadual yang telah ditetapkan.
5.6
OPTIMISASI KONDISI OPERASI
Kondisi atau mode operasi, seperti telah didefinisikan di atas, adalah merupakan kondisi operasi/pelayanan yang mempunyai pengaruh terhadap proses penuaan. Evaluasi periodik terhadap pengalaman operasi dapat mengungkap adanya keperluan untuk mengubah kondisi operasi seperti mode operasi, aransemen teras dan parameter kimia dari fluida. Frekuensi inspeksi adalah juga merupakan salah satu parameter yang harus dioptimasi. Frekuensi inspeksi, perawatan atau pengujian dapat juga berarti mempercepat penuaan dan oleh karena itu diperlukan pengkajian terhadap pengaruh-pengaruhnya.
33
5.7 PERBAIKAN, PENGGANTIAN ATAU PEMBAHARUAN KOMPONEN Evaluasi periodik terhadap data harus selalu dilakukan, dan pada beberapa kasus, harus diambil keputusan untuk mengambil tindakan menghentikan kemerosotan (deterioration) yang terjadi dengan penggantian komponen. Kesimpulan laporan menyeluruh terhadap semua data yang tersedia dari suatu problem yang sepsifik harus disiapkan. Laporan ini harus memuat rangkuman catatan sejarah, laporan pengkajian dan evaluasi, dan materi yang berkaitan dengan perpanjangan masa operasi jika ada (lihat Bagian 6). Rangkuman laporan tersebut harus dievaluasi dan pertanyaan terhadap keselamatan dan operasi sistem harus jawab (lihat Bagian 4.5.3). Disamping aspek teknis seperti yang telah dijelaskan di atas, beberapa faktor penting lain perlu juga untuk diperhatikan [10] adalah: (1). Keselamatan:
Apa
implikasi/efek
terhadap
keselamatan
dengan
melanjutkan pengoperasian dari sistem terdegradasi atau menghentikan pengoperasiannya ? (Beberapa jawaban mungkin dapat diperoleh dari pengkajian sebelumnya) (2). Kecocokan lingkungan: Apakah mungkin melanjutkan/memperpanjang operasi reaktor tanpa syarat-syarat lingkungan yang membawa kerusakan ? (3). Kebutuhan program: Apa program kerja reaktor dan organisasi nyata atau pemilik yang diperlukan ? (4). Biaya: Apa biaya-biaya yang dibutuhkan dalam perbaikan, pembaharuan dengan pemolesan atau dekomisioning dari suatu fasilitas ? Semua faktor di atas harus dipertimbangkan secara sistematis dalam rangka mengambil keputusan apakah sistem akan diperbaiki, diperbaharui atau diganti. Jika siatusinya tidak sangat terkait dengan keselamatan, keputusan yang diambil mungkin berupa penundaan tindakan atau intervensi sambil terus mengamati efek dan pengaruh penuaan. Adalah sangat penting bahwa sebelum mengambil keputusan untuk perabaikan mayor,
penggantian,
pembaharuan
atau
proyek
modifikasi
melakukan
konsultasi dengan komite keselamatan, tenaga ahli dan badan regulasi. Suatu 34
gugus kerja khusus (task force) harus dibentuk dan ditugaskan untuk mengevaluasi situasi yang ada. Dalam gugus tugas tersebut diantaranya harus beranggotakan manajer reaktor, organisasi pengoperasi, tenaga ahli dalam bidang efek penuaan dari organisasi pengoperasi atau organisasi lain. Apabila sauatu keputusan untuk mengkoreksi suatu situasi telah diambil, harus disiapkan proposal dan diajukan kepada yang berwenang untuk mendapatkan persetujuan. Dalam banyak kasus, hal ini tidaklah sederhana, bahkan mungkin menjadi salah satu tugas utama dlam suatu modifikasi. Petunjuk tentang modifikasi reaktor riset diberikan dalam Seri Keselamatan IAEA No. 35-G2, tentang Keselamatan dalam Utilisasi dan Modifikasi Reaktor Riset [5].
6 PETUNJUK UNTUK PERPANJANGAN MASA OPERASI
6.1
UMUM
Adanya modal yang tinggi terhadap biaya penggantian dalam reaktor riset akan memberikan dorongan kuat yang menjamin perpanjangan operasi dari reaktor riset yang ada. Bagaimanapun juga, tujuan utama dan terpenting dari syarat pengoperasian
adalah
reaktor
riset
selalau
dapat
memenuhi
tujuan
keselamatan dari waktu ke waktu, tak tergantung pada umur dan pertimbangan lain apapun. Jika kondisi ini tidak dapat dicapai oleh karena sauatu sebab tertentu, maka reaktor harus dihentikan operasinya tanpa memandang berapa umurnya. Pengalaman telah menunjukkan bahwa pada kebanyakan kasus, selalu ada kemungkinan untuk mendapatkan tindakan yang cocok dan sesuai untuk menjaga keselamatan reaktor pada tingaktan yang dapat diterima. Hal ini adalah merupakan petunjuk umum untuk reaktor riset. Sebagian besar reaktor riset yang masih beroperasi dan dibangun pada tahun 1950 dan 1960-an telah mengalami pembaharuan pada satu atau lebih dari sistemnya. Dalam beberapa kasus, modifikasi tersebut meliputi sebagian besar sistem dari fasilitas, dan dapat dianggap sebagai proyek rekonstruksi. Alasan dan sebab dari proyek
