Penyatuan Metodologi Analisis Kecelakaan Maju ke Dalam Laporan Analisis Keselamatan (Terjemahan dokumen IAEA TECDOC-1351: Incorporation of Advanced Accident Analysis Methodology Into Safety Analysis Report)
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” (Badan Tenaga Atom Internasional (IAEA) tidak menjamin dan tidak bertanggung jawab untuk ketepatan dan kualitas atau keotentikan dari penerjemahan/publikasi/pencetakan dari dokumen/publikasi ini dan tidak bertanggung jawab untuk adanya kekurangan atau kerusakan atau sebaliknya yang disebabkan timbul langsung atau tidak langsung dari penggunaan apapun dan olehsiapapun)
NATIONAL NUCLEAR ENERGY AGENCY AND NUCLEAR ENERGY CONTROL BOARD Juli 2003
DAFTAR ISI DAFTAR ISI 1.
PENDAHULUAN……………………………………………………………...
1
1.1. Latar Belakang…………………………………………………………….. 1 1.2. Tujuan dan Lingkup……………………………………………………….. 2 1.3. Struktur …………………………………………………………………... 3 2.
3.
URAIAN PROGRAM PERHITUNGAN KOMPUTER...……………………
4
2.1. Program perhitungan sistem termohidraulik……………………………... 2.2. Program perhitungan komputer dinamika reaktor mencakup perhitungan kopling…………………………………………………………………… 2.3. Program perhitungan komputer termohidraulika kontainmen…………… 2.4. Program perhitungan komputer analisis kecelakaan parah…………….… 2.4.1. Analisis kecelakaan parah terintegrasi……………………………… 2.4.2. Analisis kecelakaan parah mekanistik……………………………… 2.4.3. Piranti komputasi terpisah untuk fenomena kecelakaan parah...…… 2.5. Program perhitungan komputer yang lain...……………………………… 2.5.1. Program perhitungan sifat bahan bakar……………………………... 2.5.2. Program perhitungan dinamika fluida dan analisis struktur ..……… 2.5.3. Program komputasi dinamika fluida (CFD)………………………… 2.5.4. Program perhitungan analisis kebakaran…………………….……… 2.5.5. Program perhitungan analisis radiologi……………………………... 2.5.6. Metode efek terpisah………………………………………………...
4
ANALISIS KECELAKAAN………………………………………………….
15
3.1. Aplikasi metodologi maju………………………………………………... 3.2. Transien dan kecelakaan untuk dianalisis dan kriteria penerimaan……… 3.2.1. Transien dan kecelakaan……………………………………..……... 3.2.2. Kriteria penerimaan dan konservatisme dalam analisis….…………. 3.3. Aplikasi program perhitungan komputer untuk berbagai kelas kecelakaan 3.3.1. Kejadian operasi yang diantisipasi….……………………………… 3.3.2. Spketrum rentetan LOCA……………………..…………………… 3.3.3. Pipa uap pecah……………………………………………………… 3.3.4. Kecelakaan kebocoran dari sisi primer ke sekunder (PRISE)……… 3.3.5. Kecelakaan dipicu reaktivitas (RIA)……………………………….. 3.3.6. Transien terantisipasi tanpa pemancungan (ATWS)……………….. 3.3.7. Pelarutan boron tak homogen………………………….…………… 3.3.8. Kejut termal bertekanan (PTS)…………………………….. ……… 3.3.9. Kecelakaan parah…………………………………………………... 3.3.10. Analisis kontainmen………………..……………………………… 3.3.11. Analisis kondisi penghentian……………………………………… 3.3.12. Ketidakstabilan daya pada BWR…………………………..……… 3.4. Analisis konservatif dengan metode Best Estimate……………………… 3.4.1. Metodologi BE...……………………………………………………
15 15 15 16 17 17 18 18 19 19 20 20 21 22 22 22 24 24 24
6 7 8 9 9 10 10 10 11 12 13 13 14
3.4.2. Aspek konservatif…………………………………………… 3.4.3. Pelaksanaan Analisis konservatif…………………………… 3.4.4. Analisis perijinan kejadian operasi diantisipasi…………..… 3.5. Hubungan dengan kajian risiko………………………….………………. 3.5.1. Peran kajian risiko…………………………………………… 3.5.2. Peran risiko dalam analisis deterministik…………………… 3.6. Perpindahan data diantara program dan penggabungan program………... 3.7. Pertimbangan tahapan yang berbeda dari LAK………………………..…
26 27 27 27 27 27 29 30
4.
ANALISIS DESAIN DASAR…………………...……………………………
32
5.
PENGELOLAAN KETIDAKPASTIAN…………..…………………………
33
5.1. Aplikasi analisis perkiraan terbaik……………………………………….. 5.2. Analisis ketidakpastian……………………………………………………
33 33
LAMPIRAN I
: Tahap persiapan untuk pelaksanaan analisis keselamatan……..
35
LAMPIRAN II
: Perubahan nodalisasi…………………………………………… 39
LAMPIRAN III : Perpindahan data dan pengelolaan antar mula analisis PTS…… 41 LAMPIRAN IV : Asumsi dan praktek analisis perijinan kejadian operasi diantisipasi…………………………………………………… 47 LAMPIRAN V
: Bab-bab dari USNRC Regulatory Guide 1.70 (format baku dan isi LAK untuk NPP, Revisi 3, November 1978) dimana metodologi maju dapat digunakan……………………………... 50
DAFTAR PUSTAKA………………………………………………………………… 52 SINGKATAN………………………………………………………………………… 57
1. PENDAHULUAN
1.1.
LATAR BELAKANG
Dokumen IAEA berjudul Safety Guide on Safety Assessment and Verification [1] menyatakan bahwa "tujuan analisis keselamatan adalah menetapkan dan mengkonfirmasikan dasar desain untuk item yang penting bagi keselamatan, dan untuk memastikan bahwa keseluruhan desain instalasi mampu memenuhi batas dosisi radiasi dan penglepasan yang telah ditetapkan dan dapat diterima untuk setiap kategori kondisi instalasi dengan menggunakan piranti analitis yang tepat". Panduan praktis tentang bagaimana cara melaksanakan analisis kecelakaan suatu instalasi daya nuklir (NPP) disajikan dalam IAEA Safety Report on Accident Analysis for Nuclear Power Plants [2]. Analisis keselamatan instalasi daya nuklir dilakukan dalam wujud analisis probabilistik dan deterministik. Analisis keselamatan deterministik pada umumnya disebut sebagai analisis kecelakaan. Laporan ini membahas aspek penggunaan metoda analisis kecelakaan maju (mutakhir) untuk menyelesaikan analisis kecelakaan dalam rangka menyatukannya ke dalam Laporan Analisis Keselamatan (LAK). Dalam hubungannya dengan LAK, tujuan dari analisis keselamatan deterministik dapat lebih lanjut ditetapkan seperti: (1) (2) (3)
(4)
untuk menunjukkan pemenuhan kriteria penerimaan; untuk melengkapi evaluasi dan analisis yang lain dalam rangka menunjukkan suatu kumpulan lengkap mengenai persyaratan desain dan operasi; untuk mengidentifikasi dan mengkuantifikasi nilai batasan (set-point) sistem keselamatan dan kondisi batas operasi yang akan digunakan sebagai variabel batas dan kondisi-kondisi instalasi yang dimaksud; untuk membenarkan kepantasan dari solusi teknis yang diterapkan dalam pemenuhan persyaratan keselamatan yang ditentukan.
Bagian-bagian terpenting dari analisis kecelakaan dilakukan dengan menggunakan paket program perhitungan komputer yang canggih, yang telah secara khusus dikembangkan untuk tujuan tersebut. Paket program perhitungan ini terutama meliputi program perhitungan dinamika reaktor dan termohidraulika untuk analisis fenomena transien dan analisis kecelakaan. Ada juga program perhitungan yang khusus seperti yang dipergunakan untuk analisis termohidraulik kontainmen, konsekuensi radiologi dan untuk analisis kecelakaan parah. Dalam beberapa hal, program perhitungan yang bersifat lebih umum seperti program analisis struktur dan program komputasi dinamika fluida (CFD) digunakan. Pengembangan program perhitungan komputer diawali pada tahun enampuluhan dan tujuhpuluhan. Hasilnya adalah suatu program perhitungan untuk dinamika reaktor, termohidraulik dan analisis kontainmen yang sangat konservatif. Keterbatasan yang
1
paling menyolok dari program perhitungan ini datang dari keterbatasan pengetahuan tentang fenomena fisis dan keterbatasan memori dan kecepatan komputer. Kemajuan yang sangat berarti dalam pengembangan sistem program perhitungan komputer dibuat sepanjang duapuluh tahun terakhir. Jika data yang dimiliki untuk model fisis dapat dipercaya dengan baik dan memungkinkan analisis yang lebih realistis, versi lebih baru ini disebut program perhitungan komputer maju. Asumsi yang digunakan dalam analisis keselamatan deterministik bervariasi dari asumsi sangat pesimistis hingga asumsi yang realistis. Dalam kaitan ini, adalah biasa untuk menyebut asumsi pesimistis tersebut sebagai 'konservatif' dan asumsi yang realistis sebagai 'perkiraan terbaik’ (best estimate). Asumsi tersebut dapat terkait dengan pemilihan model fisis, introduksi model ke dalam perhitungan, dan syarat awal dan batas, termasuk kinerja dan kegagalan peralatan dan tindakan manusia. Metodologi maju di dalam dokumen ini berarti aplikasi dari program perhitungan komputer maju (yang disebut Best Estimate), yang kadang-kadang merupakan suatu kombinasi dari berbagai program perhitungan maju untuk tahapan analisis yang terpisah, dan dalam beberapa hal adalah merupakan kombinasi dengan hasil eksperimen. Di kebanyakan negara di dunia, ketersediaan LAK dipersyaratkan sebelum dan sepanjang pengoperasian instalasi. Isi, lingkup dan langkah-langkah dari LAK bervariasi di antara negara-negara itu. Panduan yang diterapkan di Amerika Serikat, yaitu Regulatory Guide 1.70 [3], dapat mewakili cara penyusunan LAK di banyak negara. Sepanjang tahap desain, suatu laporan analisis keselamatan awal (PSAR) diminta di banyak negara dan laporan analisis keselamatan akhir (FSAR) diperlukan untuk ijin operasinya. Ada juga suatu kebutuhan untuk memperbaharui FSAR secara periodik (UFSAR) untuk pemegang lisensi operasi. Untuk itu, sedang dikembangkan panduannya, lihat acuan [4].
1.2.
TUJUAN DAN LINGKUP
Tujuan utama dari dokumen ini adalah untuk memberi suatu uraian ringkas tentang program perhitungan komputer yang tersedia dan yang sekarang ini digunakan untuk analisis kecelakaan instalasi daya nuklir. Piranti utama untuk analisis kecelakaan adalah program perhitungan komputer sistem termohidraulik. Jenis program perhitungan komputer yang lain yang digunakan untuk berbagai tujuan akan juga dibahas dengan singkat. Tujuan yang kedua adalah untuk membahas aplikasi dari program perhitungan komputer seperti di atas untuk analisis untuk disajikan di LAK dari satu instalasi. Dokumen dapat digunakan untuk program perhitungan komputer maju yang digunakan dalam analisis instalasi berbasis pada teknologi air ringan dan, sampai taraf tertentu, untuk desain reaktor air-berat bertekanan (CANDU). Dokumen ini secara umum dapat digunakan untuk instalasi yang ada saat ini dan pembangkit listrik tenaga nuklir yang baru. Bagaimanapun, kebanyakan dari contoh yang dibahas di dalam dokumen ini berhubungan dengan teknologi reaktor air tekan (PWR).
2
Dokumen ini dapat diperlakukan sebagai penerbitan komplementer bagi dokumen IAEA Safety Report on Accident Analysis for Nuclear Power Plants [2], yang menguraikan secara lebih detil tentang penggunaan program perhitungan komputer untuk aplikasi spesifik yang diperlukan untuk SAR.
1.3.
STRUKTUR
Bab 2 dari dokumen ini memberikan suatu ikhtisar dari program perhitungan komputer yang ada untuk termohidraulik, dinamika reaktor, analisis kontainmen, analisis kecelakaan parah dan area lain yang dimasukkan dalam lingkup dari analisis dan perhitungan untuk mendukung LAK. Bab 3 menguraikan penggunaan metode maju untuk berbagai fenomena transien dan analisis kecelakaan yang dimasukkan di dalam LAK. Penekanan khusus adalah pada uraian tentang penggunaan metode dan bagaimana cara mencapai suatu evaluasi yang konservatif dan yang dapat dipercaya tentang marjin keselamatan. Bab 4 mendiskusikan penggunaan metode maju untuk mendukung pembenaran keselamatan di berbagai aplikasi yang terkait dengan desain dan tercakup di LAK. Di Bab 5, persyaratan dasar untuk keberhasilan aplikasi metod perkiraan terbaik. Selain itu, bagaimana ketidakpastian dapat terukur dan dikelola dalam hal penggunaan metodologi maju juga dibahas. Sebagai tambahan, panduan singkat tentang langkah persiapan elaborasi LAK diperkenalkan di Lampiran I. Panduan ini didasarkan pada pengalaman yang diperoleh selama menyiapkan LAK untuk penyelesaian dan modernisasi dari PWR. Proses persiapan nodalisasi untuk analisis program perhitungan komputer termohidraulik diberikan di Lampiran II. Suatu contoh disampaikan dalam Lampiran III terkait dengan pemindahan data dan manajemen antar muka di antara berbagai langkah-langkah analisis yang kompleks dari peristiwa kejut termal bertekanan (pressurized thermal shock, PTS). Kesulitan mengenai definisi dari kasus pembatas untuk analisis transien disajikan di dalam Lampiran IV. Akhirnya, Lampiran V mendaftar bagian-bagian dari laporan analisis keselamatan akhir, di mana metodologi analisis maju dapat diberlakukan guna membenarkan solusi desain dasar sesuai dengan US Regulatory Guide 1.70 [3].
3
2. URAIAN PROGRAM PERHITUNGAN KOMPUTER
2.1. PROGRAM PERHITUNGAN SISTEM TERMOHIDRAULIK Program perhitungan komputer sistem termohidraulik telah dikembangkan dan digunakan untuk analisis kecelakaan kehilangan pendingin (LOCA) sejak tigapuluh tahun. Pada akhir enampuluhan dan permulaan dari tujuhpuluhan, kemampuan dari program perhitungan komputer betul-betul terbatas karena ketiadaan data eksperimental, rincian pemodelan dan kapasitas dari komputer itu. Sejak itu, situasi telah meningkat dengan mantap pada semua area. Generasi baru dari sistem program perhitungan komputer telah dikembangkan di banyak negara-negara. Program perhitungan komputer sistem termohidraulik dari generasi yang sekarang didasarkan pada pemecahan campuran sistem hiperbolik-elliptik dari enam persamaan konservasi (kekekalan massa, energi dan momentum untuk uap dan fasa-cair). Korelasi yang didasarkan pada hasil eksperimen yang sering disebut 'hukum konstitutif' disatukan untuk menguraikan syarat batas yang diperlukan untuk masing-masing tahap, seperti friksi antara fasa dan dinding. Program perhitungan komputer pada umumnya dikembangkan untuk pemodelan satu dimensi. Bagaimanapun, telah banyak usaha untuk memperkenalkan simulasi dari sistem multidimensi dan pengaruh dalam program perhitungan model dua fluida. Strategi seperti itu dan seperti halnya keinginan dan manfaat baru-baru ini dibahas oleh Bestion dan Morel [5]. Data eksperimental untuk validasi program perhitungan ini telah banyak tersedia. Kumpulan data ini meliputi sejumlah besar hasil eksperimen integral dan efek terpisah yang dilaksanakan di banyak negara, baik dalam program nasional maupun internasional. Negara yang tergabung dalam OECD, telah menyajikan kumpulan data tersebut ke dalam matriks validasi program perhitungan [6]. Banyak ciri yang dipertimbangkan meragukan di generasi program perhitungan komputer yang sebelumnya sekarang sudah dimasukkan, seperti aplikasi model dua fluida riil dan pengembangan hukum konstitutif, telah menghasilkan model friksi interfasial dan berbagai situasi counter-current flow limitations (CCFL). Pengembangan dan aplikasi dari program perhitungan komputer analisis kecelakaan perkiraan terbaik baru-baru ini ditinjau ulang oleh Reocreux [7]. Beberapa contoh dari program perhitungan komputer yang sekarang ini digunakan diperkenalkan di Tabel I. TABEL I. CONTOH PROGRAM KOMPUTER SISTEM TERMOHIDRAULIK YANG SAAT INI DIGUNAKAN Nama APROS [8]
Model 6-pers. (versi fast-running dengan 5-pers. Dan drift flux)
Negara Finlandia
Metode Numerik Semiimplisit
Ciri khusus Struktur modular, dikembangkan untuk penganalisis instalasi Pengembangan dan validasi dilakukan bersama dengan eksperimen integral PACTEL, upaya khusus untuk validasi WWER
4
ATHLET [9]
Pilihan model dinamika reaktor 1D dan 3D Kemampuan untuk kombinasi injeksi ECCS baik untuk cold dan hot leg
5-pers. Dengan drift flux (6-pers model untuk perhitungan reflood) 6-pers. (konsentrasi boron, 4 konsentrasi gas)
Jerman
Implisit penuh
Perancis
1D: implicit 3D: semiimplisit
CATHENA [11]
6-pers.
Kanada
RELAP5 [12]
6-pers. (konsentrasi boron, 5 komponen gas, model reflood) 6-pers. (1D, 3D)
AS
Semiimplisit 1 langkah SemiModel proses khusus. implisit atau Diterima secara 2 langkah internasional D, 2D (Framatome), 3D (INEEL) SETS Ciri 3D, versi khusus untuk PWR dan BWR
CATHARE [10]
TRAC [13]
AS
Pengembangan didukung oleh sejumlah besar eksperimen efek terpisah dan eksperimen integral BETHSY. 0D, 1D, 2D, 3D, struktur modular Dikembangakn untuk aplikasi CANDU
Untuk tujuan simulasi, presentasi grafis sangat membantu pengguna program perhitungan komputer dalam rangka memastikan mutu dari masukan dan untuk memperoleh pemahaman yang lebih baik dari situasi yang dianalisis. Oleh karena itu, program perhitungan komputer untuk analisis saat ini juga melengkapi dengan ciri presentasi grafis yang sangat maju. Pengembangan dan validasi program perhitungan komputer yang sekarang sudah berlanjut pada tingkat yang dapat dipandang sebagai piranti analisis yang dapat dipercaya untuk kebanyakan jenis kejadian operasional diantisipasi dan kecelakaan dipostulasikan. Khususnya, program perhitungan komputer tersebut sudah dapat merealisasikan analisis dari evaluasi model sangat konservatif (EM) ke model lebih realistis yang disebut metode perkiraan terbaik (BE). Suatu prasyarat untuk keberhasilan aplikasi metoda maju tersebut adalah bahwa fenomena kompleks selama kecelakaan yang diteliti dapat didekati oleh model yang digunakan dalam program tersebut. Hal tersebut tidak berarti bahwa dibutuhkan model, misalkan model netronik, yang terperinci. Pencampuran fasa di suatu volume tunggal dapat diasumsikan sempurna (atau yang didekati oleh model khusus seperti di dalam volume pressurizer), dan efek 3-D dapat cukup didekati oleh model yang ada atau nodalisasi yang sesuai. Kendati upaya pengembangan telah dibuat, program perhitungan maju tersebut saat ini masih belum secara penuh mampu menguraikan secara realistis fenomena fisis yang berlangsung selama kecelakaan. Fenomena yang kompleks tersebut berkaitan dengan ciri multidimensi dan skala mikro yang tidak dapat diperagakan secara detil. Sebagai
5
contoh, dalam berbagai pemodelan proses kondensasi, ketelitian perhitungan mungkin menjadi hal yang meragukan. Pendekatan yang umum dipilih untuk mengatasi kesukaran tersebut adalah dengan menggunakan asumsi yang konservatif. Barangkali keterbatasan yang paling serius dari sistem program perhitungan komputer berhubungan dengan situasi di mana stratifikasi temperatur atau densitas di dalam fase bahan yang manapun (misalkan fase cair dan gas) menjadi penting, yaitu dalam situasi fase tidak tercampur dengan baik. Beberapa contoh fenomena yang rumit adalah gejala stratifikasi dan pencampuran turbulen yang berperan penting untuk analisis termohidraulika kasus kejut termal bertekanan (PTS), fenomena transien dalam pelarutan boron tak homogen, kecelakaan pecah pipa uap dan kecelakan transien terantisipasi tanpa pemancungan (anticipated transient without scram accidents, ATWS). Berbagai kesulitan dalam kasus itu terkait pada ketidakmampuan mengintrodusir adanya lapisan-lapisan terstratifikasi (stratified layers). Pada sisi lain, belum tersedia model untuk fenomena difusi turbulen, sebaliknya pada saat yang sama adanya difusi numerik dapat menyebabkan prediksi pencampuran yang berlebihan. Oleh karena itu, metoda khusus sering diberlakukan bagi fenomena tersebut: syarat batas untuk situasi kecelakaan diambil dari kalkulasi system program komputer itu. Ada keterbatasan pemodelan yang dihubungkan dengan prosedur pemecahan enam persamaan. Untuk itu, telah ada suatu usaha untuk mengambil pendekatan yang berbeda, yaitu dengan pengembangan metode separation of the flow according to the velocity (SFAV) [14]. Metode ini mempertimbangkan adanya dua daerah pada tampang-lintang saluran. Masing-masing daerah tersebut dapat berisi campuran dari fasa uap dan cair sebagai ganti mempertimbangkan separasi total antara fase tersebut. Di dalam masing-masing daerah, kedua komponen atau fasa di dalam campuran dianggap mempunyai kecepatan yang sama. Sebagai hasilnya, suatu sistem persamaan hiperbolik diperoleh dan dapat dipecahkan tanpa menggunakan “konsep tiruan” seperti massa virtual. Selain itu, berkat metode tersebut difusi numerik dapat dihindarkan.
