KE DAFTAR ISI Mochamad
Salman Suprawhardana,
dkk.
ISSN 0216 - 3128
101
PENGA WASAN BAPETEN DAN PERAN "PSA" DALAM PENGATURAN PERIZINAN PEMBANGUNAN DAN PENGOPJERASIAN PL TN DI INDONESIA Mochamad
Salman Suprawhardana
BAPETEN
Syarip PTAPB - BATAN
ABSTRAK PENGA WASAN BAPETEN DAN PERAN "PSA" DALAM PENGATURAN
PERIZINAN
PEMBANGUNAN
DAN PENGOPERASIAN PLTN DI INDONESI,1. Da/am menghadapi dan merencanakan pembangunan PLTN di Indonesia perlu dikumpu/kan dan dikaji sejak dini semua informasi kaitannya dengan kese/ama/an PLTN dan penga/uran perizinan sehingga dalam pengaturan perizinan pembangunan dan pengoperasian PLTN akan memberikan hasi/ yang op/imal sesuai dengan tujuan pemanfaatan tenaga nuklir. Peran hasi/ kajian PSAIPRA (PSAI PRA : Probabilistic Safety Analysisl Probabilistic Risk Analysis) /erhadap PLTN yang akan dibangun dan dioperasikan saat perizinan berlangsung menjadi bahan pokok da/am persyaratan izin demikian pula dapat menjadi bahan kajian pihak pemohon un/uk menjadi bahan dalam meyakinkan badan pengawas dan masyarakat bahwa PLTN yang diajukan perizinannya mempunyai tingka/ keselama/an yang memadai. Proses perizinan pembangunan dan pengoperasian PLTN dibanyak negara berdasar pada kriteria kajian keselamatan de/erministik yang diyakinkan dari hasi/ disain adanya berbagai berbagai lapisan keselama/an dan dari prinsip per/ahanan berlapis. Dalam makalah ini dibahas tentang persyara/an kailannya dengan hal-hat apa saja yang diperlukan oleh pemohon izin saat mengajukan izin mulai dari /ahapan izin tapak sampai dengan izin dekomisioning dan adanya kajian PSA seperti tertuang dalam salah sa/u persyara/an RPP pembangunan dan pengoperasian Rea/or dan ruang lingkup PSA serta perkembangannya.
PENDAHULUAN
Pada kajian metoda risiko dalam berdasar pada hasilawalnya studi PSA yang digunakan analisis pengaturan dan tindakan pengambilan keputusan perizinan dipandang sebagai hal yang skeptis. Hal ini mungkin diakibatkan dari cerminan hasil studi PSA yang berisi adanya nilai ketidakpastian dan adanya nilai subyektivitas terhadap hasil kajian yang berasal dari ketidakpastian nilai input dan adanya nilai perkiraan penganalisis. Paska investigasi kejadian kecelakaan PL TN Three Mile Island tahun 1979 didapat bahwa teknik PSA sangat berguna dalam analisis keselamatan untuk memberikan informasi keselamatan berdasar risiko yang dapat dipakai dalam pertimbangan keselamatan baik untuk operator maupun badan pengawas. Secara simultan penggunaan PSA untuk menilai tingkat keselamatan instalasi nuklir/PL TN berkembang pesat diberbagai negara. Penilaian ini digunakan pula sebagai dasar bagi pendisain, pengoperasi PLTN dan badan pengawas dalam melakukan penilaian keselamatan PLTN. Metoda PSA secara sistematik dapat menguji sistem PLTN, penampilan pengungkung dan identifikasi komponen dan sistem yang memberikan
kemungkinan kecelakaan terparah. Oi berbagai negara penggunaan metoda PSA secara integral merupakan bagian dari Laporan Analisis Keselamatan (LAK) yang dikarenakan berbagai keunggulan tersebut. Sebagai contoh persyaratan perizinan perizinan PLTN Sizewell B di Inggris, di Ukraina dan badan pengawas Amerika (US-NRC) telah mempertimbangkan secara penuh bahwa peran PSA menjadi bagian dari proses perizinan dan pengaturan seperti pernyataan kebijakan yang tertuang dalam Regulatory Guide 1.174 and its kaitannya dengan Standard Review