35
tersebut sangat beragam dan penuaan bukanlah menjadi isu utamanya. Sebagai contoh, tipe pertama dan merupakan proyek modifikasi yang umum adalah penggantian sistem instrumentasi lama berbasis tabung vakum dengan instrumentasi baru berbasis solid state, atau bahkan intrumentasi berbasis mikroprosesor. Modofikasi yang dilakukan pada tahun 1970 dan 1980-an pada umumnya dilakukan berdasarkan backfitting karena isu penuaan. Sangat sedikit riset reaktor yang dirancang berdarakan pada umur desain yang spesifik. Biasanya didasarkan pada kriteria desain yang sangat konservatif. Batas keteknikan (engineering limit) untuk aplikasi non nuklir tidak jarang ditetapkan sangat konservatif yaitu sam dengan untuk aplikasi nuklir. Oleh karena umur operasi belum ditetapkan, maka kata perpanjangan umur operasi (lifetime extension) belum diterapkan pada riset reaktor. Dengan operasi, perawatan dan penggantian yang memadai dan tepat dari beberapa komponen yang terdegradasi karena penuaan, umur operasi reaktor menjadi tak tentu dan biasanya ditentukan berdasarkan kelanjutan kegunaannya dan biaya operasi dan perawatan reaktor. Sehubungan dengan pengkajian perpanjangan umur operasi dari reaktor riset, dipandang dari sudut keselamatan reaktor, harus dilakukan pendekatan metodis. Pendekatan ini dilakukan dengan menggunakan data dari program manajemen penuaan dan harus mempertimbangkan hal-hal berikut ini: −
Pengkajian terhadap keselamatan reaktor yang sedang dimodifikasi untuk menetapkan status aktual dari degradasi oleh karena mekanisme penuaan atau mekanisme spesifik lain;
−
Merangkum potensi kebutuhan dari pembaharuan dengan pemolesan (refurbishment) dengan menetapkan daftar yang seksama tentang sistem dan komponen, serta katagori dan prioritasnya;
−
Seleksi dari bagian-bagian kritis dan identifikasi mekanisme penuaan yang relevan untuk mendapatkan evaluasi awal dari bagian kritis;
−
Membuat studi kelayakan teknis dan ekonomi dari program pembaharuan dengan pemolesan; dan
36
−
Identifikasi untuk studi lanjut dan inspeksi untuk perbaikan pengkajian awal. Hasil-hasil pengkajian risiko probabilistik dapat digunakan pada perbaikan ini.
Salah satu contoh dari pendekatan di atas diberikan pada acuan [11].
6.2 DEMONSTRASI STATUS PENUAAN MELALUI EVALUASI KESELAMATAN IAEA telah mempunyai pengalaman yang panjang dalam menyiapkan dan melakukan evaluasi keselamatan dengan berbagai tujuan dan lingkup. Metodologi yang telah digunakan dalam menjalankam misi tersebut dapat diterapkan untuk pengevaluasian khusus (ad hoc review) terhadap aspek-aspek keselamatan yang dominan dari penuaan atau untuk evaluasi data dari sistem dan komponen tertentu dalam rangka memutuskan proses-proses termasuk perbaikan dan penggantian mayor. Petunjuk dari topik di atas sedang disusun ke dalam dokumen evaluasi dari reaktor riset, yang memuat aspek-aspek seperti penyiapan, pelaksanaan dan pelaporan dari suatu evaluasi dan nota teknis terkait dengan bidang spesifik tinjauan. Bidang-bidang tersebut diantaranya adalah desain, konstruksi, perawatan dan pengujian periodik, utilisasi dan modifikasi, yang mana aspek dan hal penuaan terkait keselamatan dari fasilitas dievaluasi secara dominan. Beberapa negara anggota IAEA (Member State) membutuhkan evaluasi rutin yang periodik dari status fasilitas berkaitan dengan perubahan syarat keselamatan
(backfitting),
profil
teknis
relatif
peralatan
(perubahan
teknologinya) atau desain. Petunjuk di atas dapat langsung diterpakan pada evaluasi tipe ini.
6.3
TAHAPAN PENENTUAN DALAM PROYEK MODIFIKASI
Untuk perpanjangan masa operasi dari reaktor riset, mungkin diperlukan modifikasi. Petunjuk mengenai beberapa teknik yang dapat digunakan pada modifikasi reaktor riset dapat diperoleh dalam acuan [5].