2.2. PROGRAM PERHITUNGAN KOMPUTER UNTUK DINAMIKA REAKTOR MENCAKUP PERHITUNGAN KOPEL Kondisi transient dan kecelakaan, yang dicirikan oleh kritikalitas, membutuhan presentasi terperinci di dalam perhitungan neutronika teras. KOndisi seperti itu biasanya dianalisis dengan program perhitungan komputer dinamika reaktor. Oleh karena keterbatasan kapasitas komputer, program perhitungan ini sering tidak mencakup perhitungan termohidraulika rinci untuk sirkuit (pendingin primer) reaktor sendiri. Di dalam hamper semua kondisi transient yang dianalisis, situasi tersebut dapat dipertimbangkan memuaskan sepanjang terdapat aliran fasa tunggal yang tercampur dengan baik di sirkuit primer. Analisis membutuhkan model perhitungan termohidraulika yang lebih canggih. Dalam hal ini perhatian diberikan untuk menggabungkan perhitungan dinamika reactor 1-D dan 3-D dengan model termohidraulik maju (selanjutnya disebut program perhitungan kopel). Pemakaian pertama dari program perhitungan kopel ini adalah untuk mempelajari konsekuensi kritikalitas kembali (recriticality) selama kecelakaan pecah pipa uap (SLB), dan efek umpan balik selama ATWS pada kondisi-kondisi aliran dua
6
fasa. Studi peristiwa pengenceran boron tak homogen juga telah mengambil keuntungan dari ketersediaan program kopel ini. HEXTRAN [15] adalah program perhitungan kopel pertama yang digunakan pada permulaan tahun 1990-an. Penggabungan dari model termohidraulik utuh SMABRE [16], dan model teras HEXBU [17], telah dilaksanakan di daerah inlet teras. Secara umum, penyatuan dari pemodelan teras reaktor dalam 3-D penuh ke dalam program perhitungan transien mengijinkan simulasi 'best estimate' untuk interaksi antara perilaku teras reaktor dan dinamika instalasi. Kemajuan terbaru dalam teknologi komputer membuat pengembangan dari sistem perhitungan kopel seperti itu menjadi sangat layak. Sepanjang tahun-tahun terakhir, beberapa sistem program perhitungan kopel telah dibuat di banyak negara dan sekarang ini banyak digunakan untuk tujuan perijinan. Contoh dari perhitungan kopel adalah HEXTRAN/SMABRE [18], DYN3D/ATHLET [19], KIKO3D/ATHLET [20], RELAP5/PANBOX [21], RELAP5PANTHER [22], RELAP5/PARCS [23] dan RELAP5-3D(R) [24] (dengan model kinetika netron NESTLE).
2.3. PROGRAM PERHITUNGAN TERMOHIDRAULIKA KONTAINMEN Program perhitungan termohidraulika kontainmen telah sejak lama dikembangkan sebagai program perhitungan parameter terkelompok (lumped parameter codes). Program ini memodelkan perilaku termohidraulik kompartemen kontainmen dan struktur panas. Istilah 'parameter terkumpul' digunakan untuk menguraikan teknik pemodelan berikut: kontainmen dibagi menjadi beberapa volume kompartemen dan struktur panas. Masing-Masing volume mempunyai satu temperatur (atau dua, untuk model ketakseimbangan termodinamik) dan nilai tekanan, dan aliran antar volume ditentukan oleh beda tekanan itu. Ketika nodalisasi lebih rapat dibanding pembagian kompartemen yang sebenarnya, upaya khusus diperlukan untuk membatasi ketidakstabilan kalkulasi dan aliran yang berlebihan. Program perhitungan parameter terkumpul yang dipergunakan secara luas adalah CONTAIN [25], WAVCO [26] dan RALOC [27] (dan versi terbarunya COCOSYS [28]). Keterbatasan program perhitungan dengan pendekatan parameter terkumpul telah memicu banyak orang untuk mencoba mengembangkan sistem program perhitungan aliran fluida di dalam kontainmen secara lebih terperinci. Peningkatan kapasitas dan kecepatan komputer telah membuat penggunaan suatu jenis khusus metodologi CFD untuk kalkulasi kontainmen seperti GOTHIC [29] sangat layak. Area aplikasi program perhitungan kontainmen adalah: ! ! !
Analisis tekanan dan temperatur maksimum selama kecelakaan LOCA dan SLB, analisis tekanan balik (back-pressure) minimum selama kebocoran besar (large break, LB-LOCA) sebagai syarat batas untuk tahap pembaniran kembali (reflooding) teras dan beban pelapis (liner) internal, analisis beda tekanan pada struktur internal kontainmen selama LOCA dan SLB sebagai basis untuk menaksir beban pada internal kontainmen,
7
! !
perilaku temperatur dan tekanan kontainmen dalam jangka panjang selama terjadianya suatu kecelakaan dasar desain (DBA) sebagai basis untuk kalkulasi penglepasan radioaktivitas, perilaku tekanan dan temperatur kontainmen selama kecelakaan parah (tekanan-lebih kontainmen, pendinginan jangka panjang, distribusi hidrogen, pembakaran hidrogen, perilaku aerosol, yaitu analisis di luar bejana).
Dengan begitu aplikasi program perhitungan kontainmen telah diperluas ke daerah kecelakaan parah, meliputi fenomenologi yang berhubungan dengan temperatur dan tekanan, perilaku hydrogen dan produk fisi (FP). Dalam kasus itu syarat batas diperlukan, mislanya dari program perhitungan terintegrasi (lihat Bagian 2.4.1) atau kalkulasi program analisis kecelakaan parah mekanistik (lihat bagian 2.4.2) yaitu analisis dalam bejana. Contoh dari program perhitungan termohidraulik kontainmen ditunjukkan pada Tabel II.
TABEL II. CONTOH PROGRAM PERHITUNGAN KOMPUTER UNTUK ANALISIS KONTAINMEN YANG BIASA DIPERGUNAKAN. Program CONTAIN
Jenis Parameter terkumpul
COCOSYS
Parameter terkumpul
GOTHIC
Parameter terkumpul dan Versi CFD 3D Parameter terkumpul
WAVCO
Model Termohidraulik, pembakaran hydrogen, model aerosol Termohidraulika, pembakaran hydrogen, model aerosol
Negara Amerika Serikat
Jerman Menggantikan program yang saat ini dipakai, RALOC dan FIPLOC Termohidraulika, distribusi Amerika dan pengurangan hydrogen Serikat/Jerman Termohidraulika dan beda Jerman tekanan Digunakan untuk NPP di Eropa Tengah dan Amerika Selatan
2.4. PROGRAM PERHITUNGAN UNTUK ANALISIS KECELAKAAN PARAH Di beberapa negara, analisis kecelakaan parah juga dimasukkan di LAK. Analisis kecelakaan parah pada umumnya dilaksanakan mulai dengan menganalisis sekuensi, yang terpilih berdasarkan hasil PSA. Dalam rangka mendapatkan suatu gambaran ringkas berbagai fenomena yang diharapkan dan waktu kejadian sepanjang urutan kecelakaan, program perhitungan analisis kecelakaan parah terintegrasi dapat digunakan. Untuk pemoodelan fenomena fisis yang terperinci,dapat dipakai program perhitungan analisis kecelakaan parah mekanistis. Strategi pengembangan program perhitungan kecelakaan parah telah telah dari awal ditujukan untuk memperoleh model
8
paling realistis ungkin melalui pemanfaatan pengetahuan yang ada tentang fenomenologi fisis.
Pengembangan strategi manajemen kecelakaan parah tidaklah secara khas diperlakukan sebagai bagian dari LAK. Tetapi uraian perilaku kecelakaan parah dan pendekatan terpilih untuk mengembangkan strategi manajemen kecelakaan parah dapat ditambahkan ke LAK untuk informasi pada suatu tingkatan yang umum.
2.4.1. Program perhitungan analisis kecelakaan parah terintegrasi Gagasan di belakang program perhitungan kecelakaan parah terintegrasi adalah untuk memiliki suatu piranti yang dapat digunakan untuk pemodelan keseluruhan urutan kecelakaan itu. Program perhitungan terintegrasi ini bermanfaat di saat awal analisis kecelakaan parah, karena program memberikan hasil gambaran keseluruhan dari urutan fenomena dan waktu dari peristiwa. Karena program perhitungan ini sering melibatkan banyak model parametrik, cakupan aplikasi mereka dibatasi dan penafsiran harus dibuat dengan kehati-hatian. Dalam hal ini diperlukan pemahaman dan pemodelan fenomena. Pengembangan awal program perhitungan terintegrasi adalah STCP [30], suatu paket program perhitungan sumber radioaktif dari produk fisi (source term) yang merupakan gabungan program terpisah. Program perhitungan terintegrasi yang digunakan secara luas digunakan untuk analisis kecelakaan parah adalah MAAP4 [31] dan MELCOR [32], yang dikembangkan dan dikendalikan di bawah kontrak dengan EPRI dan NRC di Amerika Serikat. Program ini telah dikembangkan sebagai suatu sistem kode integral dari sejak awal. Ada juga program yang dikembangkan di Eropa dan Jepang, seperti ESCADRE [33], ASTEC [34] dan THALES [35].
2.4.2. Program perhitungan analisa kecelakaan parah mekanistik Program perhitungan terintegrasi menggunakan banyak model parametrik untuk berbagai fenomena, tetapi program tersebut tidak tepat untuk digunakan pada kasus dimana pemodelan yang lebih mendalam diperlukan. Oleh karena itu, sejumlah program perhitungan yang lebih mekanistik dan berdasarkan paa metoda efek terpisah (separated effect methods) telah dikembangkan. Program perhitungan disebut mekanistik dalam arti bahwa perhitungan didasarkan pada pemodelan fisis dari tiap peristiwa yang dimasalahkan. Dalam banyak kasus, tingkat ketelitian fisis atau pengetahuan belum secara penuh cukup untuk mengijinkan bahwa model itu disebut mekanistik (yaitu untuk diperlakukan sebagai realistis). Untuk tahap awal dari kecelakaan selama bejana tekan reaktor (RPV) tetap terjaga integritasnya, pengembangan dari paket SCDAP/RELAP5 [36], dimulai sejak lebih 15 tahun yang lalu, diarahkan pada pemodelan fenomena di dalam bejana secara sempurna. Bagaimanapun, beberapa kasus yang khusus, seperti ledakan uap air (steam explosion) di dalam bejana, belum dapat dimasukkan. Terdapat program perhitungan lain yang bersesuaian yang dikembangkan didasarkan pada program perhitungan termohidraulik seperti TRAC/MELPROG [37], ICARE [38]
9
yang didasarkan pada CATHARE [10] dan ATHLET-CD [39]. Ciri yang sama dari program ini adalah bahwa mereka mempunyai model lebih akurat dan tidak berbeda dengan program sistem termohidraulik sepanjang tidak ada kerusakan teras yang signifikan. Di tahap terjadinya kerusakan teras dan kejadian selanjutnya, ketika corium terkumpul di area teras dan tertampung kembali di lower plenum, ketelitian prediksi terikat dengan kompleksitas dari masalah itu. Seperti itu, hasil tidak dapat dipertimbangkan dengan yakin sebagai mekanistis, tetapi mereka agak terikat oleh ketidaktepatan dari syarat awal dan syarat batas. Riset kecelakaan parah juga melibatkan pekerjaan eksperimental yang ekstensif. Berdasarkan pekerjaan eksperimental ini, metoda dan model efek terpisah sering dikembangkan dan dapat digunakan untuk perhitungan spesifik dan terpisah. Di dalam banyak aplikasi, perhitungan CFD dapat diterapkan.
2.4.3. Piranti komputasi terpisah untuk fenomena kecelakaan parah Dalam banyak kasus, studi fenomena spesifik mengharuskan ketersediaan model terpisah. Cara yang paling efisien dari penggunaan metoda seperti itu telah dilakukan untuk konteks resolusi isu ledakan uap air di dalam bejana, kegagalan liner Mark-I dan pemanasan kontainmen langsung (direct containment heating, DCH) untuk instalasi yang ada di AS dan untuk in-vessel retention (IVR) dengan cara pendinginan eksternal seperti dipertunjukkan untuk LOVIISA WWER-440 dan untuk instalasi yang identik dengan AP-600 [40].
2.5. PROGRAM PERHITUNGAN COMPUTER LAIN 2.5.1. Program perhitungan perilaku bahan bakar Program perhitungan perilaku transient bahan bakar mencakup model, korelasi dan sifat pada berbagai fenomena selama kejadian transien dan kecelakaan, seperti perilaku plastik kelongsong, perubahan fasa, deformasi kelongsong (ballonning) dan juga penglepasan gas produk fisi. Program perhitungan transien untuk perilaku bahan bakar yang mutakhir adalah seperti FALCON/FREY [41], FRAPTRAN [42] dan SCANAIR [43] dan program tersebut digunakan untuk menganalisis tanggapan bahan bakar selama transien, kecelakaan dipicu reaktivitas (RIA) dan LOCA. Perhatian khusus harus diberikan pada aplikasi dan pengembangan program perhitungan computer untuk bahan bakar maju dan aplikasi pada bahan bakar dengan fraksi bakar yang lebih tinggi serta untuk penggunaan bahan bakar oksida campur (mixed oxide, MOX). Semua isu yang dihubungkan dengan aplikasi dari program perhitungan perilaku bahan bakar yang ada mencakup pemodelan dari bahan bakar reaktor baru untuk reactor WWER telah diuraikan secara detil di acuan [44].
10
2.5.2. Program perhitungan dinamika fluida dan analisis struktur Terdapat banyak program perhitungan analisis struktur yang diedarkan secara komersil yang dapat digunakan untuk perhitungan struktur maju. Program tersebut pada umumnya didasarkan pada metoda elemen hingga (finite element methode, FEM) dan dalam banyak hal sangat mungkin untuk melakukan analisis yang sangat akurat, oleh karena telah meningkatnya kapasitas dan kecepatan komputer. Aplikasi dalam analisis keselamatan dari program perhitungan analisis struktur dapat mencakup area yang luas. Program tersebut pada umumnya digunakan untuk analisis dari kekuatan pipa, komponen dan bejana tekanan seperti halnya struktur kontainmen. Kalkulasi integritas bahan bakar juga masuk dalam cakupan aplikasi program ini. Status dari pengembangan program perhitungan ini di beberapa area sangat memuaskan, seperti halnya dalam analisis retak mekanik dengan aplikasi pada analisis RPV PTS. Metoda maju ini sangat bermanfaat di dalam menentukan marjin keselamatan riil untuk integritas struktur tersebut. Untuk tujuan analisis struktur, beban termohidraulik diperlukan untuk digunakan sebagai syarat batas pada bagian-bagian spesifik RPV dan struktur internal pembangkit uap (steam generator, SG). Kejadian pecah atau bocor pada suatu pipa mengakibatkan gelombang tekanan awal yang memberikan gaya pada bagian-bagian spesifik dari RPV dan SG. Beban akibat gaya tersebut bergantung pada rentang gelombang tekanan yang dihasilkan oleh retakan dan memasuki bejana setelah merambat dari sumber retak atau bocor. Dengan kondisi-kondisi awal termodinamik (terutama tekanan dan temperatur) rentang gelombang yang datang dapat berubah banyak dan mengakibatkan perubahan gaya hidrodinamik pada bagian dalam bejana. Analisis interaksi struktur-fluida dalam tiga dimensi dalam suatu kecelakaan kehilangan air pendingin (LOCA) juga dilakukan untuk memastikan integritas dari kolom pendukung teras dan kemampuoperasian dari sejumlah struktur pengarah batang kendali di bagian atas bejana reaktor (upper plenum). Ketika suatu retakan atau kebocoran terjadi, pembuangan air dapat menghasilkan suatu depressurisasi lokal yang kuat dari fluida tersisa di pipa dan memicu gelombang pantul yang merambat baik ke arah hulu (up stream) dan hilir (down stream). Ketika gelombang memasuki bejana reaktor bagian atas, komponen struktur internal seperti tabung pengarah batang kendali, kolom penopang dan silinder bejana dibebani beda tekanan yang besar. Beban horisontal ini merupakan fungsi waktu dan tidak seragam pada arah tegak. Katup-katup pengaman (safety valves) dan pembuang (relief valves) digunakan sebagai bagian dari sistem proteksi tekanan-lebih. Ciri penting dari perilaku dinamis yang diamati adalah katup-katup yang harus berfungsi secara cepat dalam orde waktu yang sebanding dengan waktu perambatan pulsa tekanan di dalam perpipaan. Dalam hal ini, desain geometri pipa dan bejana penghubung mempunyai dampak yang penting pada tangkai katup karena komponen tersebut memiliki pengaruh pada gaya fluida. Pengurasan (blow down) diaktifkan dengan pembukaan katup pembuang dan setelah itu katup pengaman di dalam kondisi uap, air dan campuran uap-air yang menyebabkan beban transien jalur katup pengaman dan pembuang. Ketika katup pengaman membuka, uap yang pertama dibuang menyebabkan suatu jatuh tekanan (pressure drop) yang menandai adanya akselerasi antarmuka (interface) air-uap mendekati kecepatan uap ke
11
arah mulut katup pengaman. Jika batas campuran menghantam mulut katup tersebut akan terjadi suatu puncak tekanan tinggi (disebut sebagai water hammer). Untuk verifikasi desain sistem perpipaan terhadap kasus-kasus yang disebut beban gelombang tekanan mendadak (pressure surge load) seperti kegagalan pompa atau retakan pipa, penentuan yang realistis dari beban fluida adalah penting sekali. Untuk itu, kebutuhan piranti yang dapat menentukan efek fisis yang realistis sangat penting karena gaya fluida bergantung sangat kuat pada gradien tekanan dan waktu. Untuk menganalisis integritas kontainmen, kecelakaan pecah jalur uap dan LB-LOCA diselidiki untuk suatu spektrum dari ukuran pecah. Studi dilakukan untuk mengkonfirmasikan integritas kontainmen terhadap tekanan internal sebagai hasil penglepasan massa dan energi. Evolusi gaya sebagai fungsi waktu pada berbagai komponen dihitung dan akan diserahkan ke dinamika struktur untuk melaksanakan analisis tegangan tersebut.
2.5.3. Program komputasi dinamika fluida (CFD) Di tahun-tahun terakhir ini, perkembangan cepat dari kapasitas dan kecepatan komputer telah memungkinkan untuk menggunakan diskretisasi ruang sangat rinci untuk kalkulasi CFD dan memberikan hasil yang cukup akurat secara fisis dalam banyak aplikasi yang berhubungan dengan keselamatan dan desain. Untuk selanjutnya, kemajuan telah dibuat dalam pengembangan sistem perhitungan komputer baru yang fleksibel dan serbaguna, dengan begitu mengurangi penggunaan tenaga kerja yang diperlukan untuk kalkulasi itu. Namun sayang, status terkini program CFD hanya cukup untuk kalkulasi fluida satu fasa. Bagaimanapun, banyak area aplikasi telah direferensikan untuk perhitungan desain dan pendukung keselamatan operasi: !
Pencampuran dan pengangkutan boron terlarut. Program CFD telah secara luas berlaku untuk kalkulasi pencampuran dengan tujuan mempelajari mekanisme mitigasi utama selama berlangsungnya pelarutan boron tak homogen - transien. Masalah pokok dari sudut pandang aplikasi program perhitungan adalah untuk menemukan solusi yang cukup untuk menerapkan model turbulen dan untuk menghindari pengaruh dari difusi numerik.
!
Perhitungan pencampuran PTS. Metode CFD telah divalidasi, sampai taraf tertentu, berdasarkan pada hasil eksperimen yang telah dilakukan secara ekstensif pada tahun 1980-an. Aplikasi ini mempunyai banyak persamaan dengan pelarutan boron tak homogen.
!
Distribusi hidrogen dan pencampuran di kontainmen selama rentetan kecelakaan parah. Banyak program CFD telah dikembangkan dan diterapkan oleh berbagai institusi.
!