Plan. Kerangka badan pengawas memasukkan risiko dalam pemahaman keselamatan adalah sebagai bagian yang formal kemudian proses ini diba.kukan sebagai langkah yang lebih teliti dari pengertian PSA sehingga dapat digunakan untuk mendapatkan filosofi pengawasan, pendekatan, pembuatan kebijakan dan struktur formal. Namun demikian keputusan badan pengawas untuk membakukan PSA termasuk dalam kegiatan perizinan adalah bergantuing pad a negara itu sendiri. Untuk itu jelas sangat diperlukan kriteria penerimaan (PSC : Probabilistic Safety Criteria), untuk menjamin bahwa hasil perhitungan' atau kajian PSA telah memenuhi ketentuan yang diberlakukan.[I·2]
Prosiding PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan· BATAN Yogyakarta, 10 JuU 2006
ISSN 0216-3128
102
ANALISIS KESELAMA TAN PROBABILISTIK DAN PERIJINAN Penerapan pertamakali secara komprehensif metoda dan teknik Analisis Keselamatan Probabilistik atau Probabilistic Safety Analysis/ Probabilistic Risk Analysis (PSA / PRA) untuk PLTN dilakukan pad a tahun 1975, ketika badan pengawas Amerika melakukan Studi Keselamatan Reaktor (RSS : Reactor Safety Study) yang dikenal dengan WASH-1400 yang dilakukan oleh Rasmusen dan kawan-kawan. Studi ini kemudian diikuti oleh studi serupa yang dilakukan di Jerman. Segera setelah RSS dipublikasikan, Kementrian Negara Penelitian dan Teknologi Jerman Barat (West German Federal Ministry for Research and Technology atau BMFT) mensponsori German Risk Study. Studi German Risk Study menggunakan metodologi yang ada di-dalam studi RSS khususnya pada analisis teknologi reaktor dan studi tapak reaktor. Analisis ini merupakan analisis pertama untuk menghitung estimasi secara kuantitatif berapa besar risiko yang diberikan oleh PL TN dibanding
Mochamad Salman Suprawhardana, dkk.
dengan risiko yang diberikan oleh instalasi lainnya. Studi WASH-1400 diterapkan pada PLTN jenis PWR (Surry-I) dan jenis BWR (Peach Bottom - 2). Sejak studi ini dilakukan telah ban yak berkembang berbagai metoda dan pengembangan program perhitungan dan PSA sendiri menjadi alat standard dalam evaluasi keselamatan PL TN dan kemudian dengan PSA dapat menjadi bagian penting dalam keselamatan reaktor didunia ini.12•3] Saat ini semakin banyak perhitungan analisis keselamatan probabilistik diaplikasikan untuk menghitung berapa besar angka ftekuensi kebolehjadian kecelakaan teras meleleh baik untuk reaktor PLTN yang telah beroperasi maupun untuk reaktor PL TN sedang dalam disain. Pada Gambar I dapat dilihat perbandingan hasil perhitungan angka ftekuensi teras meleleh untuk beberapa tipe reaktor PL TN. Dari Gambar I dapat diperhatikan bahwa PLTN generasi baru memiliki angka ftekuensi teras meleleh lebih kecil dibandingkan dengan PLTN generasi lebih tua. Hal ini merupakan hasil perbaikan peningkatan derajat keselamatan yang diperoleh dari studi PSA.
PLTN ZION/PWR 10".5
PLTN BWR 4.5E-6 PLTN ABWR
10,6 23E-7 1.4E- 7
69E-8
10.7 2.5E-8 10-8
10.9
10,10
10.11 kegagalan sistem penambahair setelah transien
Gambar
1.
kegagalan sistem pemindah bahatlgsisa.
kegaga.lan sistem JC1t:lm (ATWS)
Total
Perbandingan probabilitas kecelakaan teras meleleh akibat berbagai celakaan awal untuk berbagai jenis reaktor PL TN (Toshiba, t 986).
Prosldlng PPI • PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan· BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
ke-
Mochamad Salman Suprawhardana, dkk.