37
Lampiran I KATAGORISASI SISTEM REAKTOR SESUAI DENGAN KEPENTINGAN TERHADAP KESELAMATAN DAN KEMUDAHAN PENGGANTIAN Tabel I.1 memuat daftar sistem reaktor yang mempunyai indikasi kepentingan terhadap keselamatan, kemudahan penggantian dan kemungkinan mekanisme penuaan dapat mempengaruhinya. Singkatan yang digunakan pada tabel tersebut dijelaskan dalam Tabel I.2. TABLE I.1. SISTEM REAKTOR TIPIKAL DAN KONDISI OPERASI/PELAYANAN ATAU MEKANISME PENUAAN Butir (Item)
Kepentingan Kemudahan keselamatan penggantian
Mekanisme
KOLAM DAN INTERNAL KOLAM (Reaktor dengan moderator H2 O) Y A/B − Bejana/struktur kolam Y B − Struktur teras Y B/C − Reflektor Y C − Batang kendali & penggeraknya Y C − Perisai Y B/C − Tabung berkas (beam tubes) M B/C − Liner Y C − Perangkat bahan bakar & penyimpan
1,2,4,5,6,12 1,4,5,6,7 1,4,5,12 1,4,5,12 1,4,12 3,5,12 1,3,5,12 1,5
KOLAM DAN INTERNAL KOLAM (Reaktor dengan moderator D2 O) Y A/B − Tangki reaktor Y B − Struktur teras Y C − Batang kendali & penggeraknya Y C − Perangkat bahan bakar
1,2,5,6,12 1,2,5,12 1,4,5,12 1,5
SISTEM PENDINGIN − Primer − Kolam − Darurat − Make-up − Pemurnian − Sekunder
Y M Y N M N
B/C A/D B/C C C C
1,3,4,5,6,7,12 1,3,4,5,6,12 3,4,5,6,12 5,12 1,2,5,12 4,5,6,7,12
PENGUNGKUNG (CONTAINMENT) − Stuktur − Perisai biologis − Ventilasi: - normal - darurat
Y Y M Y
A A/B C B/C
2,3,4,5,12 1,2,3,4,5 2,5,6,12 5,6,12
38
− Penetrasi − Sistem isolasi − Stack TABLE I.1. (Lanjutan) Butir (Item) INSTRUMENTASI DAN KENDALI − Sistem shutdown − Sistem proteksi − Sistem kendali − Konsul kendali − Pemantauan radiasi − Sistem proses − Annunciators − Instrumentasi − Pengkabelan − Remote SD/Pemantauan − Sistem pnumatik − Akuisisi data − Proteksi sismik SISTEM BANTU − Sistem catu daya − Sistem catu daya darurat − Proteksi kebakaran − Proteksi petir − Proteksi banjir − Komunikasi − Crane − Penanganan dan penyimpanan − Peti transfer dan peti bahan bakar − Penanganan/penyimpanan/pembuangan limbah radioaktif − Hot cells − Kompresor udara − Laboratorium FASILITAS EKSPERIMEN − Sumber dingin/panas − Perisai − Rigs/loops − Jalur berkas − Fasilitas iradiasi & produksi isotop − Sistem rabbit − Kolom termal − Ruang iradiasi kering BLOK REAKTOR − Reflektor
Y Y Y
C C B/C
Kepentingan Kemudahan keselamatan penggantian
1,2,4,5,12 4,5,12 6,12
Mekanisme
Y Y Y M Y M Y M M Y M M M
C B C B/C C B C C B/C C C C C
4,5,12 4,5,12 2,4,6,12 2,6,12 5,12 4,5,6,12 2,4,6,12 1,2,4,6,12 1,2,5,12 5,12 4,5,12 4,5,12 4,5,12
M Y Y M M M Y Y Y Y
B B/C B B/C C C/D B/C D B/C B/C
6,12 5,6,12 5,12 5,12 5,12 5,12 4,5,12 5,12 1,4,5,12 1,2,5,6,12
M M M
B C C
1,5,6,8,12 4,5,6,12 5,6,8,12
M M Y M M M M M
B/C C B/C C C C C C
1,2,3,4,5,6 1,5,12 1,2,3,4,5,6 1,3,4,5,12 1,2,3,4,5,6,12 1,5,6,12 1,2,3,5 1,5,12
Y
A/B
1,4,5,12
39
− Perisai termal − Perisai biologi − Sistem pendingin blok reaktor TABLE I.1. (Lanjutan) Butir (Item) LAIN-LAIN − Organisasi − Pelatihan − Dokumentasi − Desain − SAR − Spesifiaksi teknik
− Prosedur − QA − Pengkajian dan evaluasi − Proteksi fisik − Safeguards − Keselamatan umum − Lisensi − Suku cadang − Penyimpanan D2 O − Penampungan kebocoran D2 O − Sirkulasi cover gas − Rekombinasi
Y Y Y
A/B A/B B
Kepentingan Kemudahan keselamatan penggantian M Y
A C
M Y Y Y M M M M M Y M Y Y Y Y
B/C B/C B/C B/C B/C C C C B/C B/C B/C B/C B/C C C
1,2,5 1,2,4,5 2,5,12
Mekanisme 11 11 12 9,10 10 10 9,10,12 9,10 8,9,10 8,10,12 8,9 9 8 5,12 5,12 4,5,12 5,6,12
TABEL I.2. SINGKATAN Relasi dengan keselamatan Y – Yes N – No M – Mungkin
40
Kemudahan penggantian A – No B – Sulit (mahal, perlu tekn.) C – Normal D – Dapat segera
Mekanisme 1 – Radiasi 2 – Temperatur 3 – Tekanan 4 – Cycling 5 – Korosi 6 – Kimia 7 – Erosi 8 – Perubahan teknologi 9 – Sayarat keselamatan 10 – Dokumentasi 11 – Faktor manusia 12 – Desain/operasi/ perawatan
Lampiran II MASALAH PENUAAN YANG DILAPORKAN DALAM REAKTOR RISET Rangkuman/kompilasi ini dibuat dengan menggunakan suatu presentasi laporan masalah penuaan dari pertemuan/seminar internasional berikut: (1) Somposium Internasional Keselamatan Reaktor Riset, Operasi dan Modifikasi di Chalk River, Kanada, 23 – 27 Oktober 1989; dan (2) Seminar Penuaan Asia Pasifik, Dekomisioning dan/atau Pembaharuan Mayor pada Reaktor Riset di Bangkok, Thailand, 8 – 22 Mei 1992. Daftar berikut ini tidak lengkap, walupun demikian informasi didalamnya mencerminkan gambaran terkini dari operator reaktor riset tentang mekanisme penuaan yang dominan dan mengancam integritas sistem reaktor. Tabel II.1 memberikan acuan dari nama dan tempat dari reaktor, nomor acuan, nomor halaman, tipe reaktor kode komponen dan sistem dari suatu kondisi operasi dan mekanisme penuaan seperti yang yang dianut dalam Lampiran I serta catatannya. Sebgai tambahan, informasi yang ditampilkan dalam Tabel II.2 menunjukkan distribusi statistik dari mekanisme penuaan yang dilaporkan. TABEL II.1. MASALAH PENUAAN TIPIKAL YANG LAPORAN TERJADI DALAM REAKTOR RISET Nama Negara Acuan reaktor anggota Acuan: Simposium Chalk River NRU Kanada 12 p.100 ATR USA 13 p.421
Tipe reaktor
Butir/item
Mekanisme
Catatan
Air berat Tangki
FRG
Jerman
14 p.447
Kolam
BR2 TRICO II
Belgia Zaire
15 p.737 16 p.757
12 1 1 1 1 1 1 12 6 6 6 1 5
Aluminium: las berrongga Berilium: pertumbuhan tak seragam Stainless steel: penggetasan Aluminium: pertumbuhan tak seragam Aluminium: tak seragam Hafnium: penggetasan Hafnium: penurunan duktilitas Kayu: pelapukan Keramik: kebocoran Beton: kebocoran Beton: retak-karbonisasi Berilium: swelling, retak Aluminium: pitting
HWRR
China
17 p.767
Tangki TRIGA MARK II Air berat
Tangki reflektor Reflektor Pipa in-pile Rumah neck-shim Flux trap buffle Perangkat batang pengaman Control shims Menara pendingin Liner kolam Penetrasi pipa kolam Lantai kolam Moderator-reflektor Tangki reaktor Reflektor
1
Tangki reaktor
5 1 5
Grafit: pertumbuhan, oksidasi penyimpan energi, kekuatan Aluminium: batas air/gas Penurunan duktilitas Radioaktiviats
41
HFR
Euro. Comm.