Pencampuran aliran di bundel bahan bakar, khususnya distribusi aliran di dalam sub-kanal (subchannel). Bersama-sama dengan hasil eksperimen, program CFD telah berhasil diterapkan untuk menunjukkan bahwa ada marjin yang lebih besar
12
untuk terjadinya pendidihan pendingin dibanding dengan asumsi yang sebelumnya. Ini telah mendorong peningkatan ekonomi bahan bakar tanpa harus berkompromi dengan marjin keselamatan riil bahan bakar [45]. !
Konveksi kolam lelehan corium. Telah banyak usaha untuk menggunakan CFD untuk analisis termal fenomena konvektif dalam kolam corium. Hal ini menjadi perhatian dalam kaitannya dengan in-vessel retention (mempertahankan lelehan corium tetap dalam bejana) menggunakan cara pendinginan eksternal (pendinginan dari luar bejana reaktor).
!
Ada sejumlah besar dan berbagai usaha dalam program perhitungan CFD maju untuk menganalisis fenomena pencampuran awal (premixing) dan tahap perambatan gelombang (wave propagation) dalam kasus ledakan uap.
!
Sejumlah aplikasi CFD untuk analisis kebakaran di dalam kontainmen dan ruang turbin telah dilaporkan. Dalam analisis kebakaran, metode CFD dikenal sebagai 'model medan' (‘field models’).
Penggunaan dan validasi program CFD berbeda dengan program perhitungan sistem termohidraulik. Program CFD lebih dilihat sebagai penyelesai matematis dari penerapan persamaan Navier-Stokes. Model fisis yang digunakan digambarkan oleh pemakai dan nodalisasi ruang dapat dihasilkan dalam dua atau tiga dimensi dengan bantuan dari program generasi nodal yang pada umumnya telah disiapkan dalam program CFD tersebut. Contoh program komersial yang secara luas digunakan adalah PHOENICS [46], CFX [47] dan FLUENT [48]. Ada sejumlah program CFD yang digunakan secara intern yang dikembangkan dan diterapkan pada skala nasional dalam hubungannya dengan keselamatan reaktor atau studi desain seperti TRIO [49] oleh Commissariat à l'énergie atomique di Perancis, N3S [50] oleh Electricité de France dan FINFLO [51] yang dikembangkan di Finlandia. Semua program perhitungan ini telah pula digunakan untuk perhitungan di area keselamatan reaktor.
2.5.4. Program perhitungan analisis kebakaran Pengkajian praktis risiko kebakaran menggunakan tiga jenis simulasi numerik yang berbeda: (1) aplikasi dari korelasi empirik untuk taksiran secara kasar atas perkembangan kebakaran, (2) model kompartemen (model zona dan sistem) untuk menghitung penyebaran api dan gas, dan (3) program CFD (model medan) diperlukan untuk kompartemen yang kompleks. Tujuan umum program CFD telah diterapkan dengan sukses, dan telah ada juga upaya pengembangan CFD yang dikhususkan untuk aplikasi kebakaran. Suatu problem standar CEC telah dijalankan untuk eksperimen kebakaran kabel di fasilitas Heissdampfreaktor Jerman (HDR) [52].
2.5.5. Program perhitungan analisis radiologi Analisis radiologi meliputi perhitungan yang dilakukan untuk berbagai isu. Dosis kerja dan proteksi radiasi selama operasi normal harus dianalisis untuk mengoptimalkan upaya sesuai dengan prinsip ALARA.
13
Perilaku produk fisi (fission product, FP) dan penglepasannya ke kontainmen selama kondisi-kondisi kecelakaan (yang disebut term sumber), ke lingkungan dan konsekuensi radiologis di lingkungan memerlukan berbagai metoda. Sebagai contoh, tingkat radiasi di dalam kontainmen harus diketahui dalam rangka menaksir penglepasan melalui kebocoran kontainmen, untuk mengevaluasi kondisi-kondisi radiasi di kawasan (radiasi langsung, radiasi-pencar) dan untuk mengkalkulasi radiasi termuat untuk kualifikasi instrumentasi & kendali (I&C) pada kondisi-kondisi kecelakaan. Pada awalnya, kalkulasi dosis selama sekuensi DBA telah didasarkan pada suatu asumsi yang sangat konservatif. Asumsi ini terkait dengan banyaknya batang bahan-bakar yang rusak (secara khas, semua dari bahan bakar tersebut1), penglepasan FP ke atmosfer kontainmen, kebocoran ke lingkungan dan transpor ke individu yang terkena pengaruh. Sebagai konsekuensi, persyaratan untuk metoda kalkulasi tidak menjadi tuntutan. Kalkulasi lebih realistis menjadi perlu, jika kriteria dosis ditetapkan sangat rendah sedemikian sehingga asumsi yang konservatif akan secara otomatis mengakibatkan dosis yang lebih tinggi di atas kriteria tersebut. Acuan [53] mengusulkan suatu metoda yang realistis untuk menghitung konsekuensi radiologis dari suatu LB-LOCA yang dengan sukses ditangani, dan itu meliputi semua isu dari inventori teras hingga jumlah semua dosis. Demikian pula, acuan [54] mengusulkan suatu metoda yang realistis untuk menghitung penglepasan menyusul pecah tabung SG (SG tube rupture). Rekomendasi untuk menyelesaikan kalkulasi yang realistis telah didasarkan pada data dan metode dukung yang jauh lebih baik. Dalam hal suatu analisis kecelakaan parah, semua fenomena mulai dari penglepasan dari bahan bakar hingga penglepasan ke lingkungan dimasukkan di dalam program perhitungan analisis kecelakaan parah terintegrasi. Karena bagian terpenting dari FP akan dilepaskan dalam wujud aerosol, sejumlah program perhitungan terperinci untuk meramalkan perilaku aerosol di sirkuit primer dan kontainmen telah dikembangkan.
2.5.6. Metode efek terpisah Dalam banyak kasus, ternyata lebih dapat dipercaya atau efektif untuk menggunakan metoda kalkulasi efek terpisah sebagai ganti metoda terintegrasi. Sebagai tersebut di atas di Bagian 2.4.3, hal itu sering dilaksanakan di dalam pengkajian kecelakaan parah. Khususnya, dalam konteks resolusi isu aplikasi seperti itu ternyata adalah efektif dan sering juga merupakan satu-satunya cara yang direkomendasikan.
1
Di Jerman, kurang dari 10% semua bahan bakar
14
3. ANALISIS KECELAKAAN
3.1. APLIKASI METODOLOGI MAJU Uraian ringkas di bagian yang sebelumnya menunjukkan bahwa kemajuan di dalam pemahaman dan pemodelan fisis dari berbagai fenomena termohidraulik, neutronik dan fenomena lain sudah mendorong pengembangan dari banyak program perhitungan maju. Program ini sering disebut program perhitungan BE, karena program ini mampu menyediakan model jauh lebih terperinci dari berbagai situasi dipelajari situasi fisik dibanding dengan program EM yang mula-mula diterapkan. Program EM memasukkan asumsi yang pesimistis dan disederhanakan untuk menggantikan atau untuk melengkapi pengetahuan fisis yang tidak cukup. Konsep dari konservatisme telah dimasukkan ke dalam analisis, pada saat kemampuan (pengetahuan dan pemodelan fisis, kumpulan data eksperimental dan kapasitas komputer) tidak cukup untuk kalkulasi yang realistis. Pertimbangan yang lain adalah untuk menerangkan karakter statistik dari data instalasi dan kegagalan peralatan. Dengan penggunaan asumsi pesimistis dan penyederhanaan mengenai syarat awal, syarat batas dan model fisis, telah diyakini bahwa hasil-hasil pembatas (limiting results) dapat diperoleh untuk kasus terburuk yang mungkin terjadi. Salah satu dari berbagai kesulitan dasar pendekatan tersebut adalah bahwa asumsi yang terlalu banyak dan terlalu kasar dapat mengakibatkan rentetan kejadian yang sangat tak realistis, yang mana kasus terburuk dapat beralih untuk menjadi tidak konservatif, karena perkembangan kejadian yang riil mungkin mendorong ke arah lebih hasil pembatas. Pertanyaan kunci ketika menerapkan metode BE adalah bagaimana cara menilai ketidakpastian yang terkait. Ketidakpastian akan didiskusikan nanti dalam Bagian 5 secara lebih detil. Bab analisis kecelakaan dari LAK harus mencerminkan semua transien dan kecelakaan yang bersangkutan untuk instalasi yang dipelajari. Aspek penyelesaian analisis dengan penerapan metode maju dibahas di bagian yang berikut.
3.2. TRANSIEN DAN KECELAKAAN UNTUK DIANALISIS DAN KRITERIA PENERIMAAN 3.2.1. Transien dan kecelakaan Penyiapan analisis kecelakaan untuk LAK harus dimulai dengan definisi kejadian awal (peristiwa pemicu) yang dipostulasikan (PIE) untuk dimasukkan. Semua peristiwa di dalam dasar disain dibagi lagi ke dalam kejadian operasi yang diantisipasi (sering disebut transien untuk kesederhanaan) dan kecelakaan yang dipostulasikan. Pembagian didasarkan sebagian besar dengan frekwensi: transien merupakan kejadian yang lebih sering (misalnya, frekwensi terjadinya PIE lebih besar dari 10-2 per tahun reaktor) dan kecelakaan lebih jarang terjadi. Di banyak negara-negara, kecelakaan di luar dasar desain (BDBA), seperti ATWS, dan dalam beberapa negara-negara bahkan analisis kecelakaan parah, dimasukkan di LAK.
15
Daftar kejadian awal yang harus dipertimbangkan di LAK telah diberikan di format standar USNRC [3], dan di IAEA Guidelines for WWER accident analysis [55]. Kelas transien dan kecelakaan menurut acuan [3] adalah: ! ! ! ! ! ! ! !
Peningkatan pemindahan panas oleh sistem sekunder; Penurunan pemindahan panas oleh system sekunder; Penurunan laju alir pendingin reaktor; Anomali distribusi reaktivitas dan daya; Peningkatan inventori pendingin reaktor; Penurunan inventori pendingin reaktor; Penglepasan bahan radioaktif dari suatu subsistem atau komponen; Rentetan ATWS.
Dokumen IAEA tentang petunjuk untuk analisis kecelakaan di reaktor jenis WWER [55], merekomendasikan suatu daftar yang dapat digunakan terutama untuk WWER440. Kejadian saat penanganan bahan bakar diberikan sebagai tambahan. Suatu daftar yang serupa juga disediakan untuk reaktor jenis PWR dalam volume khusus dokumen Safety Reposrt yang berisi tentang analisis kecelakaan [2]. LAK akhir (FSAR) untuk LOVIISA NPP di Finlandia yang diperbaharui sejalan dengan modernisasi dan peningkatan daya, memberikan daftar yang kecelakaan khusus berikut untuk dimasukkan di bab analisis kecelakaan [56]: ! ! ! ! !
Kasus pelarutan boron tak homogen ditambahkan ke dalam kasus transien reaktivitas; Transien dan kecelakaan pendinginan lebih; Kondisi penghentian: daya nol panas (hot zero power), penghentian dalam kondisi dingin (cold shutdown) dan kondisi-kondisi penghentian untk pemuatan bahan bakar; Kecelakaan parah; Kegagalan pendinginan kolam bahan bakar.
3.2.2. Kriteria penerimaan dan konservatisme dalam analisis Persyaratan keselamatan mengenai konservatisme di dalam analisis pada umumnya diberikan di dalam dokumen legislatif nasional. Pemenuhan dari persyaratan keselamatan harus ditunjukkan dengan piranti eksperimental dan analitis yang sesuai. Karena pertimbangan praktis, jika sesuai, persyaratan keselamatan dikuantifikasi menggunakan kriteria penerimaan yang ditetapkan atau disetujui oleh badan pengatur nasional. Kriteria penerimaan lebih keras digunakan untuk peristiwa dengan suatu kemungkinan kejadian yang lebih tinggi. Pemenuhan kriteria penerimaan menunjukkan bahwa persyaratan keselamatan telah dipenuhi. Lebih jauh, metodologi yang digunakan dalam analisis kejadian tergantung juga pada kriteria penerimaan yang relevan. Sebagai contoh, pertimbangkan kasus bahwa asumsi yang paling konservatif mengenai ketersediaan sistem dalam analisis transien menemui kesukaran untuk memenuhi ketentuan kejadian transien. Untuk itu, analisis tambahan dengan asumsi yang lebih realistis perlu diterapkan. Pendekatan yang lebih realistis ini
16
dapat mengasumsikan operasi dari sistem yang tidak terkait keselamatan (non-safety system). Dalam hal ini, analisis kejadian dapat dikerjakan lebih lanjut dengan mengumpamakan kegagalan tambahan pada sistem yang tidak terkait dengan keselamatan itu. Jika kemungkinan dari kombinasi kejadian seperti itu pada hakekatnya kurang dari 10-2 per tahun (yaitu di bawah tingkat frekwensi untuk kejadian yang digolongkan sebagai suatu kecelakaan), kriteria yang diperlonggar untuk analisis kecelakaan dapat diterapkan (lihat Lampiran IV). Sesuai dengan dokumen Safety Report IAEA [2], pendekatan konservatif seharusnya mendorong pada hasil pesimistis dalam hubungannya dengan suatu kriteria penerimaan yang ditetapkan. Tingkatan konservatisme mungkin berbeda tergantung jenis kejadian yang dianalisis (transien, DBA, BDBA). Adalah layak untuk menerima tingkatan konservatisme sesuai dengan tingkat keparahan kejadian itu. Sebagai contoh, suatu tingkat konservatisme yang diperlonggar dapat diterima untuk analisis kejadian transien yang tekait dengan kriteria penerimaan yang mengarah pada pencegahan transien eskalasi kecelakaan. Hal ini bersesuaian dengan tingkat 2 konsep pertahanan berlapis yang menyatakan bahwa sistem kontrol instalasi (yang tidak secara khas diperlakukan sebagai tingkatan system keselamatan) harusnya mencegah gangguan dari eskalasi kejadian menuju ke kejadian yang lebih parah. Jika sistem kontrol instalasi harus gagal, kemudian ada pertahanan berlapis tingkat 3 yang menyediakan sistem keselamatan untuk mengatasi situasi itu.
3.3. APLIKASI PROGRAM PERHITUNGAN UNTUK BERBAGAI KELAS KECELAKAAN Daftar kejadian transien dan kecelakaan untuk dianalisis adalah sangat luas. Di bagian ini, kelas transien dan kecelakaan terpilih akan dibahas dihubungkan dengan tujuan dari laporan ini; yaitu untuk mempertimbangkan aplikasi dari program perhitungan maju pada kelas kecelakaan yang berbeda.
3.3.1. Kejadian operasi yang diantisipasi Analisis kejadian operasi yang diantisipasi dalam banyak kasus hanya memerlukan kemampuan pemodelan satu fasa, atau dalam hal aliran dua fasa, sering bahkan program perhitungan keseimbangan (equilibrium codes, yaitu program perhitungan dengan pendekatan fluida dalam kesetimbangan termodinamik) akan mencukupi. Tantangan nyata untuk aplikasi analisis transien dengan pendekatan BE adalah bahwa tingkat pemodelan sistem instalasi, khususnya I&C dan sistem proteksi, harus sungguh lengkap. Oleh karena itu pantas direkomendasikan untuk memeperoleh suatu analisis serealistis mungkin. Tingkat kemampuan komputer saat ini yang mencakup pengembangan simulator membuat penggunaan metoda maju dengan pemodelan lingkup penuh (fullscope) dari suatu instalasi menjadi mungkin. Dan, penganalisis instalasi (plant analyzer) yang dilengkapi dengan antar muka pemodelan maju dapat menghadirkan suatu pilihan yang baik untuk metodologi tersebut.
17
3.3.2. Spektrum rentetan LOCA Tujuan dan pendorong utama dari pengembangan program perhitungan komputer sistem termohidraulik maju yang dibahas di Bagian 2.1 adalah aplikasinya dalam kecelakaan LOCA. Oleh karena itu, program ini sungguh cocok untuk menganalisis spektrum yang penuh tentang LOCA. Pada awalnya di kebanyakan negara-negara pendekatan EM digunakan untuk menunjukkan pemenuhan kriteria penerimaan dengan menerapkan pendekatan konservatif secara penuh sesuai kriteria regulasi Amerika Serikat yang disebut 'Appendix K' [57]. Aturan yang ada saat ini di banyak negara-negara mengijinkan aplikasi dari metoda yang lebih realistis. Dalam hal itu, kuantifikasi dari ketidakpastian pada umumnya diperlukan. Metoda yang relevan akan dibahas dengan singkat di Bagian 5. Jika analisis ketidakpastian yang penuh tidak dapat dilakukan karena dibatasi sumber daya, maka sebaiknya digunakan asumsi konservatif pada hal yang melibatkan karakter statistik atau ketidakpastian yang paling berpengaruh. Manfaat pasti dari model maju adalah bahwa kemungkinan untuk mengkuantifikasi marjin terhadap kriteria penerimaan. Hal itu telah terbukti merupakan hal yang sangat berharga dalam hal studi peningkatan daya dan optimasi parameter system pendinginan teras darurat (ECCS). Sebagai contoh, dalam hal proyek peningkatan daya LOVIISA WWER-440, marjin telah ditentukan cukup untuk memastikan tingkat keselamatan yang tinggi dan kemungkinan untuk meningkatkan ekonomi bahan bakar pada daya yang dinaikkan [58].
3.3.3. Pipa uap pecah Pecah pipa uap mengakibatkan pengurasan sisi sekunder SG yang terpengaruh secara cepat. Penekanan analisis yang utama biasanya adalah pada re-kritikalitas akibat temperatur rendah di teras atau di satu bagian di teras. Hal itu tergantung pada persyaratan nasional, apakah re-kritikalitas dapat diterima selama kecelakaan seperti itu atau tidak. Pecah jalur uap adalah juga pemicu pendinginan lebih untuk studi PTS. Kejadian ini juga sering menjadi kasus pencakup (enveloping case) untuk analisis temperatur kontainmen. Integritas dari tabung SG perlu juga dipelajari, karena kecelakaan mestinya tidak mengakibatkan suatu kebocoran yang signifikan primer ke sekunder. Semua aspek ini harus dianalisis secara terpisah, karena pemilihan syarat batas dan awal konservatif tergantung pada hal itu. Beberapa permasalahan yang berkaitan dengan kecelakaan pecah jalur uap dan memerlukan metodologi analisis maju adalah: ! ! ! !
pencampuran aliran sirkuit lebih dingin di downcomer, penyeretan butiran air dari SG menuju kebocoran, peristiwa water hammer di jalur uap, pembangkitan daya reaktor akibat re-kritikalitas.
Pencampuran di downcomer adalah permasalahan yang rumit untuk melukiskan temperatur pendingin di inlet teras untuk kalkulasi kritikalitas dan untuk temperatur dinding bejana dalam analisis PTS. Hasil eksperimen untuk menggambarkan distribusi
18
aliran sisi primer dan pencampuran untuk kasus seperti itu sangat sedikit tersedia. Program perhitungan sistem termohidraulik tidaklah efisien untuk menganlisis isu tersebut sehingga perlu dipertimbangkan penggunaan metoda keteknikan terpisah atau aplikasi CFD. Dalam kasus pemindahan panas maksimum adalah konservatif, penyeretan butiran air seharusnya minimum (analisa re-kritikalitas, PTS dan derajat panas lanjut uap air untuk analisis kontainmen). Pada sisi lain, ketika integritas pipa uap atau hilangnya pendingin sekunder yang dipelajari, penyeretan butiran air seharusnya diperkirakan pada harga maksimum. Oleh karena asumsi batang kendali macet (stuck), dan khususnya ketika distribusi temperatur inlet teras tidak seragam, mungkin menjadi diperlukan untuk menggunakan model dinamika reaktor 3D untuk mempelajari re-kritikalitas dan daya transien yang disebabkan oleh temperatur pendingin masuk teras yang lebih rendah. Jika mekanisme umpan balik termohidraulik dari sirkit adalah penting, mungkin saja diperlukan untuk menggunakan program perhitungan kopel (yaitu kopel antara termohidraulik dan netronik).
3.3.4. Kecelakaan kebocoran dari sisi primer ke sekunder (PRISE) Program perhitungan sistem termohidraulik untuk menganalisis kecelakaan PRISE telah tersedia. Pemilihan syarat awal dan batas tergantung dari aspek yang ingin dipelajari. Aspek berbeda untuk dipelajari adalah: ! ! ! ! !
efektivitas pendinginan teras selama kecelakaan, pembatasan dari dosis dan penglepasan ke lingkungan pada kondisi DBA, pencegahan kecelakaan PRISE menjadi kecelakaan parah akibat pelepasan air ECCS yang tersedia ke luar kontainmen, pencegahan PTS pada bejana reaktor, pencegahan dari pelarutan boron akibat aliran balik air murni dari SG.
Asumsi konservatif untuk berbagai kasus dapat berbeda secara signifikan. Hal ini juga perlu dicatat bahwa perkembangan kecelakaan PRISE sangat bergantung pada tindakan operator, yang harus dengan jelas diuraikan di prosedur. Terdapat suatu dokumen panduan dari IAEA yang spesifik untuk analisis PRISE di WWER [59].