ISSN 0216 - 3128
Metodologi PSA menyuguhkan banyak keuntungan bagi perancang, analis dan operator baik untuk reaktor penelitian maupun reaktor PLTN. Metodologi PSA mencakup ruang lingkup analisis dan kegiatan : pencatatan data operasi, keandalan dan ketersediaan komponen, faktor kesalahan manusia, urutan kecelakaan, probabilitas dan risiko kerusakan teras, keluarnya isotop radioaktif ke gedung atau pengungkung reaktor kemudian sampai ke lingkungan. M inat penggunaan dan pemakaian metode PSA untuk reaktor penelitian di berbagai negara pemilik reaktor penelitian telah cenderung naik (IAEA Technical document, 1984). Dengan bantuan organisasi Badan Tenaga Atom Intemasional (IAEA : International Atomic Energy Agency) beberapa kegiatan seminar, kontrak penelitian dan publikasi ilmiah dalam bidang PSA untuk reaktor penelitian telah pula banyak dilakukan. Beberapa buah contoh laporan yang telah dipublikasi oleh IAEA adalah scbagai berikut : 1. Probabilistic safety assessment case study of reference 10 MW plate type fuel research reactor (IAEA- TECDOC 400, 1986), 2. Application of probabilistic analysis techniques to a typical 10 MW MTR (IAEA- TECDOC 400, 1986), 3. Probabilistic Safety Assessment for reactor (Kirchsteiger dan Boeck, 1989), 4. HIFAR Probabilistic TECDOC 517,1989).
Safety
Analysis
Triga (IAEA-
Disamping itu IAEA juga menerbitkan Safety Series sebagai prosedur untuk menyusun PSA PLTN maupun PSA untuk fasilitas nuklir non reaktor. (IAEA Safety Series No. 50-P-4 tho 1992, Tecdoc).
Perkembangan
studi PSA di Indonesia
Indonesia telah mengoperasikan 3 buah reaktor nuklir, di Yogyakarta daya 100 kW, di Bandung daya 2000 kW dan di Serpong 30.000 kW. Walaupun Indonesia belum mempunyai PLTN namun arah kebijakan pemerintah telah memprogramkan pembangunan PLTN yang direncanakan beroperasi pada tahun 2016. Penggunaan PSA telah di implementasikan pad a ketiga buah reaktor tersebut dan kegiatan studi-studi keselamatan baik deterministic maupun probabilistic secara terus menerus dilakukan. Sebagai input data base yang berisi data keandalan atau data kegagalan komponen, struktur dan sitem reaktor tersebut Indonesia telah
/03
mengambil bagian kegiatan melalui IAEA. Data keandalan atau data kegagalan tersebut sangat penting artinya bagi komunitas internasional. Data ini melingkupi informasi kegagalan seperti penyebab kegagalan, mekanisme, tipe dan moda kegagalan, tingkat keparahan dan informasi terkait dengan metoda dan waktu perbaikan, perawatan komponen/ system. Semua data terse but memberikan keakuratan perhitungan PSA. Kegiatan PSA di Indonesia yang terkait dengan reaktor nuklir antara lain pada periode 19901993 BA TAN telah ikut berpartisipasi dalam pengembangan PSA untuk reaktor riset, yaitu melalui IAEA Coordinated Research Program (CRP). IAEA-CRP No. 5756/RI/RB Reactor Component Reliability Data Collection. Hasil dari IAEA CRP tersebut adalah basis data keandalan komponen dan sistem reaktor riset dengan format program computer Data Entry System (DES). Selanjutnya pada peri ode tahun 2001-2004, kegiatan pengumpulan data keandalan tersebut dilanjutkan dengan IAEA-CRP No. 171009, Update and Expand the IAEA Reliability Data for Research Reactor PSAs.l4•S]
Melalui kegiatan tersebut di atas, pengalaman membangun dan mengoperasikan reaktor riset dari negara kita, telah cukup banyak memberikan kontribusi pada pengumpulan data keandalan komponen dan sistem reaktor nuklir, termasuk data evaluasi keandalan manusia, manajemen keselamatan dan budaya keselamatan.[S] Dalam kaitan ini Indonesia (BA TAN) dengan tiga buah reaktor riset yang dioperasikannya diharapkan dapat tetap memberikan kontribusi yang cukup signifikan pada Iitbang PSA sistem reaktor nuklir, khususnya dalam pengembangan data keandalan struktur, sistem dan komponen reaktor nuklir, dan pengembangan metode analisis data keandalanP4.3S] Diharapkan pula dengan pengalaman menangani kajian PSA reaktor riset, dapat menjadi modal yang berharga untuk mengevaluasi status keselamatan PL TN yang kelak akan dibangun di Indonesia.