18 p.828 19 p.924
Tangki
ETRR-1
Egypt
20 p.839
KUR
Japan
21 p1067
Tangki WWR Tangki
Tangki reaktor HX primer Reflektor Jalur keluaran pendingin Instrumentasi
1 4 12 1 5,7 9
Aluminium: penggetasan Vibrasi pipa, baffle kendur Berilium: kerusakan mekanis, lelah, deformasi, penggetasan Lingkungan korosif dan angin
Kolom termal HX Pipa ins.
1 5 12
Grafit: penumpukan (stored) energi Steel: kebocoran Stainless steel: kebocoran
TABEL II.1. (Lanjutan) Nama Negara Acuan reaktor anggota Acuan: Seminar Bangkok HIFAR Australia 22 2C HWRR China 23 5C
Tipe reaktor
Butir/item
Mekanisme
Air berat Air berat Air berat
1 5 5 1 5 5 1 1 1 6 5,7 5 5 4 7
Aluminium: strengthening, korosi Lihat Simposium Chalk River p.767
CIRUS
Tangki reaktor Tangki reaktor HX primer Tangki reaktor
4 5 5,12
Vibrasi Stainless steel: produk korosi radioak. Chlorideom; Stainless steel:endapan produk korosi radioaktif Perubahan Tabung hampa yang kedaluarsa Carbon steel rendah: Sel galvanis Kebocoran Atmosfer garam Atmosfer garam Beton: “signal of distress” Steel: jammed Beton: kebocoran
India
24 6C
Tabung Calandria Reflektor Perisai biologis Perisai radiasi cendela Pipa HX utam Shell HX D2O Tangki penyimpan D2O Fondasi pompa Impeler pompa Casing pompa Perangkat gigi pompa utama Perpipaan air berat Pipa pendingin primer
PARR PRR
Pakistan Pilipina
26 10C 27 11C
TRR-1
Thailand
28 13C
Dalat NRR
Vietnam
29 14C 15C
Kolam TRIGA konv. TRIGA MK III Tangki dlm kolam
TRIGA Malaysia 31 24C TRIGA PUSPATI MK II TRIGA Banglades 32 25C TRIGA MARK II MK II HX: heat exchanger (alat penukar kalor)
42
Catatan
Aluminium: penggetasan Korosi patches Aluminium: bocor lubang jarum Grafit: penumpukan energi Beton: reatk Gelas desitas tinggi: buram patches 70/30 Cn-Ni: bocor, penipisan Stainless steel: Reatk IGSC Stainless steel: Haze Beton: retak Erosi yang menyebabkan vibrasi
Saringan Kontrol catu daya Dome supp. Girders Penampung air Kabel listrik Transfomator Penopang Jetty Roda penopang Jetty Saluran ventilasi bawah tanah Instrumen dan Kendali Liner kolam
12 8 5 5 5 5 6 5 6
Pelapis kolam Tabung berkas Instrumen & kendali Tangki reaktor/komponen Kelongsong bahan bakar Sistem kendali Menara pendingin
6 5 8 5 5,12 8 12
Resin epoksi: blistering
Pipa ECCS
12
Aluminium
8 12
Aluminium: bocor (cacat las)
Aluminium: spots & pitting Aluminium
TABEL II.2. DISTRIBUSI SATATISTIK MEKANISME PENUAAN YANG DILAPORKAN DIAMBIL DARI DATA DALAM TABEL II.1 Radiasi Temperatur Tekanan Cycling Korosi Kimia Erosi Perubahan teknologi Syarat keselamatan Dokumentasi Faktor manusia Desain/operasi/perawatan
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12
XXXXXXXXXX? ? ? ? ? ? ?
XXX XXXXXXXXXXXXXXXX? ? ? ? ? ? XXXXXXX XXX XXXXX
XXXXXXXXX?
Tanda: X Problem aktual ? Problem belum dikonfirmasi, dalam perhatian
43
Lampiran III KUISIONER DALAM PENGUMPULAN DATA TERKAIT PENUAAN 1.
Lama operasi hari/bulan
… hari
2.
Lama operasi jam/hari
… jam
3.
kW.h total per bulan
… kW.h
4.
Daya rata-rata (selam sebulan)
… kW
5.
Kondisi teras reaktor
6.