3.3.5. Kecelakaan dipicu oleh reaktivitas (RIA) Kecelakaan dipicu reaktivitas (reactivity initiated accident, RIA) dapat dipelajari secara terperinci melalui penerapan metode dinamika reaktor modern dengan model kinetic 1D dan 3D. Jika umpan balik termohidraulik dari perilaku sirkit reaktor menjadi penting, program perhitungan gabungan termohidraulik dan dinamika reaktor harus digunakan. Kasus yang paling menuntut hal itu adalah kecelakaan pencabutan batang kendali. Kecelakaan ATWS dan pelarutan boron tak homogen, yang merepresentasikan kelas yang penting dalam kecelakaan reaktivitas, dibahas di materi terpisah di bawah ini.
19
3.3.6. Transien yang diantisipasi tanpa pemancungan (ATWS) Di kebanyakan negara, kecelakaan ATWS belum dipertimbangkan dalam kerangka DBA, karena frekwensi kejadian diperkirakan sangat rendah. Oleh karena itu dari awal tahap, metoda dan asumsi yang realistis telah diberlakukan bagi analisis ATWS. Dalam kaitan dengan kompleksitas kecelakaan ini, metode analisis yang realistis seharusnya mendapat perhatian bahkan ketika kecelakaan ini tercakup dalam DBA. Kasus ATWS sangat menuntut untuk diterapkannya metodologi analisis sepanjang reaktor tetap kritis atau dekat pada status kritis. Dalam situasi yang sedemikian, ada penggabungan yang kuat antara daya reaktor, termohidraulika sirkit dan kemungkinan konsentrasi boron yang berbeda di sirkit itu. Ketika penggabungan tidak secara baik dimodelkan, maka sangat rumit untuk menggambarkan asumsi konservatif yang relevan untuk analisis. Oleh karena itu, metode yang digunakan harus serealistis mungkin termasuk kebutuhan akan penggunaan program perhitungan gabungan. Jika hasil perhitungan sangat sensitif terhadap perbedaan yang kecil dalam asumsi, maka diperlukan perhitungan yang cukup banyak. ATWS dengan pelarutan boron secara tak homogen merupakan suatu kasus yang khusus, karena perbedaan yang kecil di dalam konsentrasi boron mempunyai pengaruh yang besar terhadap sistem yang kritis. Dalam hal kalkulasi menunjukkan kepekaan yang tinggi dari perilaku instalasi terhadap asumsi atau bahkan kecenderungan perilaku yang tidak dapat diramalkan di cakupan yang diperkirakan, suatu kemungkinan pemecahan adalah dengan mempertimbangkan tindakan desain yang lebih sempurna untuk memastikan subkriotikalitas, misalnya dengan suntikan boron yang andal. Tersedia dokumen IAEA yang spesifik memandu analisis ATWS pada instalasi WWER [60].
3.3.7. Pelarutan boron tak homogen Peristiwa pelarutan boron tak homogen dapat terjadi pada berbagai kondisi operasi yang berbeda di PWR. Pelarutan secara parsial atau massa cairan sepenuhnya tidak mengandung boron dapat tercipta di sistem primer pada saat kondisi aliran di sirkit stagnan. Massa fluida tersebut dapat diangkut ke dalam teras setelah pengoperasian kembali pompa sirkulasi primer atau terbentuknya sirkulasi alamiah di dalam sirkit tersebut. Hal ini dapat mendorong terjadinya degradasi teras yang parah tanpa kegagalan sistem lainnya. Pencampuran pendingin menyediakan suatu mekanisme keselamatan bawaan yang dalam hal ini merupakan ciri utama terhadap massa fluida terlarut. Ada perbedaan yang jelas antara peristiwa pelarutan boron bawaan (inherent) dan eksternal. Dalam hal pelarutan eksternal, air terlaruti boron atau air murni mask ke sirkit pendingin melalui suntikan dari luar. Peristiwa ini dapat juga disebut peristiwa pelarutan boron tak homogen terkait sistem. Pembangkit uap, system kendali volume dan bahan kimia, akumulator atau tangki penyimpan air penggantian bahan bakar dan air dari containment sumps dipertimbangkan sebagai sumber potensial dari air terlaruti. Pelarutan dapat terjadi selama operasi, penghentian atau kondisi-kondisi kecelakaan.
20
Mekanisme pelarutan bawaan dihubungkan dengan sejumlah kelas kecelakaan, di mana pelarutan dapat berlangsung sebagai suatu fenomena bawaan selama kecelakaan seperti perpindahan panas pada rejim pendidihan-kondensasi di dalam sistem primer, atau aliran balik dari sistem sekunder dalam hal kecelakaan kebocoran primer ke sekunder. Perpindahan panas pendidihan – kondensasi dapat terbentuk antara teras dan SGS selama kecelakaan seperti SB-LOCA, ATWS dan PRISE. Selama kondisi ini, kondensat murni (praktis konsentrasi asam borat nol) terkumpul di loop seal dan suatu massa fluida yang tidak mengandung asam borat terbentuk. Massa fluida ini dapat diangkut ke teras setelah sirkkulasi alam terbentuk atau pompa pendingin reaktor (RCP) difungsikan kembali. Pelarutan bawaan seperti itu dapat juga berlangsung selama transien yang mendorong ke arah kecelakaan parah. Metodologi maju yang diperlukan untuk analisis berbagai tahap kecelakaan adalah sebagai berikut: !
Program perhitungan sistem termohidraulik maju adalah suatu alat yang efisien untuk mempelajari mekanisme formasi massa bongkahan fluida (slug) selama rentetan kejadian bawaan; studi seperti itu dapat didukung oleh validasi yang didasarkan pada eksperimen integral yang dilakukan di fasilitas pengujian PKL [61], dan PACTEL [62].
!
Program CFD 3-D menyediakan suatu piranti analisis yang efektif untuk perhitungan pencampuran. Penerapan model pencampuran turbulen harus dikaji dengan eksperimen skala besar yang relevan. Walaupun sejumlah pengujian skala besa dan kecil telah dilakukan di berbagai fasilitas yang ada, status saat ini kajian program CFD belum dianggap tuntas.
!
Program perhitungan kopel termohidraulik dan dinamika reaktor dapat diberlakukan bagi studi tanggapan teras dengan penggunaan informasi dari hasil perhitungan CFD yang mengenai distribusi konsentrasi boron di inlet teras sebagai syarat batas.
!
Perkiraan awal untuk ukuran maksimum massa bongkah fluida yang dapat ditolerir dan konsentrasi boron minimum dapat juga diperoleh dengan menerapkan metode fisika reactor 3D.
Khusus untuk mempelajari kasus pelarutan boron tak homogen, suatu pertemuan spesialis di lingkungan negara OECD telah dilaksanakan di 1995 [63], dan suatu riset bersama negara uni eropa riset diorganisir [64].
3.3.8. Kejut termal bertekanan (PTS) Tahap-tahap studi PTS suatu instalasi meliputi pemilihan transien, analisis termohidraulik, medan tegangan dan analisis retak mekanik dan pengintegrasian hasil. Program perhitungan sistem termohidraulik efisien untuk analisis transien dan kecelakaan. Pada situasi aliran stagnasi, perhitungan perlu menggunakan metoda terpisah untuk pencampuran termal dari air ECCS yang disuntikkan. Untuk itu telah
21
tersedia baik metode jenis keteknikan ataupun program CFD. Suatu kumpulan data yang lengkap telah dibentuk pada tahun 1980-an untuk yang yang berkenaan dengan pencampuran fluida dan panas mulai dari eksperimen skala menengah dengan temperatur yang rendah sampai ke eksperimen HDR parameter penuh [65] dan eksperimen skala penuh Upper Plenum Test Facility [66]. Penggunaan asumsi-asumsi yang konservatif berbeda untuk fenomena transien pendinginan lebih dibanding dengan analisis kemampuan pendinginan teras. Analisis medan tegangan dan analisis struktur dapat dikerjakan secara detil dengan menerapkan metoda analisis struktur maju, dan hasil mekanika retak dapat diperoleh dengan menerapkannya. Tersedia dokumen IAEA yang secara khusus memandu analisis PTS untuk instalasi WWER, lihat acuan [67]. Lampiran III mendiskusikan cirri khusus dari analisis PTS secara lebih detil mencakup pemindahan data antar masing-masing tahap analisis, hubungan antara studi probabilistik dan deterministik dan pengintegrasian hasil.
3.3.9. Kecelakaan parah Terdapat banyak aplikasi hasil analisis kecelakaan parah, tetapi hanya sedikit yang relevan untuk digunakan dalam penyusunan LAK. Yang paling mungkin adalah penggunaan hasil analisis untuk pengembangan program manajemen kecelakaan parah, tetapi analisis seperti itu masih tidak secara khas dimasukkan di LAK. Bagian 2.4. membahas sebagian dari program perhitungan komputer untuk analisis kecelakaan parah. Aspek khusus yang berkaitan dengan pengelolaan ketidakpastian merupakan suatu tugas sulit dan rumit untuk fenomenologi yang dilibatkan dalam peristiwa kecelakaan parah. Terdapat beberapa dokumen IAEA yang spesifik untuk pengembangan program manajemen kecelakaan, termasuk analisis pendukung, acuan [68,69], dan untuk analisis komputasi fenomena dalam bejana reaktor selama kecelakaan parah [70].
3.3.10. Analisis kontainmen Analisis temperatur dan tekanan dalam kontainmen selama berbagai kecelakaan memerlukan masukan penglepasan massa dan energi sebagai fungsi waktu (kurva pengurasan) dari sistem proses yang dipelajari. Pilihan yang lain adalah menggunakan program perhitungan gabungan yang mencakup sistem proses dan kontainmen. Pada umumnya, tekanan kontainmen maksimum terjadi setelah kecelakaan LOCA dan temperatur maksimum atmospir kontainmen setelah kejadian pipa uap bocor. Pada kasus terakhir tersebut, metodologi maju diperlukan untuk studi derajat pemanasan lebih di kompartemen, di mana instrumentasi ditempatkan; batas kualifikasinya boleh jadi terlewati selama kecelakaan itu. Analisis tekanan balik (back pressure) minimum kontainmen untuk kondisi LB-LOCA, yang diperlukan untuk menetapkan kondisi-kondisi untuk tahap reflooding atau untuk
22
pembebanan terhadap liner kontainmen dalam hal tekanan sub-atmospherik, memerlukan asumsi konservatif yang kebalikan dibandingkan dengan analisis tekanan maksimum. Pada umumnya, data ditransfer antar program perhitungan oleh pemakai. Di Jerman, sistem gabungan dari program termohidraulik RELAP5 dan program kontainmen COCO tersedia untuk mempelajari dampak dari tekanan balik di kontainmen. Adanya berbagai variasi desain pengurangan tekanan dalam kontainmen memerlukan model spesifik untuk mempertimbangkan efek pengurangan tekanan dalam berbagai tahap dari kecelakaan itu. Desain meliputi kolam pengurang tekanan BWR, pengembun es (ice condenser) dan pengembun gelembung (bubble condenser). Untuk kontainmen jenis tersebut, waktu dari berbagai fenomena fisis sangat penting untuk meramalkan tanggapan kontainmen dan sulit untuk menetapkan satu kumpulan asumsi yang konservatif untuk analisis tersebut. Fenomena di dalam kontainmen selama kecelakaan parah adalah juga sangat kompleks jika berbicara mengenai metodologi yang harus diterapkan. Fenomena mencakup distribusi dan pembakaran hidrogen, perilaku aerosol (FP), tekanan lebih kontainmen dan pendinginan corium serta interaksi corium dengan pendingin dan struktur. Bagaimanapun, analisis kecelakaan parah pada umumnya tidak menjadi suatu bagian integral dari suatu LAK. Persyaratan untuk analisis kontainmen dan eksperimen yang terkait adalah topik penelitian tentang fasilitas eksperimental kontainmen masa depan yang akan dilaksanakan di negara-negara Uni Eropa (EUCOFA) [71].
3.3.11. Analisis kondisi penghentian Analisis kondisi penghentian dimulai dengan menguraikan dengan tepat status operasi instalasi yang dipertimbangkan. Daftar kejadian awal dan ketersediaan dari sistem dan peralatan berbeda dengan analisis untuk kondisi operasi normal (dengan daya). Kriteria penerimaan juga memerlukan modifikasi, karena misalnya ECCS dan isolasi kontainmen boleh jadi tidak tersedia. Analisis kondisi ini dapat menjadi masalah untuk metoda termohidraulik, karena sifatsifat pendingin dan validitas dari korelasi di dalam program itu boleh jadi tidak diperluas untuk berbagai nilai parameter pendingin yang cukup rendah (tekanan, temperatur, laju alir massa). Untuk PWR, di antara kecelakaan yang telah menerima banyak perhatian adalah: ! ! !
kondisi-kondisi yang tidak cukup baik selama operasi mid-loop, pelarutan boron tak homogen, rentetan PTS.
Dua kejadian yang disebut belakangan telah dibahas sebelumnya. Operasi Mid-Loop telah juga dipelajari dengan menerapkan metoda analisis kecelakaan maju.
23
Terdapat satu dokumen khusus dari IAEA yang memandu analisis kecelakaan pada kondisi penghentian untuk instalasi WWER [72], dan membahas kondisi operasi, kejadian awal, kriteria penerimaan, asumsi dan metode yang tersedia.
3.3.12. Ketidakstabilan daya di BWR Untuk kondisi operasi pada daya tinggi/laju alir rendah jika dihubungkan dengan distribusi daya teras yang yang kurang baik, operasi reaktor air didih (BWR) memerlukan perhatian berkenaan dengan potensi goyangan daya dan laju alir. Moda ketidakstabilan BWR yang paling mungkin adalah yang disebut “core-wide” atau “global mode with in-phase oscillation” dan “regional mode”, di mana daya di satu separuh teras bergoyang tak sefase dengan daya di separuh teras yang lain. Pada modus yang terakhir, goyangan sinyal fluks local cenderung untuk meniadakan, sehingga amplitudo lokal dapat tumbuh sebelum dapat dideteksi oleh monitor cakupan daya rerata. Sejumlah besar pengukuran pada instalasi yang berbeda pada berbagai kondisi memberi informasi tentang aspek fisis dan operasi ketidakstabilan BWR. Informasi tersebut menjadi basis untuk kalkulasi yang dapat dipercaya dari lokasi batas stabilitas “regional” dan “core-wide” didasarkan pada metodologi linier dan tidak linier. Hingga kini semua ketidakstabilan yang dikenal telah ditekan sebelum batas termal yang di ijinkan seperti perbandingan daya kritis minimum (MCPR) terlewati. Analisis teoritis sudah menunjukkan bahwa khususnya selama goyangan regional dengan amplitudo fluks neutron yang tinggi, yang dapat diakibatkan oleh transien penghentian pompa, ada kemungkinan MCPR dilalui. Untuk menjaga ketersediaan BWRS pada tingkat yang tinggi dan untuk memperkecil perhatian keselamatan berhubungan dengan transien parah, program dinamika reaktor maju secara ekstensif dikualifikasi berdasarkan pada pengukuran stabilitas, yang telah dilaksanakan secara kerjasama dengan berbagai institusi pengoperasi (utility). Lagipula, modul otomatis untuk monitoring stabilitas teras telah dikembangkan untuk mendukung operator dalam mensurvei perilaku stabilitas instalasi.
3.4. ANALISIS KONSERVATIF DENGAN METODE PERKIRAAN TERBAIK (BE) 3.4.1. Metodologi BE Dokumen IAEA safety standard, acuan [1, 73], menyatakan bahwa kriteria dan aturan yang konservatif harus digunakan dalam rangka menyertakan marjin keselamatan untuk desain NPP. INSAG-10 [74] juga menggambarkan bahwa konservatisme yang sesuai adalah salah satu dari tiga kondisi, bersama-sama dengan jaminan kualitas (QA) dan budaya keselamatan, untuk implementasi prinsip pertahan berlapis yang efektif. INSAG-10 juga menyatakan bahwa asumsi konservatif dibuat dalam semua langkahlangkah analisis deterministik. Hal ini dilakukan dalam rangka menunjukkan bahwa kriteria keselamatan dipenuhi dengan marjin yang cukup. Konsisten dengan dokumen IAEA Draft Safety Guide [1], INSAG-10 juga menjelaskan bagaimana cara
24
menggunakan konservatisme di dalam analisis masing-masing tingkat pertahanan berlapis. Berdasarkan penerbitan IAEA yang relevan, acuan [75] menyimpulkan bahwa "Konservatisme harus secara penuh diterapkan pada tiga tingkat pertama dari pertahanan berlapis, dengan derajat yang paling jelas, terperinci dan formalitas pada Tingkatan 3. Pada Tingkatan 4 dan 5, penggunaan pertimbangan BE terus meningkat penting dan direkomendasikan, dan hanya ketika ini tidak mungkin, asumsi konservatif yang layak harus dibuat dengan mempertimbangkan ketidakpastian tentang pemahaman proses fisis. Asumsi konservatif harus diterapkan di tiga tingkat pertama dari pertahanan berlapis dalam semua tahap desain, juga pada tinjauan ulang modifikasi, kajian efek penuaan, kajian ulang keselamatan berkala seperti halnya dalam tinjauan ulang oleh badan pengatur dan keputusan perijinan. Analisis BE harus diterapkan di dalam pengembangan tindakan manajemen kecelakaan dan rencana kedaruratan, dan juga dalam validasi prosedur operasi darurat (EOP), simulator instalasi dan dalam semua analisis keselamatan probabilistik (PSA) yang terkait." Diskusi di bab ini dimaksudkan untuk menunjukkan berbagai kesulitan dan komplikasi dari suatu aplikasi secara langsung baik pendekatan konservatif maupun BE. Karena ada banyak metoda BE maju, perlu dipilih analisis BE yang dapat mendorong ke arah pemahaman yang lebih dalam dari transien dan perkembangan kecelakaan, fenomena terkait dan konsekuensi. Pada sisi lain, aplikasi yang tegas dari metodologi BE pada perijinan mungkin akan mengakibatkan terlalu perlu banyak upaya dan dengan begitu akan menciptakan suatu beban sangat berat untuk pemegang lisensi. Aplikasi program perhitungan BE dengan asumsi BE dapat diterapkan dalam studi keselamatan, jika ada kemungkinan untuk menyelesaikan analisis lengkap ketidakpastian dalam rangka memperoleh distribusi parameter kritis. Kemudian distribusi tersebut dapat dibandingkan dengan kriteria untuk memperoleh marjin keselamatan. Dari sudut pandang fisik, hal itu akan mensyaratkan pemahaman yang jauh lebih baik dari situasi itu. Sebagai contoh, di dalam evaluasi marjin rejim akhir pendidihan inti (departure of nucleate boiling, DNB) untuk bahan bakar, pendekatan statistik telah digunakan sejak lama, karena terdapat sejumlah besar batang bahan bakar dan kumpulan data eksperimen untuk bundel bahan bakar telah tersedia cukup banyak. Namun demikian, dalam beberapa kasus yang kompleks analisis ketidakpastian yang lengkap dengan mudah menjadi tidak praktis. Kriteria penerimaan yang baru untuk ECCS untuk reaktor air ringan di Amerika Serikat mengijinkan penggunaan metodologi perkiraan terbaik [57]. Dalam rangka menguji keterpakaian dari pendekatan tersebut, USNRC telah mengorganisir suatu program ekstensif untuk mengembangkan dan menggunakan metodologi penyederhanaan program perhitungan, keterpakaian dan ketidakpastian (CSAU) untuk meneliti temperatur kelongsong maksimum selama tahap penggenangan kembali (reflooding) dalam suatu skenario LB-LOCA di PWR daya besar [76]. Dasar kegiatan ini adalah untuk menyelesaikan analisis menyeluruh terhadap urutan kecelakaan dengan mempertimbangkan semua parameter yang dikenali dan disusun dalam tingkatan dalam rangka memperoleh distribusi parameter kritis - dalam hal ini, temperatur kelongsong puncak selama re-flooding. Sejumlah besar perhitungan telah dilaksanakan menggunakan program TRAC. Distribusi meliputi informasi ketidakpastian itu. Aplikasi telah diperluas ke urutan kecelakaan yang lain, yang akan dibahas di bawah di dalam Bagian 5.2 termasuk studi ketidakpastian.