Perizinan Pembangunan Reaktor Nuklir
dan Pengoperasian
Perizinan Pembangunan dan Pengoperasian Reaktor Nuklir akan berupa Peraturan Pemerintah yang saat ini sedang dalam tahap draft (RPP : Rancangan Peraruran Pemerintah) dengan berbagai turunannya yang ditetapkan dengan peraturan Kepala Bapeten dan pedoman teknis terkait lainnya.
Prosiding PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
104
ISSN 0216 - 3128
I
Attached'
Applcatlon
Mochamad Salman Suprawhardana, dkk.
for Sit •• P••rmlt Approval
- Candidafg Site
- Conc"pillol D"sl~Jn orNPP
I
...Apprc>v,t'.11of E.1AI~
(AMDAL)
Applit"ntiQI1
$1,., 1'",,.,,,,. lu"ed
.~ E
:Jj.
D-
C :;ou
Attaclu.d· .. PSAI~
I
·.·PSA .. Construction
Application
I
Schodlll"
AttachAd· C)
-FSAR
u
...Liability. olc.
C .~ Q)
Appllcottol1
R(!o\l'tf!Ml(!Od
Conattuet.mn
,..",."
Application
- Physlcol Pn:.>I!)cl!on - Elnorgor1cy Pll1nnlng
by BAPETEN
for Construction
2
~ o (.)
by l1APETEN
Ut."vlP.Wt-"'d
t••
P••rmlt
by OAPE:,Tf.·:·N
u.d
by SAPe TEN
for Oporatlng LI""'n •••
Application
Ho(u.·,ov •••.•d
by IJAPETEN
:.::::i
C)
Provi!lok>fh:\I
.5 ~Q)
()s::JII!'f
I..h~~!'n(7'" hl!>~w..d
by BAPETEN ••-
o
CL.
..- ..-.---
•.-( In.PfHltton)
Op~n~tlng Llceonce/s. fled
.-.-
A traC/)6d"
.. Docorurnlsslonlng
I Application
--.-.-.-(
Docommlsslonlng
'""".anon)
Pormlt
Progri.Ull Appli<:::~"tlonRt!"yh;M":1'd
Gambar
2. Prosedur
perijinan
pembangunan
Oalam draft RPP terse but disebutkan bahwa tahapan perizinan pembangunan dan pengoperasian reaktor nuklir seperti dilukiskan pada Gambar 2, terdiri dari: Izin Tapak;
::>
by BAPETEN
dan pengoperasian
PL TN.
a. organisasi pelaksana; b. jadwal kegiatan; c. prosedur pengambilan dan analisis data; d. kriteria penerimaan; dan e. dokumentasi dan pelaporan.
Izin Konstruksi;
Perrnohonan izin tapak dilampiri dengan dokumendokumen :
Izin Komisioning; Izin Operasi; dan
a. Laporan Evaluasi Tapak, yang memuat antara lain dokumen-dokumen atau penjelasan ten tang : organisasi pelaksana; dokumentasi dan pelaporan; serta evaluasi dan analisis data mengenai :
Izin Oekomisioning.
Izin Tapak Persyaratan izin tapak meliputi program evaluasi tapak dan sistem manajemen evaluasi tapak. Program evaluasi tapak memuat antara lain:
pengaruh kejadian ekstema di tapak dan wilayah sekitamya baik yang berasal dari kejadian alam antara lain kejadian geologi,
Prosiding PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
ISSN 0216-3128
Mochamad Sa/man Suprawhardana, dkk.
seismologi, meteorologi maupun kejadian akibat kegiatan manusia terhadap keselamatan reaktor nuklir antara lain
-
analisis keselamatan;
-
Batasan dan Kondisi Operasi Pendahuluan;
berasal dari instalasi kimia, lepasan racun dan gas mudah terbakar, dan kejatuhan pesawat;
-
jaminan mutu;
-
rencana dekomisioning;dan
-
rencana kesiapsiagaan nuklir.