(a) Jumlah bahan bakar
… buah bahan bakar
(b) Jumlah bahan bakar dummy
… buah bahan bakar dummy
(c) Jumlah batang kendali
… batang
(d) Reaktivitas lebih teras
… % ∆d/k
Kondisi internal kolam Selama lima tahun terakhir apakah ada teramati sauatu cacat (D), perubahan warna (C) atau korosi (R); atau ada suatu modifikasi (F) atau perawatan mayor (T) pada butir-butir berikut ini ?
-
Bahan bakar Teras Liner kolam Reflektor Penggerak batang kendali Perisai Tabung berkas Perangkat/penyimpan bahan bakar
7.
Kendali dan instrumentasi
…D/C/R …D/C/R/F/T …D/C/R/F/T …D/C/R/F/T …D/C/R/F/T …D/C/R/F/T …D/C/R/F/T …D/C/R/F/T
Pernahkah dilakukan pembaharuan (N), perawatan mayor (T) atau penemuan suatu gagal fungsi (M) pada komponen atau sistem berikut ini ? -
44
Sistem penghenti reaktor (shutdown) Sistem proteksi Sistem kendali regulasi Konsul kendali Sistem pemantauan radiasi Sistem variabel proses Sistem annunciator Sistem instrumentasi dan kendali Pengkabelan Pemantauan/penghentian reaktor jarak jauh Sistem pnumatik Sistem akuisisi data
…N/T/M …N/T/M …N/T/M …N/T/M …N/T/M …N/T/M …N/T/M …N/T/M …N/T/M …N/T/M …N/T/M …N/T/M
8.
Sistem pendingin Pernahkah dilakukan pembaharuan (N), perawatan mayor (T), atau pendeteksian suatu korosi (R), gagal fungsi (M), atau kebocoran pada sistem berikut ?
-
Primer Kolam Darurat Make-up Pemurnian Sekunder
9.
Sistem penampung atau penyungkup
…N/T/R/M/L …N/T/R/M/L …N/T/R/M/L …N/T/R/M/L …N/T/R/M/L …N/T/R/M/L
Pernahkah dilakukan pembaharuan (N); penggantian/modifikasi (F), atau perawatan mayor (T); deteksi cacat/retak (D), kegagalan fungsi (M) pada bagian-bagian berikut ? -
Struktur Perisai biologis Sistem ventilasi Sistem penetrasi Sistem isolasi Stack
…M/F/T/D …M/F/T/D …M/F/T/D …M/F/T/D …M/F/T/D …M/F/T/D
10. Siste bantu Pernahkah dilakukan pembaharuan (N) pada; suatu perawatan mayor (T) pada; deteksi kegagalan fungsi (M) pada; atau tidak tersedia/ada (H) bagian-bagian berikut ini ? -
Sistem catu daya Sistem catu daya darurat Proteksi kebakaran Proteksi petir Proteksi kebanjiran Komunikasi Crane Penanganan/penyimpanan Peti pembawa/bahan-bakar Limbah/penyimpanan/pembuangan radioaktif Hot cell Udara bertekanan Laboratorium
…N/F/T …N/F/T/H …N/F/T/H …N/F/T/H …N/F/T/H …N/F/T/H …N/F/T/H …N/F/T/H …N/F/T/H …N/F/T/H …N/F/T/H …N/F/T/H …N/F/T/H
11. Fasilitas eksperimental Pernahkan dilakukan pembaharuan (N); modifikasi (F), deteksi cacat/retak (D), korosi (R) pada bagian-bagian berikut ini ? -
Sumber dingin
…N/F/R
45
-
46
Perisai Rigs/loops Tabung berkas Produksi/iradiasi isotop Sistem rabbit Kolom termal Ruang kering
…N/F/D …N/F/D … N / F / D /R … N / F / D /R … N / F / D /R … N / F / D /R … N / F / D /R
Lampiran IV STUDI KASUS MANAJEMEN PENUAAN DI REAKTOR RISET Pada daftar berikut ini ditampilkan berbagai kontribusi pada Pertemuan Komite Teknis Manajemen Penuaan Reaktor Riset yang diselenggarakan di Wina dari 16 sampai 20 Nopember 1992. Jika ada permintaan bahan-bahan ini tersedia di Engineering Safety Section, Division of Nuclear Safety, International Atomic Energy Agency, Wagramerstrasse 5, P.O. Box 100, A-1400, Vienna, Austria. Sebagian besar kontributor (Kasus A–H) menggambarkan aktivitas yang telah dilakukan di berbagai tipe reaktor riset dalam rangka mengkaji status fasilitas reaktor atau proyek modifikasi, yang dipicu oleh perhatian terhadap penuaan. Tipe reaktor riset yang termasuk dalam daftar berikut adalah: −
Reaktor tipe kolam (Kasus A, B, C).
−
Reaktor tipe TRIGA (Kasus D).
−
Reaktor air berat dan reaktor kolam (Kasus E dan F).
−
Tipe lainnya (Kasus G, H dan I).