25
3.4.2. Aspek konservatif Konsep konservatisme telah dimasukkan ke dalam analisis keselamatan dalam rangka memastikan diperoleh asumsi pembatas dan pengungkung untuk kasus-kasus yang pengetahuan fenomena fisisnya tidak cukup atau jika dimaksudkan untuk mencakup perilaku dan data statistik. Tujuan lain adalah membatasi banyaknya perhitungan yang diperlukan. Bagaimanapun, ada berbagai kesulitan dalam menggunakan asumsi konservatif yang dapat masih mendorong ke arah kebutuhan banyak perhitungan untuk analisis itu. Pertama-tama, rentetan transien atau kecelakaan sering kali sangat kompleks dan menjadi hampir mustahil menggambarkan, apa yang konservatif dari sudut pandang keseluruhan urutan. Suatu asumsi yang konservatif untuk tahap awal dapat mengarahkan perkembangan peristiwa pada alur di mana parameter keselamatan tidak demikian kritis di tahap yang kemudian. Oleh karena itu, suatu jumlah yang layak variasi perhitungan harus dilakukan dalam rangka memperoleh pemahaman urutan kejadian yang mungkin. Yang kedua, mungkin ada berbagai variasi isu keselamatan yang terlibat, seperti dibahas di dalam Bagian 3.3.4 untuk kecelakaan SLB dan PRISE. Asumsi konservatif tergantung betul-betul pada aspek keselamatan yang diselidiki. Hal ini mengarah pada situasi yang memerlukan analisis terpisah dengan asumsi konservatif spesifik untuk mempelajari masing-masing isu keselamatan. Kesulitan yang yang ketiga muncul ketika isu keselamatan yang dipelajari untuk transien atau kelas kecelakaan yang sama, memerlukan konservatisme pada arah kebalikan. Contoh kasus seperti itu adalah (1) analisis tekanan kontainmen minimum dan maksimum selama LBLOCA dan (2) peningkatan temperatur ECCS temperatur untuk membatasi efek lanjut PTS selama SB-LOCA vs. kebutuhan untuk pendinginan teras. Jika asumsi terlalu konservatif, mungkin menjadi mustahil memenuhi kedua kriteria keselamatan. Perhatian yang lain adalah bahwa konsep dari kasus pengungkung (pembatas) dapat salah dipahami. Ketika LB-LOCA telah dipostulasikan dan dipilih sebagai dasar desain untuk ECCS, bahan bakar dan kontainmen, hal itu akan memberikan dalam banyak kasus bagi solusi keselamatan yang baik: tekanan kontainmen dan kapasitas ECCS yang penuh, yang sungguh membatasi kecelakaan seperti itu. Di dalam kasus yang lain, seperti perancangan khusus beberapa kontainmen pengekang tekanan dan penambahan dari cambukan pipa yang masif, pembatasan hanya didasarkan pada beban LB-LOCA kadang-kadang mengakibatkan solusi yang diragukan. Konservatisme yang berlebihan dalam asumsi dapat menjadikan analisis memberikan hasil yang tak realistis bahwa tindakan yang dikerjakan berdasar pada analisis itu tidak lagi relevan untuk keselamatan riil. Di masa lalu, sejumlah perubahan desain telah diterapkan didasarkan pada hasil dari suatu metodologi yang terlalu konservatif, seperti peberapan sistem suntikan di bagian atas bejana (upper head) beberapa PWR.
26
3.4.3. Pelaksanaan analisis konservatif Analisis konservatif tetap diperlukan di masa datang, karena aplikasi analisis BE secara penuh menjadi tidak praktis dan mahal. Metode untuk menghindari efek yang kurang baik dari asumsi konservatif harus dikembangkan dan diterapkan. Pada uraian berikut suatu survei singkat tentang cara yang tersedia akan diberikan. Harus disadari bahwa semua pengurangan dari konservatisme mengarah pada peningkatan dari jumlah analisis. Oleh karena itu, pekerjaan yang harus dilakukan adalah mengurangi derajat konservatisme hingga derajat optimum guna memperoleh keseimbangan antara kuantifikasi marjin keselamatan yang tersedia dan biaya dan usaha dari analisis tersebut. Isu lain yang penting yang lain adalah bahwa yang dimaksudkan adalah untuk hanya mengurangi perhitungan tetapi bukan marjin keselamatan yang riil. Sudah barang tentu, evaluasi dari isu ini tidaklah mudah. Adalah perlu untuk memastikan bahwa isu keselamatan yang diselidiki sungguh relevan. Pengurangan konservatisme dapat dilakukan dalam baik pemodelan fisis maupun asumsi mengenai syarat awal dan syarat batas. Karena metode analisis kecelakaan maju tersedia dan itu menggunakan pengetahuan parameter fisis yang jauh lebih baik, metode tersebut harus diterapkan dalam rangka memperoleh suatu pemahaman tentang rentetan kejadian dengan lebih baik. Untuk syarat awal dan syarat batas, tumpang tindih asumsi harus dihindarkan (seperti pencampuran data dari awal dan akhir penggunaan bahan bakar), khususnya karena sering kali tidak konsisten. Sayangnya, ini sering berarti variasi kalkulasi lebih banyak harus dilakukan. Satu-satunya cara mempelajari aspek keselamatan yang berbeda dari kelas kecelakaan yang sama adalah adalah menyelesaikan analisis yang disesuaikan dengan asumsi yang spesifik untuk penyelidikan dari tiap aspek secara terpisah.
3.4.4. Analisis perijinan kejadian operasi diantisipasi Analisis kejadian operasi yang diantisipasi dapat mengasumsikan pengoperasian system bukan keselamatan (non-safety systems). Jika bahwa operasi sistem tersebut rumit untuk memenuhi kriteria penerimaan, situasi ini dipertimbangkan degan jalan yang berbeda di berbagai negara. Asumsi dan praktek dibahas secara lebih detil di Lampiran IV dengan memberi contoh dari beberapa pendekatan dan penafsiran.
3.5. HUBUNGAN DENGAN PENGKAJIAN RISIKO 3.5.1. Peran pengkajian risiko Hubungan antara pengkajian risiko dan analisis keselamatan deterministik mempunyai sejarah panjang. Sejak diputuskannya untuk mengawali pembangkitan daya nuklir komersial tahun 1954, telah dipertimbangkan apa yang disebut risiko relatif. Studi yang pertama telah dikeluarkan oleh Komisi Tenaga Atom Amerika Serikat di tahun 1957 sebagai WASH 740 [77]. Pekerjaan berlanjut sesudah itu dan meliputi batu pijakan utama seperti WASH 1400 [78] dan NUREG 1150 [79]. Semua studi ini telah dilakukan
27
dengan berbagai kesulitan yang pantas dipertimbangkan dan menjadi subyek tinjauan ulang yang ekstensif. Ada suatu kecenderungan untuk menggolongkan pendekatan pengkajian keselamatan pada deterministik dan probabilistik. Sesungguhnya, dua pandangan / pendekatan tersebut tidaklah benar-benar terpisah. Hampir di semua aturan deterministik secara implisit terdapat beberapa pertimbangan risiko. Bagaimanapun, pertimbangan seperti itu secara umum tidak dengan baik didokumentasikan dan terukur. Ketika lebih banyak informasi diperoleh, kemampuan untuk mengevaluasi dan mengukur risiko secara umum membaik. Satu contoh adalah aturan LOCA, 10 CFR 50.46 dan Appendix K [57]. Dalam hal ini, mayoritas dari riset telah dilakukan setelah aturan awal diadopsi. Bagaimanapun, ini telah disadari pada waktu itu, dan setiap usaha dilakukan untuk meninjau kembali kriteria perijinan ketika riset telah dilakukan dan didorong ke arah suatu revisi terhadap kriteria itu untuk mengijinkan analisis yang lebih realistis, pada tahun 1988. Contoh lain yang penting ada juga. Sekarang ini, risiko yang dihubungkan dengan PTS ditinjau kembali. Ada marjin sangat besar diperoleh dalam kaitan dengan evaluasi risiko yang didasarkan pada peningkatan pengetahuan tentang ukuran kerusakan (flaw), kepadatan kerusakan, dan distribusi kerusakan. Telah ada pula beberapa peningkatan di dalam pemodelan termohidraulik, sebagian dari peningkatan tersebut dapat dikatakan sebagai peningkatan yang sangat besar di dalam kemampuan melakukan kalkulasi dan mengurangi biaya. Salah satu bagian dari kemajuan dalam pengkajian risiko dapat ditemukan pada pengalaman. Dari operasi instalasi daya nuklir yang pertama, beribu-ribu tahun pengalaman operasi telah diperoleh. Pelaporan dan analisis dari pengalaman operasi telah dikumpulkan dan disusun serta diumpanbalikkan untuk meningkatkan prosedur operasi. Kemampuan untuk menghitung marjin secara tak terpisahkan berkaitan dengan pengkajian risiko. Contoh lain dari isu yang telah banyak dipelajari dan dibahas secara ekstensif adalah pemanasan kontainmen (DCH) dan ledakan uap (steam explosion). Secara khas, resolusi dari isu ini hingga pada batas yang luas dipercayakan pada penilaian teknis dan pendapat para pakar. Pengkajian risiko sedang memperoleh penerimaan lebih luas karena secara umum diakui bahwa risiko nol adalah tidak pernah mungkin dan keputusan itu melibatkan beberapa pertimbangan atas risiko relatif dan risiko yang absolut.
3.5.2. Peran risiko dalam analisis deterministik Seperti dinyatakan sebelumnya, risiko relatif harus menjadi suatu pertimbangan dalam desain, operasi, dan pengaturan instalasi nuklir. Hal ini tidak berbeda dengan aktivitas rancang bangun yang lain, seperti mempertimbangkan beban angin ketika merancang suatu jembatan atau banjir paling hebat yang mungkin terjadi dalam kasus perancangan bendungan. Tujuan pengerjaan pendekatan PSA adalah untuk mencoba mengembangkan suatu pengolahan risiko dalam satu kesatuan. Metodologi pengkajian risiko didorong oleh bidang keselamatan nuklir, tetapi kini sedang diperluas ke bidang yang lain. Penggunaan pengkajian risiko di dalam analisis keselamatan telah memperoleh penamaan 'peraturan risiko yang diberitahukan'. Hal ini berarti bahwa kriteria perlu mencerminkan pemahaman risiko dalam rangka mengoptimalkan alokasi dari sumber
28
daya yang terbatas dan, sebagai konsekuensi, mengoptimalkan keselamatan. Untuk memenuhi sasaran ini, maka harus jelas apa yang merupakan dasar untuk kriteria itu. Lebih banyak usaha diperlukan pada arah ini ketika pelopor teknologi daya nuklir telah berlalu. Sekarang, sekitar 45 tahun sudah lewat sejak pengembangan dari peraturan awal yang diarahkan pada instalasi daya nuklir. Dalam kilas balik, ada banyak contoh dari pengelolaan yang tidak seimbang tentang risiko dan beberapa usaha diperlukan untuk mencari pembenaran isi peraturan. Keterpengaruhan antara analisis probabilistik dan deterministik diuraikan di dalam Lampiran III untuk analisis PTS yang kompleks. Perbandingan dari kedua metode analisis keselamatan memberikan suatu pemahaman yang lebih baik dari isu yang dimasalahkan.
3.6. Perpindahan data antar program dan penggabungan program Di dalam banyak pekerjaan analisis diperlukan menggunakan program perhitungan terpisah untuk berbagai tahapan transien atau kecelakaan. Data masukan untuk tahapan yang berikutnya harus ditetapkan dari hasil dari langkah sebelumnya dan dipindahkan dengan baik pada tahap yang berurutan itu. Perpindahan dapat dilakukan dengan tangan oleh analis atau program dapat digabungkan bersama-sama. Prosedur yang pertama dipandang cukup jika hanya dampak kecil pada langkah yang berikutnya. Penggabungan program sering menjadi pekerjaan yang perlu banyak tenaga, tetapi hal itu perlu ketika umpan balik antara tahap-tahap sangat penting. Suatu contoh dari umpan balik yang penting adalah dampak temperatur pendingin dan densitas pada daya reaktor selama kasus-kasua seperti kecelakaan reaktivitas akibat pelarutan boron dan ATWS. Oleh karena itu, sejumlah gabungan program neutronik dan system termohidraulik telah dikembangkan seperti dibahas di dalam Bagian 2.2. Ketika memindahkan data dari satu tahap ke tahap lain, analis harus mengevaluasi apakah ada suatu kebutuhan untuk melakukan penyesuaian data dalam rangka memastikan bahwa hasil pembatas (maksimum atau minimum) akan diperoleh pada langkah yang berikutnya. Penyesuaian dapat menjadi perlu, misalnya dalam keadaan dimana ada dampak kuat dari umpan balik langkah yang sebelumnya pada yang selanjutnya. Ketiadaan pemodelan umpan balik mungkin dapat dikompensasi dengan menambahkan beberapa konservatisme. Suatu contoh adalah penyesuaian tekanan balik kontainmen minimum untuk analisis LB-LOCA. Penyesuaian dari cara yang konservatif dapat, bagaimanapun, tidak sesuai dengan kebutuhan akan konsistensi data. Dalam hal yang demikian, parameter dengan pengaruh yang paling kuat harus dipilih secara konservatif dan parameter lain disesuaikan. Prosedur yang serupa dapat digunakan ketika penerapan parameter instalasi terukur sebagai data input analisis. Pemindahan data antar berbagai langkah-langkah analisis PTS terintegrasi dibahas secara lebih detil di Lampiran III dalam rangka menunjukkan keterpengaruhan berbagai disiplin dalam analisis dan manajemen dari antar mukanya. Telah tumbuh kecenderungan untuk menggabungkan program perhitungan komputer bersama-sama dalam rangka menyediakan analisis yang lebih terintegrasi. Pendekatan ini tidaklah baru. Sebagai contoh, hal itu telah digunakan secara umum untuk menggunakan program terpisah pada kasus pengurasan (blowdown) dan penggenangan
29
kembali (reflooding) dalam kecelakaan LB-LOCA. Salah Satu prestasi dari pengembangan program TRAC adalah untuk mengintegrasikan analisis ke dalam satu program. Kemudian, program system termohidraulik telah diperluas dari tujuan asli mereka, yaitu LB-LOCA, ke SB-LOCAS dan transien yang lain. Contoh terbaru untuk menggabungkan program yang mula-mula terpisah, meliputi pengintegrasian program perhitungan fisika reaktor dengan program termohidraulik seperti PARCS/RELAP5 dan PARCS/TRAC. Contoh lain yang terbaru adalah menggabungkan program kontainmen CONTAIN dengan RELAP. Walaupun, dalam hal ini upaya tidak mencapai hasil sukses oleh karena kendali langkah waktu yang terpisah pada setiap program. Pada prinsipnya, tidak ada pembatasan bawaan dalam mengkombinasikan program bersama-sama. Sesungguhnya, masing-masing program membentuk seperti subroutines dari suatu program yang digabungkan. Penggabungan program dapat digunakan bersama dengan komputer dengan pengolah paralel atau komputer jaringan untuk melaksanakan kalkulasi secara serempak.
3.7. PERTIMBANGAN TAHAPAN YANG BERBEDA DALAM LAK Informasi dan analisis desain yang disiapkan dalam bentuk LAK harus mencerminkan status terkini dari desain atau konstruksi pada saat penyerahan LAK. Hasil paling penting tentang analisis diperkenalkan di LAK Awal dan LAK Akhir. Lingkup analisis dan format dari keduanya adalah serupa. Perubahan dari evaluasi efektivitas ciri keselamatan instalasi yang didasarkan pada informasi aktual yang diperoleh selama konstruksi instalasi dan komisioning, harus diidentifikasi di LAK Akhir. Alasan dan arti keselamatan dari tiap perubahan harus diterangkan dan dianalisis. Untuk instalasi yang baru, analisis perijinan pendahuluan untuk LAK awal dilakukan sebelum, dan sebagai kondisi dari, pemberian lisensi konstruksi. Analisis perijinan akhir untuk LAK akhir dilakukan sebelum, dan sebagai kondisi dari, pemberian lisensi pengoperasian. Secara umum, LAK awal perlu menguraikan tahap awal perancangan instalasi secara cukup detil untuk memungkinkan suatu evaluasi yang independen terhadap keselamatan desain oleh otoritas pengatur. Pada langkah lisensi konstruksi, data instalasi harus secara relatif tergambar dengan baik. Beberapa rincian, misalnya desain sistem kendali, mungkin tidak ada dan digantikan dengan penggunaan nilai-nilai yang layak, harus dipastikan di langkah perijinan untuk operasi. Program perhitungan komputer harus divalidasi pada area aplikasi. Normalnya, analisis akhir di LAK akhir disampaikan sebelum komisioning. Perubahan potensial asumsi analisis keselamatan atau data yang muncul selama komisioning harus dikaji. Jika perlu, analisis keselamatan ditinjau kembali dengan menggunakan data masukan diperbaharui dengan parameter yang dapat diukur secara langsung di instalasi, misalnya karakteristik terukur tentang sistem keselamatan dengan pengukuran ketidakpastian.
30
Terlepas dari pengetahuan data, tidak ada perbedaan yang penting, pada metodologi yang diperlukan untuk analisis kecelakaan yang dilakukan pada tingkat LAK awal dan akhir.
31
4. ANALISIS DESAIN DASAR
Di samping pada bab analisis kecelakaan (Bab 15 menurut USNRC Regulatory Guide 1.70), ada berbagai bab lain di LAK, di mana analisis untuk mendukung solusi desain dasar disajikan. Metode yang diterapkan kebanyakan sama dengan yang dibahas di bagian sebelumnya dari laporan ini. Cara penerapannya dapat bervariasi tergantung pada tujuan perhitungan desain. Lampiran V memberikan daftar bagian-bagian yang terpilih dari USNRC Regulatory Guide 1.70, di mana metode perhitungan dan komputasi maju dipergunakan untuk memperkuat keselamatan. Disiplin yang spesifik di mana metode maju digunakan sebagai pendukung desain, adalah: • • • •
desain sistem dan khususnya ECCS, otomasi, proteksi reaktor dan sistem kontainmen (yaitu evaluasi dari set-point untuk I&C), analisis struktur untuk berbagai komponen dan struktur, misalnya RPV dan komponen internal SG, proteksi radiasi, dan desain dan pengelolaan bahan bakar.
Keuntungan metode maju ada dua hal. Pertama, metode tersebut dapat memberi suatu pemahaman yang lebih realistis dari situasi riil. Pemahaman ini mungkin rumit dalam menghindari keputusan desain yang salah dan dapat membantu mempermudah untuk mengambil ketergantungan yang lebih kompleks antar sistem, komponen dan struktur ke dalam pertimbangan. Pada sisi lain, metode tersebut dapat digunakan untuk mengurangi perhitungan marjin yang berlebihan yang tidak perlu bagi keselamatan instalasi. Metode maju juga membantu dalam mengurangi persyaratan dari batas dan kondisi-kondisi (spesifikasi teknis) yang mungkin memberi pengaruh baik bagi keselamatan, fleksibilitas operasi dan biaya. Untuk instalasi yang telah ada, kebutuhan untuk analisis ulang atau bahkan perancangan ulang sistem instalasi dan struktur dapat dihubungkan dengan: • • • • • •
menyempurnakan kembali (back-fittings) instalasi untuk meningkatkan keselamatan, tinjauan ulang keselamatan berkala, bahan bakar maju dan manajemen bahan bakar maju ( bahan baker MOX, panjang siklus bahan bakar), modernisasi instalsi dan proyek peningkatan daya (uprating), modifikasi instalasi untuk mendukung pengembangan pendekatan manajemen kecelakaan parah (di beberapa negara), dan manajemen umur instalasi dan studi perpanjangan umur.
Sudah barang tentu, isu yang sama dapat membuat suatu analisis ulang yang ekstensif penting bagi bab analisis kecelakaan dari LAK itu.
32
5. PENGELOLAAN KETIDAKPASTIAN
5.1. APLIKASI ANALISIS PERKIRAAN TERBAIK Program BE adalah perkiraan terbaik dalam arti bahwa pemodelan fisis yang diterapkan menggunakan pengetahuan yang jauh lebih baik tentang fenomena. Dalam area seperti analisis kecelakaan parah, metode BE telah dituntut dari awal. Metode CFD menggunakan metode BE sesuai definisinya, karena metode itu mengarah pada pemodelan yang sangat akurat. Elemen dasar untuk aplikasi metode BE yang sukses, seperti dibahas oleh Kirmse [80], adalah bahwa: • • •
program perhitungan divalidasi secara cermat terhadap kumpulan data yang ada, para pemakai program dididik dengan baik, ketidakpastian yang terkait dapat dikuantifikasi atau setidaknya dipahami dan dikelola secara kualitatif.
Metodologi untuk validasi yang cukup telah tersedia. Sebagai contoh, matriks validasi yang dibuat oleh Principal Working Group 2 dari OECD/CSNI dapat digunakan untuk kasus itu, lihat acuan [6]. Matriks tersebut telah dibentuk untuk mengidentifikasi fenomena diasumsikan untuk terjadi di instalasi LWR selama kondisi-kondisi kecelakaan dan pengujian yang sesuai untuk validasi program. Para pemakai program perhitungan harus berpengalaman dalam melakukan analisis sistem termohidraulika kompleks. Kalkulasi validasi terhadap kumpulan data eksperimental dari berbagai fasilitas dan simulasi kejadian di instalasi dari transien riil dan kecelakaan adalah alat yang efisien untuk pelatihan para pemakai. Persiapan nodalisasi dan aplikasinya ke kasus-kasus yang berbeda adalah penting bagi suatu hasil yang berkualitas. Para pemakai program komputer perlu menggunakan pengalaman mereka dan membenarkan nodalisasi dengan analisis validasi. Aspek yang berhubungan dengan persiapan nodalisasi untuk analisis instalasi yang riil diperkenalkan di Lampiran II. Kuantifikasi ketidakpastian terkait adalah suatu pekerjaan yang menantang. Metode analisis ketidakpastian telah dikembangkan secara ekstensif di tahun-tahun terakhir ini dan ikhtisar singkat diberikan pada bagian berikut.