-
karakteristik tapak dan lingkungan yang berpengaruh pada instalasi nuklir dan perpindahan zat radioaktif yang dilepaskan reaktor nuklir sampai kepada manusia;
-
demografi penduduk dan karakteristik lain dari tapak yangberkaitan dengan evaluasi resiko terhadap anggota masyarakat dan kelayakan penerapan rencana penanggulangan kedaruratan.
b. Data utama reaktor nuklir yang akan dibangun, yang memuat antara lain dokumen-dokumen atau penjelasan tentang: -
jumlah, jenis, dan tingkat daya reaktor nuklir yang akan dibangun;
-
letak reaktor nuklir dan fasilitasnya tapak;
-
b. Desain rinci reaktor nuklir, yang berisi desain lengkap dan terinci ten tang reaktor nuklir yang akan dibangun, termasuk spesifikasi teknis bahan-bahan dan komponen-komponen yang digunakan dalam konstruksi dan pembuatan komponen-komponen reaktor nuklir, dan gambar teknis yang memuat dimensi dan skala, yang menjadi dasar pelaksanaan konstruksi. c. Laporan Analisis Keselamatan Probabilistik (LAKPr) khusus untuk reaktor daya komersial yang sekurang-kurangnya memuat:
termal pad a
perkiraan tingkat radiologi maksimum dan efluen termal yang akan dihasilkan oleh setiap reaktor nuklir dan fasilitasnya; dan jenis sistem pendingin, titik pengambilan air dan pelepasan efluen yang berkaitan dengan masing-masing fasilitas.
c. Daftar Informasi Desain Pendahuluan; dan d. Rekaman pelaksanaan Evaluasi Tapak.
Sistem
Manajemen
Setelah izin tapak diperoleh pemohon diwajibkan mengajukan permohonan izin konstruksi dengan melampirkan dokumen-dokumen : a. Laporan Analisis Keselamatan (LAK) Pendahuluan, yang sekurang-kurangnya memuat: -
tata letak instalasi;
-
karakteristik tapak; karakteristik desain dari struktur, komponen, dan peralatan; teras reaktor nuklir;
-
-
identifikasi sistem, struktur dan komponen reaktor nuklir;
-
analisis respons reaktor nuklir;
-
pemilihan kejadian kecelakaan;
-
pengembangan rentetan kecelakaan;
-
fitur keselamatan teknik;
-
sistem instrumentasi dan kendali;
-
pengelolaan radiasi;
memicu
analisis keandalan sistem dan manusia; analisis kualitatif dan kuantitatif; dan
-
perhitungan probabilitas kerusakan teras. komersial
yang sekurang-
-
Prosedur dan jadwal pelaksanaan konstruksi;
-
prosedur uji fungsi;
-
kriteria penerimaan desain;
-
sistem informasi disain;
-
dokumentasi dan pelaporan.
e. Sistem Keamanan Nuklir Pendahuluan, yang menguraikan rencana proteksi fisik terhadap fasilitas, Sistem Keamanan Nuklir sekurangkurangnya memuat: Identifikasi ancaman dasar desain terhadap fasilitas dan bahan nuklir, baik ancaman internal maupun eksternal; -
Sistem pendeteksian terhadap ancaman; dan Tindakan tanggap terhadap mungkin muncul.
f.
ancaman yang
Sistem Manajemen Konstruksi; -
limbah radioaktif dan proteksi
yang
-
sistem,
sistem pendingin reaktor nuklir dan sistemsistem lainnya yang berhubungan; sistem keselamatan reaktor;
awal
'-
d. Program konstruksi kurangnya memuat:
[zin Konstruksi
-
105
rekomendasi kelayakan lingkungan hidup dari instansi yang bertanggungjawab; dan bukti kemampuan finansial untuk menjamin pelaksanaan konstruksi.
Prosiding PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
106
ISSN 0216 - 3128
tau an Lingkungan sioning;
Izin Komisioning Setelah tahapan izin konstruksi selesai Pemohon izin diwajibkan mengajukan izin komisioning guna menampung kegiatan eksperimenluji coba operasi dengan mengajukan persyaratan administrasi yang belum, disyaratkan pada pengajuan permohonan izin pada tahap sebelumnya, yaitu : a. Program Komisioning; program komisioning yang dimaksud sekurang-kurangnya memuat : -
jadwal kegiatan;
-
struktur organisasi; prosedur pengujian;
-
jenis pengujian;
-
kriteria penerimaan; dan
-
dokumentasi dan pelaporan.