Kasus J menggambarkan tentang status terkini dari penuaan reaktor riset di Jepang, Kasus K menampilkan pengalaman dengan paduan Aluminium di reaktor riset tipe Rusia dan Casus L menggambarkan akumulasi pengalaman dengan menggunakan telskop bawah air. KASUS A: MESIR Inspeksi in-service pada bejana reaktor ET-RR-1 dan tangki penyimpanan bahan bakar bekas M. Khattab, Shafy Otoritas Energi Atom K. Konoloplev, Yu. Samodurve, S. Orlov, V. Didenko, O. Jackorev Institut Fisika Nuklir Petersburg KASUS B: PORTUGAL Modifikasi dan modernisasi pada Reaktor Riset Portugis (RPI) 47
J.B. Menezes, F.M. Cardeira Laboratorio Nacional de Engenharia e Tecnologia Industrial
KASUS C: YUNANI Kompilasi tindakan pengembangan perbaikan dan backfitting reaktor riset GRR1 di Demokritos, Athena J. Anoussis, J. Armyriotis, C. Papastergiou, E. Stakakes, C. Zikides Institut Teknologi Nuklir – Proteksi Radiasi KASUS D: AUSTRIA Inspeksi ulang terhadap reaktor TRIGA Mark-II Wina H. Böck, J. Hammer, G. Zugarek Atominstitut der Österrreichisechen Universitäten KASUS E: DENMARK Penuaan pada Reaktor DR 3 H. Floto Risø Natinal Laboratory KASUS F: NORWEGIA Program pengembangan perbaikan JEEP II Tindakan pencegahan dan koreksi untuk mitigasi efek penuaan K. Caspersen Institutt for Energiteknikk
KASUS G: BELGIA Proyek pembaharuan dengan pemolesan terhadap reaktor BR-2 dan rangkuman isu penuaan pokok E. Koonen CEN/SCK KASUS H: FEDERASI RUSIA Rancang ulang fasilitas reaktor SM-2
48
V.A. Gremyachkin, A.V. Klinov, V.A. Kuprienko, M.N. Svyatkin, V.A. Tsykanov RIAR, Dimitrovgrad
KASUS I: NORWGIA Proyek OECD Halden dan HBWR T. Hernes Institutt for Energiteknikk KASUS J: JEPANG Status terkini reaktor riset di Jepang T. Kodaira Departemen Reaktor Riset Tokai Research Establishment, JAERI KASUS K: HUNGARIA Penuaan struktur paduan aluminium di riset reaktor F. Gillemot, Z. Honti Atomic Energy Research Institute, Budapest L. Gillemot Institute of Non-ferrous Metals, Budapest A. Amajev Institut Kurchatov, Moskow A. Csimazia I. Szechenyi University, Gyor KASUS L: HUNGARIA Beberapa pengamatan terhadap penuaan di reaktor nuklir riset C. Varga, A. Csoke Nuclear Services, Ltd
49
PUBLIKASI SERI KESELAMATAN UNTUK KESELAMATAN REAKTOR RISET STANDAR KESELAMATAN (SAFETY STANDARDS) Code on the Safety of Nuclear Research Reactors: Design, No. 35-S1
1992
Code on the Safety of Nuclear Research Reactors: Operation, No. 35-S2
1992
PETUNJUK KESELAMATAN (SAFETY GUIDES) Safety Assessment of Research Reactors and Preparation of the Safety Analysis Report,No. 35-G1 Safety in the Utilization and Modification of Research Reactors, No. 35-G2
1994 1994
Emergency Planning and Preparedness for Research Reactors, No. 35-G3* Safety in the Commissioning of Research Reactors, No. 35-G4* Safety in Decommissioning of Research Reactors, No. 35-G5 (Safety Series No. 74)
1986
PETUJUK PELAKSANAAN (JUKLAK) KESELAMATAN (SAFETY PRACTICES) Operational Limits and Conditions for Research Reactors, No. 35-P1* Safety Instrumentation for Research Reactors, No. 35-P2* Radiation Protection Service for Research Reactors, No. 35-P3* Maintenance and Periodic Testing for Research Reactors: A Safety Practice, No. 35-P4* Operating Procedures for Research Reactors: A Safety Practice, No. 35-P5*
50
PUBLIKASI IAEA TERSELEKSI TERKAIT KESELAMATAN REAKTOR RISET SERI KESELAMATAN
9
Basic Safety Standards for Radiation Protection: 1982 Edition
1982
35
Safe Operation of Research Reactors and Critical Assemblies: 1984 Edition
1984
49
Radiological Surveillance of Airborne Contaminants in the
1979
Working Environment 55
Planning for Off-Site Response to Radiation Accidents in Nuclear Facilities
1981
57
Generic Models and Parameters for Assessing the Environmental 1982 Transfer of Radionuclides from Routine Releases: Exposures of Critical Groups
67
Assessing a Value to Transboundary Radiation Exposure
1985
72
Principles for Establishing Intervention Levels for the Protection of the Public in the Event of a Nuclear Accident or Radiological Emergency (being revised) Emergency Preparedness Exercises for Nuclear Facilities: Preparation, Conduct and Evaluation
1985
Safety in Decommissioning of Research Reactors
1986
75-INSAG-3 Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants
1988
77
1986
73
74
Principles for Limiting Releases of Radioactive Effluents
1985
into the Environment 81
Derived Intervention Levels for Application in Controlling Radiation Doses to the Public in the Event of a Nuclear Accident or Radiological Emergency: Principles, Procedures and Data
1986
84
Basic Principles for Occupational Radiation Monitoring
1987
86
Techniques and Decision Making in the Assessment of Off-Site Consequences of an Accident in a Nuclear Facility
1987
51
SERI LAPORAN TEKNIS (TECHNICAL REPORTS SERIES)
230
Decommissioning of Nuclear Facilities: Decontamination, Disassembly and Waste Management Manual on Quality Assurance Programme Auditing
1983
249
Decontamination of Nuclear Facilities to Permit Operation, Inspection, Maintenance, Modification or Plant Decommissioning
1985
262
Manual on Training, Qualification and Certification of Quality Assurance Personnel
1986
267
Methodology and Technology of Decommissioning Nuclear Facilities 1986
268
Manual on Maintenance of Systems and Components Important to Safety
1986
351
Planning and Management for the Decommissioning of Research Reactors and Other Small Nuclear Facilities
1993
237
1984
SERI TECDOC (TECDOC SERIES)
214
Research Reactor Renewal and Upgrading Programme
1978
233
Research Reactor Core Conversion from the Use of Highly Enriched Uranium to the Use of Low Enriched Uranium Fuels: Guidebook
1980
348
Earthquake Resistant Design of Nuclear Facilities with Limited Radioactive Inventory
1985
400
Probabilistic Safety Assessment for Research Reactors
1986
403
Siting of Research Reactors
1987
448
Analysis and Upgrade of Instrumentation and Control System for the Modernization of Research Reactors
1988
517
Application of Probabilistic Safety Assessment to Research Reactors 1989
636
Manual on Reliability Data Collection for Research Reactor PS As
1992
643
Research Reactor Core Conversion Guidebook (Volumes 1-5)
1992
52
SERI PROSEDING (PROCEEDING SERIES)
STI/PUB/700 Source Term Evaluation for Accident Conditions
1986
STI/PUB/701 Emergency Planning and Preparedness for Nuclear Facilities
1986
STI/PUB/716 Optimization of Radiation Protection
1986
53