5.2. ANALISIS KETIDAKPASTIAN Tujuan analisis ketidakpastian yang digunakan dalam perijinan adalah untuk mengkonfirmasikan bahwa program yang dikombinasikan dan penerapan ketidakpastian adalah kurang (lebih kecil) dari marjin desain untuk parameter keselamatan yang dipelajari, seperti diuraikan di dalam acuan [81]. Sumber ketidakpastian adalah ketidakpastian di dalam model teoritis, ketidakpastian dalam kaitan dengan penyekalaan
33
model dan ketidakpastian dalam kaitan dengan nodalisasi instalasi dan teknik solusi. Semua ketidakpastian ini harus dipertimbangkan dengan seksama. Tingkat analisis ketidakpastian yang dipersyaratkan dapat bervariasi tergantung pada kasusnya. Pekerjaan yang ekstensif telah dilaksanakan untuk mempelajari dan mengembangkan metode analisis ketidakpastian statistik. Metode berikut telah dikembangkan di tahuntahun terakhir [82]: • • • • •
CSAU, dikembangkan oleh USNRC; Metode AEAW, dikembangkan oleh AEA-WINFRITH; Metode SUSA (Software System for Uncertainty and Sensitivity Analysis) yang dikembangkan oleh GRS; Metodologi UMAE (Uncertainty Methodology Based on Accuracy Extrapolation), dikembangkan oleh University of Pisa; DRM yang dikembangkan oleh Edf dan Framatome.
Bahkan di kejadian yang kelihatannya berlangsung secara ringkas seperti LB-LOCA, analisis ketidakpastian yang lengkap tentang temperatur kelongsong puncak selama reflooding memerlukan sangat banyak tenaga. Hal ini telah ditunjukkan oleh aplikasi yang pertama dari metodologi CSAU oleh pengembangnya [76]. Aplikasi lain metodologi CSAU yang dipublikasikan berkaitan dengan misalnya SB-LOCA, acuan [83, 84]. Benchmark dari metode telah dilaksanakan dalam suatu soal menghitung ketidakpastian untuk eksperimen kejadian SB-LOCA 5% pada lengan dingin yang dilakukan di Large Scale Test Facility di JAERI [85]. Metoda yang bersifat statistik atau didasarkan pada perbandingan langsung dari berbagai parameter menjadi sangat sulit dan perlu banyak tenaga pada saat diaplikasikan urutan kejadian yang kompleks. Untuk kepentingan LAK tidaklah praktis untuk mencakup analisis ketidakpastian yang lengkap untuk semua kasus. Pada sisi lain, tidaklah pula direkomendasikan untuk menuntut aplikasi yang penuh dari perhitungan jenis EM, karena ada metode maju yang tersedia dan konsep konservatisme tidak sesuai untuk hamper semua transien dan rentetan kecelakaan yang rumit. Metodologi yang tersebut di atas digunakan pada awalnya hanya untuk program sistem termohidraulik. Ketika mengembangkan metode untuk situasi yang lain, perbedaan mungkin menjadi sangat besar. Kuantifikasi ketidakpastian terkait sering berbalik menjadi sangat sulit. Dalam beberapa hal ketidakpastian itu bahkan tidak dapat dihitung secara kuantitatif. Dalam kasus yang terakhir itu, asal usul ketidakpastian sangat penting untuk dipahami dan tindakan yang sesuai diambil untuk mengelola ketidakpastian itu. Untuk situasi seperti itu, khususnya jika fenomena bersifat kacau atau jika perkembangan peristiwa tiba di suatu titik pencabangan, maka dapat dilakukan perhitungan dengan bermacam-macam parameter dalam jumlah besar, atau aplikasi yang penuh metodologi risk oriented accident analysis (ROAAM) [40].
34
LAMPIRAN I TAHAP PERSIAPAN UNTUK PELAKSANAAN ANALISIS KESELAMATAN
Manfaat dari Lampiran ini adalah untuk memberikan penjelasan yang merefleksikan pengalaman yang diperoleh dari analisis kecelakaan untuk jenis PWR yang berbeda. Tahap-tahap dasar dari prosedur analisis yang harus dimasukkan dalam Laporan Analisis Keselamatan (LAK) pada prinsipnya sama baik untuk instalasi baru ataupun instalasi yang mengalami peningkatan (upgrading) atau pengkajian ulang keselamatan instalasi yang telah ada. Aktivitas yang berhubungan dengan itu disitir dalam teks berikut sebagai kegiatan analitis. Rincian pendekatan dapat berbeda antar negara yang disebabkan perbedaan kondisi: • Latar belakang sistem legislatif (prosedur lisensi), • Ketersediaan dasar desain dari penjual dan kualitas data khusus instalasi, • Dukungan penjual atau organisasi arsitek/keteknikan (architect/engineer, A/E) di negara tersebut, • Usia instalasi daya nuklir, • Problem komunikasi antara kontraktor dan pihak lain yang berpartisipasi dalam proyek tersebut. Aspek-aspek tersebut di atas sangat mempengaruhi ketepatan waktu dan keberhasilan kegiatan analitis. Proyek yang direncanakan dengan buruk, klarifikasi persyaratan yang terlambat, kriteria dan lain-lain dapat menyebabkan proyek dalam situasi yang sulit. Situasi seperti ini secara khusus dapat dijumpai di negara-negara yang mengoperasikan reaktor jenis WWER, meskipun demikian terdapat perbedaan-perbedaan di negaranegara tersebut dalam program pengkajian keselamatan dan peningkatan. Problem khas yang harus diatasi adalah: • Peran biro arsitek/keteknikan yang dibagi antara organisasi domestik dan asing, • Ketidaktersediaan informasi dasar desain tertentu, • Ketiadaan peraturan/standar nasional dan kebutuhan untuk mengadopsi hukum internasional (IAEA). Pada bagian berikut, tahap-tahap dasar yang dipersyaratkan untuk pengembangan LAK diuraikan secara ringkas: 1. Penyiapan kumpulan data rinci • Menyusun daftar data/informasi/gambar yang diperlukan menyangkut, misalnya, fisika reaktor, sistem sekunder dan primer, sistem keselamatan, instrumentasi dan kendali (I&K) dan lain-lain. • Distribusi pekerjaan untuk koleksi data dan penetapan jadwal • Mengisi daftar data • Mengidentifikasi data yang kurang • Adopsi prosedur jaminan kualitas
35
Jika tidak mungkin untuk mendapatkan data khusus instalasi, maka data yang kurang tersebut harus diestimasi pembenaran keteknikan (engineering judgement) sebelum prosedur jaminan kualitas dapat diadopsi 2. Spesifikasi kerangka hukum yang dipakai untuk pengembangan LAK: Peraturan, standar, aturan lain, persyaratan, kriteria lisensi, kriteria penerimaan dan lain-lain 3. Spesifikasi tanggungjawab rekanan terlibat, khususnya: •
Organisasi pengoperasi (utility): − Memberikan kumpulan data
•
Kontraktor: − Membahas dan menyetujui atas isi dokumen hasil perhitungan − Melaksanakan analisis dan mengembangkan laporan yang berhubungan dengan hasil kalkulasi − Mendukung organisasi pengoperasi dalam hal komunikasi dengan badan pengatur − Menyiapkan LAK (jika diperlukan)
•
Badan pengatur: − Membahas/menyetujui lingkup analisis yang diminta, penggunaan program perhitungan komputer dan syarat batas dan awal yang diusulkan oleh pemohon ijin atau yang diminta dalam satu negara
4. Batasan isi dan lingkup LAK: hal ini dapat bervariasi diantara negara dan bergantung khusunya pada tahapan LAK (LAK awal (PSAR), LAK akhir (FSAR)) 5. Pengembangan/peningkatan metodologi yang ada untuk berbagai aplikasi, seperti untuk: • Analisis fisika reaktor • Analisis LOCA • Analisis transien • Analisis kontainmen • Analisis kecelakaan parah • Analisis kejadian pada kondisi penghentian Metodologi tersebut pada umumnya mencakup: • • • • •
Metodologi ini khususnya mencakup: Batasan lingkup analisis (kejadian awal) Kategorisasi sistem keselamatan atau sistem operasi (non-keselamatan) Definisi kondisi awal instalasi, sinyal untuk sistem proteksi reaktor, penanganan kriterium kegagalan tunggal (single-failure) dan konsep untuk mempertimbangkan tindakan operator, Pemilihan program perhitungan, termasuk pembenaran keterpakaiannya, misalnya − Ketersediaan petunjuk program secara cukup − Ketersediaan laporan validasi program secara cukup 36
− Pengalaman pemakai cukup 6. Penyiapan buku pegangan keteknikan untuk analisis keselamatan, untuk setiap aturan/standar yang digunakan 7. Penyiapan laporan-laporan validasi program perhitungan; validasi tambahan, jika diperlukan, untuk berbagai aplikasi, seperti dinyatakan pada nomor 5 di atas
8. Pelaksanaan analisis seperti yang diinginkan 9. Pengembangan LAK 10. Penyajian LAK ke organisasi pengoperasi untuk dikomentari
11. Penyajian LAK oleh organisasi pengoperasi ke badan pengatur untuk komentar dan/atau penerimaan
Contoh yang berikut menguraikan beberapa praktek yang diadopsi oleh instalasi daya nuklir Bohunice di Slovakia dalam proses pengembangan analisis keselamatan instalsi WWER-440. (A). Pengembangan kumpulan data khusus instalasi untuk dasar desain dan analisis kecelakaan parah proses di dalam sistem dan di kontainmen Kumpulan data ini dijaga dan dikendalikan oleh personil instalasi yang didedikasikan untuk tugas itu. Kumpulan data dikelola berdasarkan program jaminan kualitas yang didefinisikan dengan baik, ditangani sebagai “living document” dan dipertimbangkan sebagai bagian FSAR. Kumpulan data secara kontinyu diperbaharui dengan memasukkan semua informasi penting yang diperoleh selama pengoperasian, eksperimen atau analisis. Prosedur pengembangan kumpulan data itu diuraikan secara detil di Lampiran I dokumen Safety Report on Accident Analysis for NPPs [2]. Kumpulan data diberikan kepada kontraktor sebagai informasi masukan dan dijaga sebagai “living document” dengan memasukkan semua perubahan. Staf instalasi memiliki kewenangan untuk mengaudit apakah prosedur jaminan kualitas yang dipakai kontraktor membantu penanganan secara baik data dan model instalasi Bohunice. Ada beberapa alasan pengembangan kumpulan data sendiri: kekurangan beberapa data atau ketiadaan data orisinil yang dapat diandalkan, kebutuhan dalam penyiapan secara sistematik eksperimen instalasi atau evaluasi data yang hanya dapat dikumpulkan rejim operasi instalasi khusus, duplikasi upaya di masa lau dengan pengumpulan data untuk analisis yang berbeda, kehilangan informasi dan lain-lain.
37
(B). Pengembangan laporan metodologi untuk semua jenis dasar analisis kecelakaan Pengembangan satu kumpulan laporan metodologi yang mencakup semua jenis analisis kecelakaan dimasukkan ke dalam Bab 15 LAK akhir dan juga di area dimana perluasan LAK akhir dapat diharapkan dalam jangka waktu dekat, seperti kecelakaan parah dan kecelakaan dalam keadaan penghentian. Laporan metodologi didasarkan pedoman yang tersedia yang dipublikasikan oleh badan pengatur Slovakia, pedoman IAEA, pedoman US NRC dan lain-lain. Laporan metodologi tengah dielaborasi pada tingkat yang rinci yang diperlukan untuk memperjelas semua aspek hokum dari analisis (aturan, persyaratan, criteria keberhasilan). Sangat bermanfaat jika memulai diskusi dengan badan pengatur pada fasa persiapan proyek sebelum pekerjaan analitis dimulai. Laporan metodologi akan secara kontinyu diperbaharui dan akan mencerminkan status terkini persyaratan pengkajian keselamatan instalasi WWER. Laporan metodologi ini pada umumnya tidak berisi persyaratan yang berkaitan dengan penggunaan program computer untuk analisis. Aspek yang berhubungan dengan penggunaan program, persyaratan khusus pada pemodelan dan nodalisasi, yang tidak tercakup dalam laporan metodologi harus disetujui selama tahap awal proyek. Persyaratan umum adalah bahwa program computer dan model yang digunakan oleh kontraktor untuk analisis harus divalidasi. Untuk maksud validasi model BE dari Bohunice NPP, kontraktor potensial akan memiliki akses data dari kejadian operasi riil dan pengujian (pengujian start-up) yang akan dilakukan. Instalasi nuklir Bohunice berharap bahwa hasil-hasil analisis akan disajikan dan dapat juga digunakan sebagai sumber informasi tambahan untuk analisis mendalam terhadap kejadian operasi dan identifikasi penyebab dasar dan langsung.
38
LAMPIRAN II PERUBAHAN NODALISASI
Pemilihan nodalisasi untuk pemodelan NPP dengan menggunakan program perhitungan komputer memberikan pengaruh yang signifikan pada hasil analisis. Persyaratan dasar untuk nodalisasi diberikan pada acuan [2]. Sesuai acuan tersebut, pengembangan nodalisasi dilakukan dengan langkah-langkah sebagai berikut: menggunakan kumpulan data, pengembangan buku pegangan keteknikan dan pengembangan model acuan (input acuan).Verifikasi dan validasi secara ekstensif akan dilakukan pada mModel acuan tersebut. Tahap analitis khusus seringkali menciptakan situasi dimana perubahan skema nodalisasi dasar perlu dilakukan. Alasan khas meliputi: • Terdapat kemungkinan diperlukan model yang lebih rinci akibat pengembangan yang lebih maju dalam komputer dan program; • Terdapat kecenderungan umum penggunaan metode BE untuk mengurangi asumsi konservatif yang tidak perlu dalam pemodelan fisik; • Model acuan yang ada tidak cukup rinci dalam beebrapa aspek, misalnya model tidak memberikan informasi yangtepat pada perilaku sistem atau tidak mengijinkan verifikasi untuk beberapa kriteria tertentu; • Program perhitungan harus memberikan data keluaran untuk digunakan sebagai data input pada program lain yang secara tegas menentukan data yang diperlukan dan formatnya; • Waktu yang harus dianalisis terlalu panjang atau langkah waktu perhitungan terlalu pendek dan untuk alasan praktis diperlukan penyederhanaan nodalisasi tanpa menimbulkan pengaruh yang besar pada pemodelan perilaku fisis sistem; • Nodalisasi dan kondisi batas analisis harus mencerminkan tata letak sistem instalasi, yaitu nodalisasi perpipaan terhadap nodalisasi kontainmen harus mengijinkan pemodelan lokasi kebocoran yang realistis. Perubahan pada model acuan (input acuan) yang dinyatakan di atas memerlukan pembaharuan buku pegangan keteknikan dan dokumentasi perubahan. Persyaratan ini harus dicakup dalam prosedur jaminan kualitas. Catatan perubahan nodalisasi harus meliputi informasi berikut: • • • • • •
Kegunaan perubahan dan keterangan fenomena fisis yang dimodelkan; Pembenaran perubahan nodalisasi; Perubahan dalam buku pegangan keteknikan; Pengkajian kelayakan perubahan nodalisasi; Pengkajian pengaruh perubahan nodalisasi pada aspek yang tersebut (perubahan nodalisasi seharusnya tidak merusak keseluruhan); Pengkajian jika perubahan nodalisasi tidak mengakibatkan berada di luar area tervalidasi
berkaitan untuk
lain dari model kualitas model aplikasi model
39
Persyaratan dasar yang harus dipenuhi oleh analis dalam melakukan perubahan nodalisasi mencakup: • • •
Perhitungan stabilitas harus tidak terkena pengaruh negatif oleh perubahan nodalisasi; Perubahan kecil pada nodalisasi harus tidak mengakibatkan peerubahan besar pada perilaku model (model harus stabil terhadap nodalisasi) – hal ini harus dibenarkan dengan studi sensitivitas; Perubahan nodalisasi harus divalidasi hingga tingakt yang diperlukan, misalkan perhitungan pengujian start-up mungkin dapat sebagian memvalidasi keterpakaian nodalisasi yang dipilih untuk analisis instalasi yang sesuai
Problem spesifik adalah kebutuhan validasi model termodifikasi di area di mana model acuan telah divalidasi dengan baik. Problem ini memerlukan penyelesaian yang didasarkan pada kasus per kasus.
40
LAMPIRAN III PERPINDAHAN DATA DAN MANAJEMEN ANTAR MUKA ANALISIS PRESSURIZED THERMAL SHOCK (PTS)
III.1. PERPINDAHAN DATA Studi kejadian Pressurized Thermal Shock (PTS) untuk bejana tekan reaktor (RPV) adalah proses multidisipliner yang dapat dilaksanakan berdasar pada studi deterministik, tetapi ada juga pendekatan probabilistik yang dapat dilakukan. Lampiran ini membahas struktur pemodelan dan perpindahan data dari satu tahap analisis ke tahap berikutnya yang lebih detil. Berbagai langkah yang mewakili berbagai disiplin akan dibahas dengan penekanan khusus pada mengelola antar muka diantara berbagai disiplin tersebut. Diskusi yang lebih rinci dapat ditemukan pada acuan [67, 86]. Gambar III.1 mengilustrasikan input khas untuk berbagai langkah dan bagaimana perpindahan data terjadi dari satu langkah ke langkah berikutnya. Selain itu, interaksi aktif di antara pakar dari berbagai disiplin diperlukan untuk menjamin perpindahan informasi secara benar. Langkah pertama adalah memilih kumpulan rentetan pendinginan lebih untuk keseluruhan analisis PTS. Seleksi adlah suatu proses interaktif, dan umpan balik terutama diperlukan dari analisis termohidraulik dan bahkan dari analisis tegangan dan mekanik retak. Umpan balik berlangsung melalui komunikasi di antara pakar. Tugas untuk analisis termohidraulik adalah untuk menghitung distribusi temperatur pendingin dan koefisien perpindahan panas di downcomer dan juga tekanan sistem primer sebagai fungsi waktu. Data tersebut kemudian dipindahkan ke perhitungan medan temperatur dan tegangan pada dinding RPV. Sifat material RPV yang tepat baik untuk metal dasar ataupun lasan, diperlukan sebagai nilai input untuk perhitungan medan temperatur dan tegangan. Medan tegangan yang dihitung disediakan untuk input perhitungan mekanika retak. Selain itu, kondisi aktual material RPV dalam hal sifat kekerasan terdegradasi diberikan sebagai input. Untuk mekanik retak, satu postulasi tentang kerusakan harus diambil, yaitu ukuran, bentuk, lokasi dan jumlah (kerapatan) kerusakan (cracks), sesuai dengan persyaratan nasional dan pendekatan yang dipilih. Analisis mekanika retak menghasilkan perkiraan inisiasi kerusakan tak stabil (analisis deterministik) dan kemungkinan perambatan kerusakan sepanjang dinding (analisis probabilistik). Hasil-hasil yang diperoleh dari berbagai langkah tersebut selanjutnya diintegrasikan ke dalam satu pernyataan akhir tentang sisa umur RPV terhadap kegetasan akibat radiasi. Integraqsi hasil dalam studi deterministik berarti bahwa hasil-hasil dibandingkan dengan kriteria PTS, misalnya menghindari inisiasi retak tak stabil, dan bahwa marjin yang tersedia ditunjukkan dengan nilai input pembatas yang layak. Di dalam studi probabilistik berarti bahwa probabilitas kondisional yang dihitung dari retak sepanjang dinding dikalikan dengan frekuensi kejadian untuk memperoleh frekuensi perambatan
41
crack sepanjang dinding untuk setiap rentetan yang dipilih. Analisis sensitivitas dan batasan pita ketidakpastian dari perkiraan titik yang diperoleh adalah bagian terpenting dan integral dari proses integrasi. Seleksi deterministik transien dimaksudkan untuk menemukan rentetan pendinginan lebih pembatas dengan memilih kondisi terburuk untuk derajat pendinginan lebih. Paling tidak, semua transien yang dimasukkan ke dalam FSAR instalasi harus tercakup. Jika instalasi dibangun dengan standar sebelumnya, lingkup kejadian operasi terantisipasi dan kecelakaan dipostulasikan yangtelah dipertimbangkan selama desain dapat dibatasi. Kemudian, dibutuhkan juga untuk mempertimbangkan kejadian-kejadian yang dianggap berada di luar dasar desain asal, misalnya, kebocoran besar dari sirkuit primer, kecelakaan kebocoran besar dari primer ke sekunder untuk WWER-440. Seleksi probabilistik transien dimulai dengan mengidentifikasi sistem dan tindakan operator yang penting yang berhubungan dengan rentetan pendinginan lebih potensial. Seleksi proses meliputi kejadian awal yang baik langsung maupun sepanjang kegagalan beruntun menyebabkan penurunan temperatur downcomer. Pada umunya, sistem instalasi yang relevan dan tanggapan operator ditentukan untuk setiap peninisiasi pendinginan lebih dengan analisis pohon kejadian. Pada prinsipnya, seleksi transien probabilistik mencakup semua rentetan PTS yang dipercaya. Yang sangat mungkin, jumlahnya dapat sangat besar, sehingga harus dikurangi dengan membatasi batas penyaringan untuk frekuensi dan pemilihan secara ekstensif dari semua rentetan. Dalam kasus aliran stagnasi, metode terpisah harus diterapkan untuk studi pencampuran termal. Studi itu memberikan laju pendinginan yang realistis sama halnya dengan medan koefisien perpindahan panas dan temperatur di dalam downcomer. Karena hasil akhir dari analisis PTS telah menunjukkan sangat sensitif terhadap parameter termohidraulik, khususnya temperatur pendinginan akhir, analis termohidraulik harus mampu menghasilkan nilai pembatas yang layak untuk analisis deterministik dan batas ketidakpastian yang layak untuk analisis probabilistik. Seperti halnya dalam perhitungan termohidraulik, perhitungan tegangan sebenarnya bersifat deterministik dalam pendekatan (kecuali distribusi ukuran crack dalam perhitungan probabilistik untuk intensitas tegangan di ujung crack) dan perbedaan hasilhasil yang utama dari sejumlah kasus yang dipelajari. Perhitungan distribusi temperatur dan tegangan harus cukup rinci dan harus mempertimbangkan secara benar tegangan global. Integrasi hasil-hasil deterministik dilakukan untuk mengijinkan perbandingan dengan kriteria PTS yang ditetapkan sesuai persyaratan nasional. Analisis ketidakpastian dan batasan daerah ketidakpastian perkiraan titik yang diperoleh menjadi bagian terpenting dalam integrasi studi probabilistik. Dalam hal studi deterministik, dipertimbangkan bahwa ketidakpastian diperintah oleh nilai input pembatas dan marjin yang diminta. Akhirnya, umur perasi instalasi dalam hubungannya dengan RPV diperoleh secara langsung dari aplikasi hasil pada sifat material yang terdegradasi pada akhir umur
42
operasi yang diinginkan. Jika kriteria tidak dapat dipenuhi, tindakan perbaikan harus dilakukan untuk memperoleh umur operasi RPV seperti yang diinginkan. Dalam hal perencanaan tindakan perbaikan, akan menguntungkan jika dilakukan studi deterministik dan probabilistik keduanya. Seperti ditunjukkan pada perbandingan di atas, ada kemungkinan untuk memperoleh pemahaman berharga yang berbeda dari kedua studi. Studi probabilistik mengarah pada pembatasan, apa yang terpenting dalam kejadian pendinginan lebih dan apa risiko keseluruhan dari sudut pandang instalasi. Di sisi lain, studi probabilistik mengarah pada pembatasan marjin keselamatan yang tersedia dalam kondisi terburuk dengan metode paling akurat yang ada.