-
laporan hasil kegiatan konstruksi, termasuk hasil uji fungsi terhadap struktur, sistem dan komponen reaktor nuklir;
-
gambar teknis reaktor nuklir terbangun;
b. Sistem Seifgard dan Sistem Keamanan Nuklir; yang dimaksud dengan sistem seifgard adalah sekurang-kurangnya memuat : a. Uraian fasilitas; b. Jenis bahan bakar; c. Skema alur bahan nuklir; d. prosedur inventori fisik; e. program pengendalian, yang meliputi prosedur pencatatan dan pelaporan; dan prosedur pengecualian dan terminasi.
Izin Operasi a. Pemohon dapat mengajukan izin operasi kepada Kepala BAPETEN apabila: -
Kegiatan komisioning selesai dilakukan;
-
memiliki izin pemanfaatan bahan nuklir; dan
-
memiliki petugas operasi reaktor yang sudah mempunyai surat izin bekerja.
b. Permohonan izin operasi diajukan dengan melampirkan dokumen persyaratan administrasi dan dokumen persyaratan teknis sebagai berikut: -
Laporan antara Batasan program
Analisis Keselamatan Akhir yang lain memuat hasil komisioning, dan Kondisi Operasi (BKO), dan dekomisioning.
-
Lampiran Fasilitas seifgard bahan nuklir;
-
laporan pelaksanaan Rencana Pengelolaan Lingkungan (RKL) dan Rencana Peman-
(RPL)
selama
komi-
-
Sistem Manajemen tahap operasi;dan
-
Bukti kemampuan finansial untuk melaksanakan operasi reaktor nuklir.
Izin operasi diberikan untuk jangka waktu paling lama 40 (empat puluh) tahun sejak tanggal diterbitkan.
PERAN PSA DALAM PERIZINAN PL TN
-
f.
Mochamad Salman Suprawhardana, dkk.
PENtGA TURAN
Berdasarkan uraian mengenai prosedur perijinan pembangunan dan pengoperasian PLTN tersebut di atas seperti yang dilukiskan pada Gambar 2, khususnya pada tahap izin konstruksi, diperlukan suatu Laporan Analisis Keselamatan Probabilistik (LAKPr). LAKPr merupakan dokumen laporan kegiatan PSA di mana minimal harus memuat : identifikasi sistem, struktur dan komponen reaktor nuklir; analisis respons reaktor nuklir; pemilihan kejadian awal yang memicu kecelakaan; pengembangan rentetan kecelakaan; analisis keandalan sistern dan manusia; analisis kualitatif dan kuantitatif; dan perhitungan probabilitas kerusakan teras. Untuk menjamin validitas hasil perhitungan atau kajian PSA, dan juga untuk menjamin penyusunan PSA telah memenuhi ketentuan yang berlaku, maka diperlukan pedoman yang menjadi acuan untuk penyusunan PSA tersebut. Selain itu diperlukan pula suatu dokumen untuk menentukan kriteria penerimaan dari item-item yang termuat di dalam PSA tersebut, yaitu suatu kriteria keselamatan probabilistik ata PSC : Probabilistic Safety Criteria. Oleh karena itu pada tahun 2004 BAPETEN telah melakukan kajian akademis PenYlislinan PSA Reaktor Daya [4]. Dari hasil kajian tersebut selain aspek substansi kandungan PSA juga antara lain dapat memberikan suatu gambaran angka atau nilai yang bisa ditetapkan sebagai PSC. Badan Pengawas di beberapa negara pengoperasi PLTN telah menggunakan PSA (khususnya PSA Level ]) sebagai proses pembuatan keputusan bagi pengawas, atau secara umum hal ini dikenal risk informed regulation. Secara umum penyusunan PSA dilaksanakan dengan tujuan untuk : -
Mengkaji tingkat keselamatan dari sistem (reaktor) dan mengidentifikasi bagian atau komponen yang perlu peningkatan secara efektif.
-
Mengkaji tingkat keselamatan dan membandingkan dengan standar secara implisit maupun eksplisit.
Prosiding PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
ISSN0216-3128
Mochamad Salman Suprawhardana, dkk. -
Mengkaji tingkat keselamatan dalam membantu pengoperasian sistem reaktor.
rangka
Dengan demikian, melalui kajian keselamatan metode PSA dapat ditentukan berapa probabilitas terjadinya pelelehan atau kerusakan suatu sistem teras reaktor nuklir (core damage frequency / CDF), bagaimana terjadinya kecelakaan, dan apa akibat yang ditimbulkan dari pelelehan tersebut.[2,7] Adapun ruang lingkup PSA dibagi dalam 3 level (tingkat) yang harus dilaksanakan secara berurutan yaitu: -
Level-I
Kajian kegagalan-kegagalan sistern untuk penentuan &ekuensi terjadinya kecelakaan pelelehan teras reaktor.