PUBLIKASI YANG DIANJURKAN UNTUK KESELAMATAN REAKTOR RISET Skema berikut ini menunjukkan sekumpulan publikasi yang telah diterbitkan untuk Program Keselamatan Reaktor Riset (Research Reactor Safety Programme, RRSP). Dalam skema tersebut juga ditunjukkan hirarki dari publikasi Seri Keselamatan IAEA yang lain yaitu Standar Keselamatan, Petunjuk dan Petujuk Keselamatan Keselamatan. Publikasi tersebut diperiapkan untuk diterbitkan dengan melalui prosedur yang ketat meliputi penyampaian untuk diperiksa dan konsensus-konsensus kandungan teknis oleh Pertemuan Komite Teknis atau Pertemuan Kelompok Penasehat; untuk pemeriksaan dan komentar dari semua Negara Anggota (Member State) dan pemeriksaan teknis akhir untuk persetujuan oleh Komite Pemeriksa Seri Keselamatan IAEA (SSRC). TECDOC untuk penuaan dan pemeriksaan keselamatan, oleh karena tujian dan lingkup, adalah juga menjadi subyek dari pemeriksaan yang ketat untuk persetujuan publikasi. Walaupun tidak disampaikan ke SSRC.
54
55
DAFTAR PUSTAKA [1] Research Reactor Safety, Operations and Modifications, Proc. Symp. Vols 1-3, AECL-9926, Chalk River, Canada (1989). [2] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety Aspects of Nuclear Power Plant Ageing, IAEA-TECDOC-540, Vienna (1990). [3] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Code on the Safety of Nuclear Research Reactors: Design, Safety Series No. 35-S1, IAEA, Vienna (1992). [4] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Code on the Safety of Nuclear Research Reactors: Operation, Safety Series No. 35-S2, IAEA, Vienna (1992). [5] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety Guide on Safety in the Utilization and Modification of Research Reactors, IAEA, Vienna. [6] An Aging Failure Survey of Light Water Reactor Safety Systems and Components, NUREG/CR-4747, Washington, DC (1988). [7] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Methodology for the Management of Ageing of Nuclear Power Plant Components Important to Safety, Technical Report Series No. 338, Vienna (1992). [8] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Data Collection and Record Keeping for the Management of Nuclear Power Plant Ageing, Safety Series No. 50-P-3, Vienna (1991). [9] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Manual on Reliability Data Collection for Research Reactor PSAs, IAEA-TECDOC-636, IAEA, Vienna (1992). [10] STOVER, R.L., MURPHIE, W.E., "Decision-making process to shut down, refurbish/modify or decommission research reactor", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992. [11] MOSS, C.J., SNOWDEN, K.U., "Generic guidelines for research reactor component life assessment", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992. [12] THOMPSON, D., "Overview of research reactor operation within AECL", Proc. Int. Symp. on Research Reactor Safety, Operations and Modifications, Vol. 1, AECL-9926, Chalk River (1989). [13] DURNEY, J.L., CROUCHER, D.W., "Replacement of core components in the advanced test reactor", Proc. Int. Symp. on Research Reactor Safety, Operations and Modifications, Vol. 2, AECL-9926, Chalk River (1989). [14] BLOM, K.H., FALCK, K., KRULL, W., "Continuous backfilling for ihe FRG-1 and FRG-2 research reactors", Proc. Int. Symp. on Research Reactor Safety, Operations and Modifications, Vol. 2, AECL-9926, Chalk River (1989). [15] KOONEN, E., "BR-2 research reactor modifications: experience gained from the BR-2 beryllium malrix replacement and second matrix surveillance programme", Proc. Int. Symp. on Research Reactor Safety, Operations and Modifications, Vol. 3, AECL-9926, Chalk River (1989). [16] KALENGA, M.W., "Corrosion problem in the C.R.E.N.K. TRIGA MARK II research reactor", Proc. Int. Symp. on Research Reactor Safety, Operations and Modifications, Vol. 3, AECL-9926, Chalk River (1989). [17] LI, Y.L., "Safety aspects on entire lifting old HWRR tank", Proc. Int. Symp. On
56
Research Reactor Safely, Operations and Modifications, Vol. 3, AECL-9926, Chalk River (1989). [18] AHLF, J., ZIJP, W.L., "Upgrading activities for the HFR Petten", Proc. Int. Symp. on Research Reactor Safety, Operations and Modifications, Vol. 3, AECL-9926, Chalk River (1989). [19] DE-VREIS, M.L, CUNDY, M.R., "Results from post-mortem tests with
[20]
[21]
[22]
[23]
[24]
[25]
[26]
[27]
[28]
[29]
material from the old core-box of the high flux reactor (HFR) at Petten", Proc. Int. Symp. On Research Reactor Safety, Operations and Modifications, Vol. 3, AECL-9926, Chalk River (1989). SULTAN, M.A., DIMITRI, F.H., ALI, M.R., "Renewal of instrumentations for Egypt's first research reactor (ETRR-1)", Proc. Int. Symp. on Research Reactor Safety, Operations and Modifications, Vol. 3, AECL-9926, Chalk River (1989). UTSURO, M. FUJITA, Y., NISHIHARA, H., "Operational safety and reactor life improvements of Kyoto University reactor", Proc. Int. Symp. on Research Reactor Safety, Operations and Modifications, Vol. 3, AECL-9926, Chalk River (1989). McDONALD, N.R., MOSS, C.J., "The ageing of the HIFAR aluminum tank and stainless steel primary circuit: a case study", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992. YULING, W., "Major technological improvements of HWRR", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992. PANT, R.C., "Studies related to ageing of structural components and process equipment in CIRUS ", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992. KHADIKAR, M.G., "Assessment of refurbishment requirement for life extension of CIRUS", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992. KARIM, A., "Instrumentation for upgraded PARR-1", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992. LEOPANDO, L.S., "The pool leak in the Philippine research reactor", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992. BUSAMONGKOL, Y., JUNLANAN, M., TAPONETHONG, N., "Modification of TRR-1/M1", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992. HIEN, P.Z., et al., "Control of the integrity of the fuel elements and the 30 years old reactor tank athe Dalat nuclear research reactor and the necessity of renovation of its control system", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of 57
Research Reactors, Bangkok, 1992. [30] MERCHIE, F., "Aims for major modifications of French research and test reactors decided during the recent years", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992. [31] BOKHARI, A.B., IBRAHIM, J.K., KASSIM, M.S., "Upgrading activities for the Puspati Triga reactor", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992. [32] AHMED, K., "Operation and maintenance experience at Triga Mark-II reactor of Bangladesh", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992.