III.2. PENGELOLAAN ANTAR MUKA Pengelolaan antar muka (interfaces) diantara disiplin teknik yang berbeda untuk memastikan perlakuan yang memuaskan atas isu PTS adalah pekerjaan yang krusial. Secara jelas, sangat penting untuk memastikan perpindahan data yang benar dari satu tahap ke tahap yang lain dalam analisis, tetapi dalam beberapa kasus ada kebutuhan yang kuat atas umpan balik dari disiplin yang lain juga. Pemilihan transien untuk studi deterministik memerlukan terlebih dahulu pengalaman dalam analisis termohidraulik. Pengetahuan tentang desain proses dan otomasi dan tentang operasi instalasi daya nuklir juga diperlukan. Selain itu, pengaruh dari berbagai kondisi termohidraulik pada perilaku bahan dan tegangan RPV harus pula dipertimbangkan. Dalam studi probabilistik, analisis pohon kejadian yang dilakukan dengan kepakaran dalam desain proses dan keandalan diarahkan untuk memperoleh jalan formal dalam pemilihan transien. Pengetahuan termohidraulik sekali lagi memainkan peranan penting dalam menguraikan cabang-cabang pohon kejadian dan mengelompokkan rentetan. Karena persyaratan khusus dalam analisis transien PTS, analis termohidraulik membutuhkan dukungan yang kuat dari pakar desain proses. Semua proses yang relevan dan sistem otomasi harus dimodelkan dengan baik. Pentingnya laju pendinginan, beda temperatur dan temperatur pendinginan akhir harus dimengerti. Pengaruh ketidaksamaan pada temperatur fluida di down comer dan koefisien perpindahan panas dinding ke air terhadap distribusi tegangan adalah rumit, tetapi hal itu harus dipertimbangkan dengan baik untuk pemilihan transien sama halnya analisis termohidraulik. Dalam hal crack yang sempit, pendinginan yang cepat mungkin akan membuat bibir crack menjadi plastis dan mengarah pada kondisi yang kurang tegang. Juga, perlu dicatat bahwa perubahan pada distribusi koefisien perpindahan panas mungkin lebih penting dalam beberapa transien daripada temperatur fluidanya sendiri. Fluks netron bervariasi sebagai fungsi waktu dan lokasi pada dinding RPV. Tindakan pengurangan fluks yang mengarah pada distribusi fluks harus dipertimbangkan sejalan dengan ketidaksamaan distribusi perpindahan panas dan temperatur dalam evaluasi mekanika fraktur.
43
Akhirnya, keputusan untuk memilih di antara pendekatan deterministik dan probabilistik (atau menerapkan kedua metode untuk saling melengkapi) mensyaratkan pemahaman yang baik tentang ketidakpastian dan batasan metode tersebut. Seperti diuraikan di atas, terdapat banyak disiplin yang terlibat: • • • • • • • •
Operasi instalasi, Analisis keandalan: data instalasi dan kesalahan manusia, Desain proses dan otomasi, Fisika reaktor, Termohidraulik, Analisis struktur, Ilmu bahan, Deteksi kerusakan melalui pengujian tak rusak (NDT)
Disiplin tersebut di atas hanya dapat tercakup oleh suatu tim pakar yang masing-masing memiliki pengetahuan di bidangnya dan dapat bekerja sama. Untuk memastikan keberhasilan, tim itu harus memiliki pakar yang mampu untuk berkomunikasi secara baik dengan disiplin ilmu lain.
III.3. PENGELOLAAN UMUR OPERASI INSTALASI Pada dasarnya, umur operasi instalasi diturunkan dari prosedur yang diuraikan di atas, yaitu dari analisis PTS yang dilakukan untuk RPV. Terdapat banyak cara untuk meningkatkan umur operasi RPV. Hal itu mungkin untuk mencoba mengurangi ketidakpastian yang ada dalam studi atau atau untuk membatasi dan menerapkan tindakan perbaikan dan mitigasi. Ketidakpastian dapat dikurangi dengan program riset yang ekstensif dalam beberapa topik berikut: • • • • •
Analisis distribusi fluks secara lebih akurat, Peningkatan prediksi stagnasi aliran dan temperatur akhir pendinginan yang terkait, Pengukuran ukuran dan distribusi kerusakan dengan perbaikan teknik pengujian, Aplikasi program pengawasan secara ekstensif untuk bahan dasar dan las RPV, Pengambilan contoh metal dasar dan las RPV untuk menentukan sifat dan kandungan bahan secara riil.
Banyak variasi tindakan perbaikan telah diusulkan dan diimplementasikan pada instalasi PWR untuk menambah marjin perilaku kerapuhan dan mengurangi risiko PTS. Seperti dicerminkan, tindakan-tindakan ini dapat dibagi sebagai berikut: •
Pengurangan pembebanan pada bejana: − Pengurangan frekuensi transien pendinginan lebih, − Pengurangan derajat pendinginan lebih
44
•
Perbaikan sifat bahan: − Pengurangan fluks netron, − Penguatan kembali bahan dengan perlakuan panas (annealing)
Berbagai modifikasi desain instalasi dan prosedur operasi yang telah diarahkan untuk mengurangi pembebanan pada bejana, telah diusulkan dan diterapkan pada instalasi PWR. Modifikasi desain instalasi mencakup pemanasan air ECCS, pengurangan kapasitas injeksi tekanan tinggi (HPI) dan shut-off head, kualifikasi katup pengaman untuk kondisi aliran dua fasa, modifikasi jalur uap dan kriteria isolasi air umpan (feedwater), implementasi proteksi tekanan lebih pada kondisi dingin dan lain-lainnya. Semua tindakan yang dilakukan untuk mengurangi beban bejana harus didasarkan pada studi khusus tentang instalasi. Perlu diingat bahwa tujuan utama dari keselamatan reaktor adalah memastikan pendinginan teras reaktor selama semua kondisi transien dan kecelakaan yang dipertimbangkan. Ketika memastikan pendinginan teras secara cukup, perlu dipertimbangkan bahwa pendinginan yang berlebih pada RPV harus dihindari. Peningkatan sifat bahan dapat dilakukan dengan mengurangi fluks netron energi tinggi pada dinding RPV dan dengan mengembalikan sifat bahan melalaui perlakuan panas pada bejana. Pengurangan fluks dengan pola pembebanan bocor kecil (low-leakage loading patterns) harus diintegrasikan di dalam pengelolaan bahan bakar. Jadi, tidak dapat dilakukan secara sendiri. Annealing yang dilakukan las-an kritis RPV WWER-440 telah berhasil dilakukan untuk sejumlah instalasi. Efek akhir laju kerapuhan kembali dan sifat akhir umur bahan harus tetap dipastikan dengan program pengawasan yang ekstensif.
45
PEMILIHAN KEJADIAN PENDINGINAN LEBIH Masukan dari tahap sebelumnya
Data instalasi: Sistem proses dan otomasi, prosedur operasi
•
Kejadian pendinginan lebih yang dipilih
ANALISIS TERMOHIDRAULIK
• •
Sifat bahan yang tepat
•
Temperatur pendingin di downcomer Medan koefisien perpindahan panas di downcomer Tekanan sirkit primer
PERHITUNGAN MEDAN TEGANGAN DAN TEMPERATUR Fluens netron Kondisi bahan RPV Sifat bahan terdegradasi
•
Medan temperatur dan tegangan di dinding RPV
Kerusakan dipostulasikan
PERHITUNGAN MEKANIKA RETAK
INTEGRASI HASIL
• •
Memenuhi kriteria PTS (analisis deterministik) Evaluasi risiko PTS (analisis probabilistik)
PERTIMBANGAN UMUR OPERASI INSTALASI
Gambar III.1. Struktur pemodelan PTS dan pemindahan data diantara tahapan
46
LAMPIRAN IV ASUMSI DAN PELAKSANAAN DALAM ANALISIS PERIJINAN KEJADIAN OPERASI DIANTISIPASI
Analisis deterministik kejadian operasi diantisipasi merupakan satu kategori kejadian yang dimasukkan ke dalam LAK. Analisis harus mengidentifikasi kondisi pembatas dan menunjukkan marjin yang cukup sesuai dengan kriteria penerimaan. Sasaran keselamatan yang utama analisis transien adalah untuk membuktikan bahwa kejadian transien dapat diakhiri tanpa kerusakan bahan bakar dan tidak menjadi kecelakaan tanpa adanya kegagalan tambahan yang lain (di luar asumsi kegagalan tunggal dalam sistem keselamatan). Kriteria yang diaplikasikan pada transien berkaitan dengan integritas kelongsong bahan bakar dan, lebih umum, dengan integritas sirkit teknologis. Jika untuk analisis kecelakaan diasumsikan bahwa semua sistem kontrol dapat dioperasikan, maka dapat diharapkan bahwa sistem tersebut dapat mengatasi kejadian operasi diantisipasi tanpa inisiasi sistem keselamatan (kecuali sistem pemancungan reaktor). Bagaimanapun, agar prinsip tersebut dapat diterapkan, hal itu telah dijadikan dasar desain sistem dan dasar klasifikasi. Sebagai contoh, prinsip seperti itu tidak dapat diterapkan pada instalasi WWER dimana semua katup pembatas tekanan sisi primer dan sekunder – kecuali katup bypass dan turbin – diklasifikasikan sebagai sistem keselamatan. Dalam banyak kasus proses transien berlangsung sangat kompleks. Dalam hal itu, metode maju adalah penting untuk memperoleh gambaran yang realistis tentang proses transien tersebut. Kadang-kadang diperlukan untuk melaksankan sejumlah variasi perhitungan. Dalam salah satu analisis tersebut harus diasumsikan bahwa sistem bukan keselamatan beroperasi pada kondisi yang paling umum untuk kondisi yang ditentukan. Dalam hal operasi sistem bukan keselamatan penting untuk meemnuhi kriteria penerimaan integritas penghalang, operasi sitem tersebut harus tidak dikaitkan dengan analisis perijinan. Beberapa variasi perhitungan pada umumnya perlu untuk mempelajari dampak sistem bukan keselamatan. Variasi perhitungan ini dapat disajikan dalam LAK jika dianggap penting dan informatif. Harus dicatat bahwa analisis ini tidak digunakan untuk memeriksa kesesuaian dengan kriteria keselamatan tetapi untuk memberikan informasi tambahan tentang perilaku sistem kepada analis dan otoritas pengatur. Hal ini dapat membantu analis menetapkan kasus pembatas. Kasus pembatas yang disajikan dalam LAK (juga disebut analisis perijinan), membutuhkan penerapan asumsi yang paling pembatas mengenai operasi sistem bukan keselamatan dan menerapkan kriterium kegagalan tunggal pada sistem terkait keselamatan. Pendekatan di tiap negara berbeda dalam penerapan konservatisme pada sistem bukan keselamatan dan juga pada tingkat kerincian, yaitu bagaimana aturan analisis didefinisikan dalam dokumen pengaturan yang berlaku secara nasional. Tingkat konservatisme dalam analisis perijinan di masing-masing negara dapat berada dalam rentang dari analisis realistis dengan mengasumsikan kemampuoperasian semua sistem dalam operasi normal (misalkan pendekatan yang dipakai di Finlandia untuk 47
pengendalian tekanan primer selama transien) hingga analisis menggunakan pendekatan yang sama untuk analisis transien dan kecelakaan. Sebagai contoh, sesuai dengan dokumen IAEA Guidelines for WWER reactors, sistem untuk operasi normal hanya dipertimbangkan jika sistem tersebut memberikan efek yang penting pada parameter keselamatan yang diverifikasi. Kriteria penerapan harus didefinisikan dengan pertimbangan yang baik atas tingkat konservatisme yang diminta. Ada kemungkinan bahwa kriteria penerimaan khusus untuk kejadian operasi diantisipasi tidak dapat dipenuhi tanpa pengoperasian sistem keselamatan, pada saat mengasumsikan bahwa beebrapa atau seluruh sistem bukan keselamatan tidak dapat beroperasi. Jika transien memerlukan pengoperasian sistem keselamatan, sistem tersebut diasumsikan beroperasi pada kapasitas minimum atau maksimumnya (apapun asumsi konservatif yang dipakai untuk transien khusus) dengan mengambil kriteria ketersediaan sistem keselamatan, mislakan kegagalan tunggal diasumsikan dalam cara yang paling memberatkan. Perlu dicatat bahwa pada saat berbicara tentang kejadian operasi diantisipasi (kejadian dengan frekuensi lebih besar dari 10-2 per tahun) perbedaan terminologi yang digunakan di masing-masing negara dapat mengakibatkan masalah komunikasi. Dalam dokumen IAEA Safety Reports on Accident Analysis for NPP’s, beberapa contoh terminologi yang termasuk dalam kategori ini diberikan: transien diantisipasi, transien, kegagalan sering, insiden dengan frekuensi moderat, kondisi upset, kondisi abnormal. Terminologi tersebut secara historis dibentuk dan mencerminkan evolusi standar nasional. Oleh karena itu, definisi dan persyaratan yang diturunkan dari terminologi itu dapat berbeda arti di negara yang berbeda. Sevagai contoh, kejadian abnormal yang digunakan dalam terminologi Rusia (pelanggaran prosedur operasi normal) didefinisikan sebagai kejadian awal khusus (frekuensi lebih besar dari 10-2 per tahun) yang dianalisis tanpa kegagalan lebih lanjut sistem bukan keselamatan apapun. Kejadian opeasi diantisipasi dalam terminologi IAEA mungkin adalah kejadian awal yang sama, tetapi dianalisis dengan asumsi kegagalan seluruh sistem bukan keselamatan. Sangat jelas tidak mungkin untuk mempertimbangkan kedua kejadian tersebut pada dasar yang sama. Sudah barang tentu, kriteria penerimaan yang diterapkan pada keduanya harus merefleksikan perbedaan pendekatan dalam pelaksanaan analisis atau tingkat konservatisme. Sebagai konsekuensi, apabila diinginkan mengadopsi persyaratan dari sistem pengaturan lain, beberapa hal, seperti keterpakaian definisi, persyaratan keselamatan nasional, dan pendekatan analitis harus diperiksa terlebih dahulu. Untuk pendekatan yang dipakai di Finlandia, contoh berikut dapat diberikan: penurunan pemindahan panas ke sistem sekunder dapat dianalisis dengan mengasumsikan ketersediaan sistem bukan keselamatan; kriterium untuk katup pengaman pressurizer yang tidak membuka selama transien harus dipenuhi. Analisis seperti itu tidak dapat dipenuhi dalam sistem pengaturan dimana pertimbangan kegagalan semua sistem bukan keselamatan dan kegagalan tunggal di satu sistem keselamatan dipersyaratkan. Sebagai contoh, dokumen IAEA Guidelines for WWER reactors mensyaratkan untuk analisis kejadian transien tekanan lebih diantisipasi untuk mengasumsikan kegagalan katup pembebas pressurizer yang pada umumnya akan membuka katup pengaman. Dalam analisis transien maju, elemen pengkajian probabilistik dapat diterapkan pada skenario yang telah didefinisikan (kondisi awal dan batas). Jika probabilitas kombinasi kejadian awal dan kegagalan tambahan secara substantif berada di bawah 10-2 per tahun (misalkan dua orde lebih rendah) dan oleh karena itu di dalam frekuensi kecelakaan yang dipostulasikan, maka dapat dibenarkan untuk menghilangkan transien probabilitas
48
sangat rendah tersebut dalam pertimbangan kejadian transien. Ketika itu dapat dibenarkan menerapkan kriteria penerimaan untuk kecelakaan yang dipostulasikan. Hal ini sesuai dengan prinsip keselamatan bahwa untuk kejadian yang jarang diterapkan kriteria lebih longgar daripada kasus dengan frekuensi lebih tinggi. Pendekatan yang sama dapat diterapkan untuk analisis transien yang dilakukan pada pengendalian tekanan dan proteksi tekanan lebih pada WWER di Finlandia. Garis besar pendekatan probabilistik adalah kurang konservatif daripada garis yangdiikuti dalam IAEA Guidelines for WWER reactors [55] yang tidak memberikan perubahan yang mengkompensasi dari kategori skenario transien yang diberikan di “Daftar Kejadian Awal Yang Dipertimbangkan” (Lampiran I dokumen tersebut). Pada umumnya, tingkat konservatisme dari sudut pandang kinerja operator dapat lebih rendah daripada dalam kecelakaan. Pertimbangan tindakan operator dalam analisis transien harus konsisten dengan pendekatan yang diterapkan pada ketersediaan sistem bukan keselamatan. Hal itu berarti bahwa dalam analisis dimana sistem bukan keselamatan tidak dipertimbangkan, tindakan operator harus diperlakukan lebih konservatif daripada dalam analisis realistis. Pembenaran rekomendasi ini sama dengan pendekatan probabilistik yang diberikan di atas untuk ketersediaan sistem bukan keselamatan. Probabilitas kegagalan operator dapat diperlakukan secara sama seperti kegagalan sistem bukan keselamatan dan bergantung pada prosedur, pelatihan dan instrumentasi yang disediakan untuk operator. Metode probabilistik yang digunakan dalam PSA dapat sangat berguna untuk mengkaji kinerja operator selama transien. Oleh karena itu, definisi skenario mensyaratkan pengetahuan yang baik tentang prosedur operasi dan EOP.
49
LAMPIRAN V CONTOH FORMAT STANDAR DAN ISI LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN UNTUK INSTALASI DAYA NUKLIR BERDASRKAN PADA BAB-BAB US NRC REGULATORY GUIDE 1.70 (STANDARD FORMAT AND CONTENT OF SAFETY ANALYSIS REPOSRT FOR NUCLEAR POWER PLANTS, REVISION 3, NOVEMBER 1978) DIMANA METODOLOGI MAJU DAPAT DITERAPKAN
Bab LAK Bab 3 3.5
Uraian Misil Metodologi analisis struktur modern tersedia untuk perhitungan mekanika retak, dan untuk tanggapan dinamik dan integritas struktur beton dikenai benturan misil (seperti ANACAP)
3.5.12 3.6 3.7
Misil yang dibangkitkan di dalam Proteksi terhadap efek dinamik yang berkaitan dengan kerusakan/putus pipa yang dipostulasikan Desain seismik Program analisis struktur maju tersedia untuk perhitungan tanggapan dinamik struktur termasuk struktur beton
3.8
Desain struktur kategori I Beban diperoleh dari DBA, SLB dan program perhitungan kontainmen. Metode analisis struktur dipergunakan
3.9
Komponen dan sistem mekanik Transient desain dan program computer yang digunakan dalam analisis dipersyaratkan dalam 3.9.1
Bab 4 4.2
Desain sistem bahan baker Perilaku bahan baker selama transient dan kecelakaan harus dianalisis
4.3 4.4
Desain nuklir Desain termohidraulik
Bab 5 5.2 5.2.2.2 5.3 5.3.3.6
Integritas batas tekanan pendingin reactor (system perpipaan) Evaluasi desain system penekanan lebih (overpressurization) Bejana reactor Kondisi operasi untuk evaluasi integritas RPV Memberikan dasar untuk mempertimbangkan bahwa integritas bejana akan terjaga selama transien yang dipostulasikan paling parah, atau acu bagian lain SAR yang sesuai Meskipun versi Reg. Guide 1.70 telkah ditulis sebelum evaluasi PTS bejana reaktor dikembangkan secara lengkap pada studi komprehensif terhadap semua transien pendinginan lebih dan kecelakaan yang mungkin, persyaratan telah diberikan dalam LAK. Metodologi untuk analisis PTS mencakup aplikasi program sistem termohidraulika maju, analisis pencampuran termal terpisah, analisis struktur maju termasuk mekanika retak
50
5.4.7
Sistem pemindah panas sisa: dasar desain
Bab 6 6.