-
Level-2
Kajian tanggapan pengungkung, berkaitan dengan hasil PSA Level1 untuk penentuan &ekuensi pelepasan radioaktif dari pengungkung reaktor. Hasil kajian PSA Level 2 ini mencakup : mode kegagalan perisai radiasi, jenis dan jumlah zat radioaktif yang terlepas ke Iingkungan, serta dampak maupun kerugian akibat terlepasnya zat radioaktif tersebut.
-
Level-3
Kajian
konsekuensi
Tabel I. Kebolehjadian ---2,5.10'6 9,4.10-6 1,0.10.1 9,2.10.1 4,3.10-6 2,3.10.6 3,2.10-6 1,1.10.1 B --- 0.6 18% 9% 5% D C 1,4.10-1 2,4.1 4,95.10.5 4,5.10-6 0-6 3,0.10'1 5,8.10'6 4,0.10'6 2,6.1 2,5.10,5 0-8 5,0.10.9 1,3.10-1 1,9.10'1 7,7.10'1 1,9.10'6 4,2.1 9,1.10'6 2,1.10.8 5,4.10.9 TOTAL Kejadian Pemicu
lingkungan
107 berdasar hasil PSA Level-2 untuk memperkirakan resiko terhadap publik. Hasil PSA Level 3 memberikan gambaran konsekuensi terburuk mengenai kesehatan pekerja instalasi dan masyarakat, serta gambaran mengenai kontaminasi tanah, udara, air, dan bahan makanan.
Hasil kajian Penyusunan PSA Reaktor Daya menunjukkan bahwa kajian PSA dalam rangka meningkatkan keselamatan PLTN telah dilakukan oleh beberapa negara yang memiliki PL TN, sebagai contoh ringkasan hasil kajian PSA untuk PLTN standard di Perancis yaitu jenis PWR dengan daya 900 MWe dan 1300 Mwe, disajikan pada Tabel I dan Tabel 2.[4] Dari tabel tersebut dapat dilihat bahwa ada perbedaan nilai CDF dengan faktor 5 antara hasil PSA untuk PLTN kelas 900 MWe dan 1300 MWe. Peningkatan sistem keselamatan pada reaktor 1300 MWe (44%) menyebabkan turunnya persentase CDF pada kondisi normal dibandingkan dengan reaktor 900 MWe (68%). Angka atau nilai probabilitas dari masing-masing kejadian pemicu tersebut pada Tabel I dan Tabel 2 dapat dijadikan rujukan untuk penetapan kriteria keselamatan atau PSC oleh BAPETEN.
pelelehan teras (CDF) untuk reaktor 900 MW. STATUS 3,4.10-5 9,4.1 0-6 1,3.1 9,1.10.1 4,3.10-6 3,1.10'1 5,8.10'1 1,0.10'8 2,3.10.6 1,4.1 0,5
Keteran[pn : Status A melipuh' reaktor cialam kandisi operasi dan sistem pemadam sistem injeksi pending in reaktor berfimgsi. Status B sistempemindahpanas sisa berfimgsi. Status C meliputi situasi dimana sistem pendingin reaktor penuh dengan air, pendinginan d!]'amin dengan si:;tempemindahpanas sisa dan sistempendingin kolam bahan bakar. Status D melipuh' siruasi a'mana sistem pendingin reaktor berkurang sebagian
Prosidlng PPI • PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan· BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
108
ISSN 0216 - 3128
Tabel 7,6.10.1 2,6.10.7 1,2.10.6 4,6.10.1 4,5.10.9 1,3.10.7 1,3.10.1 20% 31% 5%-- 0.9 C D 5,2.1 0.1 5,3.10.10 2,8.10.6 2,0.10.6 4,3.10.10 2,3.1 5,7.1 1,2.10.7 0.6 0.9 5,8.10.9 9,1.10.1 3,4.10.6 1,08.10.5 5,8.10.1 1,0.10.9 1,6.10.9 7,2.10.9 1,0.10.9 2,1.10.9 7,1.1 2,5.10.9 8,7.10.9 1,2.10.9 2,1.10.6 A
t
Mochamad Salman Suprawhardana, dkk.