58
KONTRIBUTOR DALAM PEMBUATAN DRAFT DAN PEMERIKSAAN Kelompok Kerja Internal IAEA Untuk Penuaan Reaktor Riset Nopember 1988 Alcalá-Ruiz, F., Byszewski, W., Muranaka, R., Zyszkowski, W.
Abu Razak Abou Yehia, H. Alcalâ-Ruiz, F. Carter, R. Egorenkov, P. Ernst, P. Krull, W. Merchie, F. Ross, I.D.
Pertemuan Konsultan 13-16 Nopember 1989 Pusat Penelitian Teknik Nuklir, Bandung, Indonesia Centre d’éudes nucléaires de Fontenay-aux-Roses, Perancis IAEA Konsultan, Bethesda, Maryland, USA Institut Kurchatov I.V., Moskow, Federasi Rusia Nuclear Center, McMaster Univ., Hamilton, Kanada CKSS Forschungszentrum, Geesthacht, Jerman Centre d’études nucléaires de Grenoble, Perancis Atomic Energy of Canada Ltd, Chalk River, Kanada Pertemuan Komite Teknis 16 – 20 Nopember 1992
Alcalá, F. Arkhangelsky, N. Ashoub, N. Bock, H. Boogaard, J.P. Cardeira, F. Caspersen, K. DiMeglio, A.F. El-Kady, A. Floto, H. Gazit, M. Gillemot, F. Gurewitz, Y. Guseva, G. Hernes, T. Hirshfeld, H. Khattab, A.S. Klinov, A. Kodaira, T. Koonen, E. Krull, W. Mendoca, M.M. Mieleszczenko, W. Saad, E.A. Sumita, K. Thompson, W. Varga, C. Yoothongkam, W. Zikides, C.
IAEA Federasi Rusia Mesir Austria Belanda Portugis Norwegia IAEA Mesir Denmark Israel Hungaria Israel Federasi Rusia Norwegia IAEA Mesir Federasi Rusia Jepang Belgia Jerman USA Polandia Mesir Jepang Inggris Hungaria Thailand Yunani
59
KUISIONER PADA TECDOC IAEA
Akan sangat membantu Badan Tenaga Atom Internasional (IAEA) dalam menganalisis efektivitas program Dokumen Teknis (Technical Document) jika anda kiranya sudi untuk menjawab pertanyaan berikut ini dan mengembalikannya ke alamat yang tertulis di bawah ini. Atas bantuan anda kami ucapkan terima kasih.
Judul: Manajemen dari penuaan reaktor riset Nomor: IAEA-TECDOC-792 1. Bagaimana cara mendapatkan TECDOC ini ? [ ] Dari IAEA: [ ] Karena permintaan sendiri [ ] Tanpa suatu permintaan [ ] Karena partisipasi dalam pertemuan IAEA [ ] Dari teman seprofesi [ ] Dari perpustakaan 2. Bagaimana penilaian terhadap isi dari TECDOC ? [ [ [ [ [ [
] Berguna, memuat informasi yang tak dijumpai di lain tempat ] Berguna sebagai tempat melihat berbagai subyek ] Berguna untuk acuan ] Berguna karena menggunakan karakter huruf internasional ] Berguna untuk pelatihan dan studi ] Tidak begitu berguna
3. Bagaimana anda mengerti ketersediaan TECDOC di IAEA ? [ ] Dari acuan dalam [ ] Publikasi IAEA [ ] Publikasi lain [ ] Dari pertemuan IAEA [ ] Dari lembar berita IAEA [ ] Dengan cara lain (sebutkan) [ ] Jika anda mengalami kesulitan untuk mendapatkan TECDOC cek kotak ini 4. Anda menggunakan TECDOC IAEA ? [ ] Sering kali [ ] Kadang-kadang [ ] Jarang 5. Mohon mencantumkan institut (atau negara) di mana anda bekerja Kirim dan kembalikan ke:
60
R.F. Kelleher Head, Publishing Section International Atomic Energy Agency P.O. Box 100 Wagramerstrasse 5 A-1400 Vienna, Austria