I<ebolehjadlan
pelelehan teras (CDP) untuk reaktor TOTAL STATUS 4,7.10.6 - 0.9 7,6.10.1 1,5.10.6 4,5.10.9 2,5.10.1 2,5.10.9 1,2.10.6 8,7.1 0.1 4,6.1 2,4.10.1
1300 MW.
KejadianPemicu
KESIMPULAN
DAFTAR PUSTAKA
Berdasarkan uraian di atas dapat disimpulkan bahwa pengaturan perizinan pembangunan dan pengoperasian PLTN, sangat diperlukan agar dapat memberikan hasil yang optimal dari tujuan pemanfaatan tenaga nuklir. Peraturan perizinan tersebut telah tersedia dan sedang terus dilengkapi dan disempurnakan oleh BAPETEN. Hasil kajian PSA/PRA untuk PLTN yang akan dibangun dan dioperasikan saat perizinan berlangsung menjadi bahan pokok dalam persyaratan izin demikian pula dapat menjadi bahan kajian pihak pemohon untuk menjadi bahan dalam meyakinkan badan pengawas dan masyarakat bahwa PLTN yang diajukan perizinannya mempunyai tingkat keselamatan yang memadai. Berdasarkan uraian dan perkembangan aplikasi PSA terse but di atas dapat dilihat bahwa peranan PSA sangat besar sebagai alat analisis untuk mengkaji status dan tingkat keselamatan sistem reaktor nuklir, mulai dari tahap disain, operasi, sampai shutdown atau dekomisioning. Untuk menjamin validitas hasil perhitungan atau kajian PSA, dan juga untuk menjamin penyusunan PSA telah memenuhi ketentuan yang berlaku, maka diperlukan pedoman yang menjadi acuan untuk penyusunan PSA tersebut. Seyogyanya BAPETEN dan Utilitas perlu segera menyusun dokumen untuk menentukan kriteria penerimaan dari kajian PSA, yaitu suatu kriteria keselamatan probabilistik atau PSC : Probabilistic Safety Criteria. Hal ini untuk menjamin tingkat kepercayaan yang tinggi terhadap hasil PSA.
I. IAEA SAFETY SERIES No. 50-P-4, Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessments of Nuclear Power Plants (Level I), Vienna, 1992. 2. IAEA SAFETY REPORTS SERIES NO. 25, Review of Probabilistic Safety Assessments by Regulatory Bodies, Prepared Jointly by the International Atomic Energy Agency and the OECD Nuclear Energy Agency 200 I. 3. IAEA-TECDOC-I200, Applications Of Prohabilistic Safety Assessment (PSA) For Nuclear Power Plants, IAEA, VIENNA, 2001. 4. Studi A kadem is Penyusunan PSA Reaktor Daya, Jurusan Fisika, Fakultas Matematika dan IImu Pengetahuan Alam, UGM, Yogyakarta. November 2004. 5. M. SALMAN S, SY ARIP, Component Event Data Reliability of TRIGA and GA Siwabessy Reactors .- Preliminary PSA for GA Siwabessy Reactor, Progress Report RC No.: 5756/RI/B, PPNY BATAN, 1991, 1992, 1993. 6. LOFGREN, ERNEST V., Probabilistic Risk Assessment Course Documentation Vol. 1-7, NUREG-CR-4350, USNRC, 1985. 7. STAMATELATOS, Probabilistic Risk Assessment Procedure Guide for NASA Managers and Practitioners, NASA Headquarters. Washington DC 2046, August 2002.
Proslding PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
Mochamad Salman Suprawhardana, dkk.
ISSN 0216 - 3128
8. IAEA-TECDOC-IIOI,
A Framework For A Quality Assurance Programme For PSA. IAEA, VIENNA, 1999.
9. IAEA- TECDOC 400, Probabilistic Assessment Case Study of Reference
Safety 10 MM
Plate Type Fuel Vienna 1986.
109 Research
Reactor,
IAEA,
10. IAEA- TECDOC 517, Probabilistic Safety Assessment for Triga Reactor (Kirchsteiger dan Boeck, 1989), IAEA, Vienna 1989.
KE DAFTAR ISI
Prosiding PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