Ciri Keselamatan Terrekayasa (ESF) Dasar desain dan evaluasi desain sistem kontainmen (khususnya penglepasan massa dan energi ke kontainmen), ECCS (dasar desain dan evaluasi kinerja), sistem dan pemindahan FP serta sistem kendali (metode perhitungan radiologi). Misalkan 6.3.3 membahas evaluasi kinerja untuk ECCS melalui keselamatan sebuah spektrum kecelakaan yang dipostulasikan
Bab 7 7.
Instrumentasi dan Kendali Desain kriteria aktuasi untuk pemancungan reaktor dan sistem ESF
Bab 9 9.1 9.5.1
Penanganan dan penyimpanan bahan bakar Sistem proteksi kebakaran
Bab 13 13.2
Pelatihan Meskipun tidak secara eksplisit ditujukan di dalam bab ini, aplikasi metodologi analisis kecelakaan maju untuk pelatihan simulator meningkatkan akurasi simulator. Validasi EOP dapat juga merupakan manfaat dari metodologi maju
Bab 15 15.
Analisis kecelakaan
Bab 16 16.
Spesifikasi teknik Mungkin sangat bermanfaat menerapkan metode maju untuk pembenaran spesifikasi teknis dengan tujuan untuk mengeliminasi marjin yang berlebihan
51
DAFTAR PUSTAKA [1] [2] [3]
[4]
[5]
[6]
[7]
[8]
[9] [10] [1] [12] [13]
[14] [15] [16] [17]
[18]
[19]
[20]
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety Assessment and Verification for Nuclear Power Plants, Safety Standards Series No. NS-G-1.2, IAEA, Vienna (2001). INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Accident Analysis for Nuclear Power Plants, Safety Reports Series No. 23, IAEA, Vienna (2002). NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Standard Format and Content of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants, Regulatory Guide 1.70, Rev. 3, US Govt Printing Office, Washington, DC (1978). NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Proposed Guidance for Updated Final Safety Analysis Reports in Accordance with 10 CFR 50.71(e), SECY-99-001, 5 January 1999 US Govt Printing Office, Washington, DC; http://www.nrc.gov. BESTION, D., MOREL, C., "Strategy for improving two-phase 3-D modelling for nuclear safety applications", NURETH-9 (Proc. 9th Int. Mtg on Nuclear Reactor Thermal-hydraulics (KIM, J.H., PETERSON, P., Eds)), Elsevier Science, Amsterdam (2001). AKSAN, N., GLAESER, H., "Overview of the CSNI separate effects test and integral test facility matrices for validation of best estimate thermal-hydraulic computer codes", Best Estimate Methods in Thermal-hydraulic Safety Analysis (Proc. OECD/CSNI Seminar), Nuclear Energy Agency, Rep. EA/CSNI/R(99)10, Organisation for Economic Co-operation and Development, Issy-les-Moulineaux (2000) 163-186. REOCREUX, M., "Development and application of best estimate LWR safety analysis codes", NURETH-8 (Proc. 8th Int. Topical Mtg on Nuclear Reactor Thermalhydraulics, AKIYAMA, M., FUKITA, Y., Eds), Vol. 3, Elsevier Science, Amsterdam (2000) 1412-1424. PUSKA, E.K., MIETTINEN, J., HÄNNINEN, M., KONTIO, H., HONKOILA, K., "APROS simulation system for nuclear power plant analysis" (Proc. 3rd JSME/ASME Joint International Conference on Nuclear Engineering), American Society of Mechanical Engineers, New York, NY (1995). LERCHL, G., AUSTREGESILO FILHO, H., ATHLET MOD 1.1, Cycle C, Users Manual, Gesellschaft fuer Anlagen- und Reaktorsicherheit mbH, Garching (1995). BARRÉ, F., BERNARD, M., The CATHARE code strategy and assessment, Nucl. Eng. Des. 124 (1990) 257-284. HANNA, B.N., CATHENA: A thermohydraulic code for CANDU analysis, Nucl. Eng. Des. 180 2 (1998) 113-131. FLETCHER, C.D., SCHULTZ, R.R., RELAP5/MOD3 Code Manual, Rep. NUREG/CR 5535, INEL-95/0174, Vol. 2, US Govt Printing Office, Washington, DC (1995). LILES, D.R., et al., TRAC-PF1/MOD1 - An Advanced Best estimate Computer Programme for PWR Thermal-Hydraulic Analysis, Rep. NUREG/CR-4442, US Govt Printing Office, Washington, DC (1986). RAJAMÄKI, M., NARUMO, T., Six-equation SFAV model for two-phase flow with correct propagating velocities of disturbances, Int. J. Numerical Heat Transfer 28 Part B (1995) 415-436. KYRKI-RAJAMÄKI, R., Three-Dimensional Reactor Dynamics Code for WWER Type Nuclear Reactors, VTT Publications 246, Technical Research Centre of Finland, Espoo (1995). MIETTINEN, J., "Development and assessment of the SBLOCA code SMABRE" (Proc. Specialists Mtg on Small Break LOCA Analyses in LWRs, Pisa, 1985), Vol. 2, 481-495. SILTANEN, P., TERÄSVIRTA, R., ANTTILA, M., HEXBU, a Two-Dimensional Core Power Distribution, Burnup and Fuel Management Code for Hexagonal Fuel Assemblies, Rep. VTTYDI-14, Nuclear Engineering Laboratory, Technical Research Centre of Finland, Espoo (1974). HÄMÄLÄINEN, A., VANTTOLA, T., SILTANEN, P., "Advanced analysis of steam line break with the codes HEXTRAN and SMABRE for Loviisa NPP", Advanced Thermal-Hydraulic and Neutronic Codes: Current and Future Applications (Proc. OECD Workshop), Rep. NEA/CSNI/R(2001)2, Vol. 1, Nuclear Energy Agency, Paris (2001). GRUNDMANN, U., LUCAS, D., ROHDE, U., "Coupling of the thermohydraulic code ATHLET with the neutron kinetic core model DYN3D" (Proc. Conf. On Mathematics and Computations, Reactor Physics and Environmental Analyses), Vol. 1, American Nuclear Society, La Grange Park, IL (1995). KERESZTÚRI, A., HEGYI, G., TELBISZ, M., TROSZTEL, I., "Development, validation and application of tools and methods for deterministic safety analysis of RIA and ATWS events in WWER-440 type Reactors", Advanced Thermal-Hydraulic and Neutronic Codes: Current and
52
[21]
[22]
[23]
[24] [25]
[26] [27] [28] [29] [30] [31] [32] [33]
[34]
[35]
[36]
[37]
[38] [39]
[40] [41] [42]
[43]
Future Applications (Proc. OECD Workshop), Rep. NEA/CSNI/R(2001)2, Vol. 1, Nuclear Energy Agency, Paris (2001). KNOLL, A., MÜLLER, R., "Coupling of RELAP5 and PANBOX 2: A Threedimensional spacetime kinetics application with RELAP5", New Trends in Nuclear System Thermohydraulics (ORIOLO, F., VIGNI, P., Eds), University of Pisa, Pisa (1994). HOLMES, B., et al., "RELAP5-PANTHER coupled code transient analysis", Advanced ThermalHydraulic and Neutronic Codes: Current and Future Applications (Proc. OECD Workshop), Rep. NEA/CSNI/R(2001)2, Vol. 1, Nuclear Energy Agency, Paris (2001). BARBER, D.A., et al., "Application of a generalized interface module to the coupling of spatial kinetics and thermal-hydraulics codes", Proc. Ninth International Meeting on Nuclear Reactor Thermal-hydraulics: NURETH-9 (KIM, J.H., PETERSON, P., Eds), Elsevier Science, Amsterdam (2001). http://remus.inel.gov/relap5/relap5-3.htm MURATA K.K., et al., Users Manual for CONTAIN 1.1: Computer Code for Severe Nuclear Reactor Accident Containment Analysis, Rep. NUREG/CR-5026 (SAND87-2309), US Govt Printing Office, Washington, DC (1989). PREUSSER, G., The multicompartment code WAVCO, Kerntechnik 53 (1988). KLEIN-HESSLING, W., RALOC MOD4 User Manual, Rep. GRS-A-2308, Gesellschaft für Reaktorsicherheit mbH, Garching (1995). GESELLSCHAFT FÜR REAKTORSICHERHEIT, COCOSYS V1.2, Draft User Manual, GRS, Garching, (2000). GEORGE, T.L., et al., GOTHIC Containment Analysis Package Technical Manual, Rep. NAI 8907-06, Rev. 5, Numerical Applications, Inc., Richland, WA (1995). GIESEKE, J.A., et al., Source Term Code Package. A User Guide (Mod 1), Rep. NUREG/CR4587 (BMT-2138), US Govt Printing Office, Washington, DC (1986). PLYS, M.G., et al., "MAAP4 model and validation status" (Proc. ASME/JSME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering), Vol. 1, American Society of Mechanical Engineers, New York, NY (1993). SUMMERS, R.M., et al., MELCOR Computer Code Manuals, Rep. NUREG/CR- 6119, US Govt Printing Office, Washington, DC (1994). GIORDANO, P., et al., "ESCADRE (mod1.2) code validation - An overview" (Proc. 6th Int. Conf. on Nuclear Engineering: ICONE-6), American Society of Mechanical Engineers, New York, NY (1998). VAN DORSSELAERE, J.P., ALLELEIN, H.J., ASTEC Code Development and First Applications for PSA Level 2, GRS/IPSN-Fachgespräch, Gesellschaft für Reaktorsicherheit GmbH, Garching (1998) (http://www.grs.de/fg98/ fg98van.html). ABE, K., et al., Development of computer code system THALES for thermalhydraulic analysis of core meltdown accidents (1) Outlines of code system and analytical models, J. Japanese Nucl. Soc. 27 11 (1985). ALLISON, C., et al., "SCDAP/RELAP5 code development and assessment" (Proc. 21st Water Reactor Safety Information Mtg), Rep. NUREG/CP/0133, Vol. 2, US Govt Printing Office, Washington, DC (1994). DOSANJH, S.S., MELPROG-PWR/MOD1: A Two-Dimensional, Mechanistic Code for Analysis of Reactor Core Melt Progression and Vessel Attack Under Severe Accident Conditions, Rep. NUREG/CR-5193, SAND88-1824, US Govt Printing Office, Washington, DC (1989). GONZALEZ, R., et al., ICARE2: A Tool for Making Fast Running Calculations on LWR Core Degradation, presented at the Workshop on Super Simulators, Tokyo (1994). TRAMBAUER, K., "Interface Requirements to Couple Thermal-Hydraulic Codes to Severe Accident Codes: ATHLET-CD" (Proc.OECD/CSNI Workshop on Transient Thermal-Hydraulic Codes Requirements), Rep. NEA/CSNI/R(97)4, Organisation for Economic Co-operation and Development, Issy-les-Moulineaux (1997). THEOFANOUS, T.G., On the proper formulation of safety goals and assessment of safety margins for rare and high-consequence hazards, Rel. Eng. Systems Safety 54 (1996) 243-257. AGEE, L.J., CPM-3 & CORETRAN Status, Sept 27, 1999, http://www.epri.com/attachments/230807_CPM3.PDF. BEYER, C.E., CUNNINGHAM, M.E., LANNING, D.D., "Development and Verification of NRC's Single-Rod Fuel Performance Codes FRAPCON-3 and FRAPTRAN", (Proc. USNRC Twenty-Fifth Water Reactor Safety Information Mtg, Bethesda, Maryland, 1997), Vol. 2 (167178); http://www.nrc.gov/RES/FRAPCON3/nrc.html. PAPIN, J., RIGAT, H., LAMARE, F., CAZALIS, B., "The SCANAIR code for the description of PWR fuel rod behaviour under RIA: Validation on experiments and extrapolation to reactor
53
[44] [45]
[46] [47] [48] [49] [50] [51] [52]
[53]
[54]
[55] [56]
[57]
[58]
[59] [60] [61] [62] [63]
[64]
[65]
[66]
conditions" (Proc. Int. Top. Mtg on LWR Fuel Performance), American Nuclear Society, La Grande Park, IL (1997). INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Applicability of Computer Codes for Safety Analysis of New Fuels for WWER Reactors (in preparation). LESTINEN, V., GANGO, P., "Experimental and numerical studies of the flow field characteristics of WWER-440 fuel assembly", NURETH-9 (Proc. 9th Int. Mtg on Nuclear Reactor Thermalhydraulics (KIM, J.H., PETERSON, P., Eds), Elsevier Science, Amsterdam (2001). PHOENICS Documentation, CHAM Technical Report TR/324, PHOENICS Version 3.3, http://www.cham.co.uk/phoenics/d_polis/d_docs/introdoc.htm. CFX-4 User Manual, 1997, AEA Technology. http://www.software.aeat.com/cfx/default.asp. Fluent 5 Users Guide, Fluent Inc., Lebanon, NH (1998); http://www.fluent.com. CUETO, O., EMONOT, Ph., LEDAC, P., TRIO_U: Manuel Utilisateur, Rep. DRN/DTP, Commisariat à l'énergie atomique, Grenoble (1996). CHABARD, J.P., et al., An efficient finite element method for the computation of 3D turbulent incompressible flows, Finite Elements in Fluids 8 (1992). SIIKONEN, T., FINFLO User Guide, Version 2.2, Laboratory of Applied Thermodynamics, Helsinki University of Technology, Helsinki (1996). KARWAT, H., Prediction of effects caused by a cable fire experiment within the HDR-facility, EC standard problem, Final comparison report, Nuclear Science and Technology Series, Rep. EUR 15648, Commission of the European Communities, Luxemburg (1994). COMMISSION OF THE EUROPEAN COMMUNITIES, Realistic methods for calculating the releases and consequences of a large LOCA, Nuclear Science and Technology Series, Rep. EUR 14179, Commission of the European Communities, Luxemburg (1992). DUTTON, L.M.C., SMEDLEY, C., HANDY, B.J., HERNDLHOFER, S.R., Realistic Methods for Calculating the Release of Radioactivity Following Steam Generator Tube Rupture Faults, Nuclear Science and Technology Series, Rep. EUR 15615, Commission of the European Communities, Luxemburg (1994). INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Guidelines for Accident Analysis of WWER Nuclear Power Plants, Rep. IAEA-EBP-WWER-01, Vienna (1995) (internal report). LOVIISA NPP FINAL SAFETY ANALYSIS REPORT, Last Revised Version after Plant Modernization and Power Upgrading Project 1996-1997, Fortum Loviisa Nuclear Power Plant, Loviisa (1997). NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Acceptance criteria for emergency core cooling systems for light water reactors, Federal Register 10 CFR 50, US Govt Printing Office, Washington, DC (1988). PLIT, H., et al, "LBLOCA analyses with APROS to improve safety and performance of Loviisa NPP", (Proc.OECD/CSNI Workshop on Advanced Thermal-Hydraulic and Neutronic Codes: Current and Future Applications), Rep. NEA/CSNI/R (2001)2, Committee on the Safety of Nuclear Installations, Paris (2001). INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Primary to Secondary Leaks in WWER Nuclear Power Plants, Rep. IAEA-EBP-WWER-13, Vienna (2000) (internal report). INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Anticipated Transients without Scram for WWER reactors, Rep. IAEA-EBP-WWER-12, Vienna (1998)(internal report). BRAND, B., et al., Experimental and analytical verification of accident management measures, Kerntechnik 63 1-2 (1998) 25-32. TUUNANEN, J., et al., General Description of the PACTEL Test Facility, VTT Research Notes 1919, Technical Research Centre of Finland, Espoo (1998). NUCLEAR ENERGY AGENCY, Proc. OECD/CSNI Specialist Meeting on Boron Dilution Reactivity Transients, NEA/CSNI/R(1996)3, Organization for Economic Cooperation and Development, Paris (1996). TUOMISTO, H., et al., "EUBORA: Concerted Action on Boron Dilution Experiments" (Proc. Conclusive Symposion on EU Fission Safety Research under the 4th Framework Programme FISA 99), EUR 19532, Commission of the European Communities, Luxemburg (1999). KATZENMEIER, G., HAHN, H.U., CRON, T., Reactor Safety Investigation at the "Heissdampfreaktor" Karlstein, Technischer Fachbericht Nr. 115-94, Final Report of the HDR Safety Programme Phase III, Kernforschungszentrum Karlsruhe, Karlsruhe (1994). WEISS, P., SAWITZKI, M., WINKLER, F., UPTF: a Full-Scale PWR Loss-of- Coolant Accident Programme, Atomkernenergie Kerntechnik 49 1/2 (1986) 61-67.
54
[67]
[68]
[69] [70] [71]
[72]
[73] [74] [75]
[76] [77]
[78]
[79] [80]
[81]
[82]
[83]
[84]
[85]
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Guidelines for Pressurized Thermal Shock Analysis for WWER Nuclear Power Plants, Rep. IAEA-EBP-WWER-08, Vienna (1997) (internal report). INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Development and Implementation of Accident Management Programmes in Nuclear Power Plants, Safety Report Series, IAEA, Vienna (in preparation). INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Accident Management Programmes in Nuclear Power Plants: A Guidebook, Technical Reports Series No. 368, IAEA, Vienna (1994). INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Analysis of in-vessel phenomena under severe accident conditions, IAEA, Vienna (in preparation). KANZLEITER, T., et al., "Future experimental containment facilities in the European Union (EUCOFA)", FISA 99 (Proc. Symp. on EU Fission Safety Research under the 4th Framework Programme), Rep. EUR 19532, Commission of the European Communities, Luxemburg (1999). INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Procedures for Analysis of Accidents in Shutdown Modes for WWER Nuclear Power Plants, Rep. IAEA-EBPWWER-09, Vienna (1997) (internal report). INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety of Nuclear Power Plants: Design: Safety Requirements, Safety Standards Series No. NS-R-1, IAEA, Vienna (2000). INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Defence in Depth in Nuclear Safety, INSAG-10, IAEA, Vienna (1996). MIŠÁK, J., "Thermal-hydraulic accident analysis" (Proc. OECD/CSNI Seminar on Best Estimate Methods in Thermal-hydraulic Safety Analysis), Nuclear Energy Agency, Rep. NEA/CSNI/R(99)10, Organisation for Economic Co-operation and Development, Issy-lesMoulineaux (2000) 187-201. BOYACK, B.E., et al., An Overview of the code scaling, applicability and uncertainty evaluation methodology, Nucl. Eng. Des. 119 (1990). NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Theoretical Possibilities and Consequences Of Major Accidents In Large Nuclear Power Plants, Rep. WASH 740, US Govt Printing Office, Washington, DC (1957). NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Reactor Safety Study: An Assessment of Accident Risk in US Commercial Nuclear Power Plants, Rep. WASH 1400 (NUREG-75/014), US Govt Printing Office, Washington, DC (1975). NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Severe Accident Risks: An Assessment for Five US Nuclear Power Plants, Rep. NUREG-1150, US Govt Printing Office, Washington, DC (1989). KIRMSE, R., "Best estimate practices in licensing in Germany", (Proc. OECD/CSNI Seminar on Best Estimate Methods in Thermal-hydraulic Safety Analysis), Nuclear Energy Agency, Rep. NEA/CSNI/R(99)10, Organisation for Economic Co-operation and Development, Issy-lesMoulineaux (2000) 81-125. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Standard Review Plan for the Review of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants, Rep. NUREG-0800 (formerly NUREG-75/087), US Govt Printing Office, Washington, DC (1975); http://www.nrc.gov/NRC/NUREGS/SR0800/CH15/15.0.2/DRAFT/index.html. D'AURIA, F., CHOJNACKI, E., GLAESER, H., LAGE, C., WICKETT, T., "Overview of uncertainty issues and methodologies" (Proc. OECD/CSNI Seminar on Best Estimate Methods in Thermal-hydraulic Safety Analysis), Rep. NEA/CSNI/R(99)10, Organisation for Economic Cooperation and Development, Issy-les-Moulineaux (2000) 437-460. BAJOREK, S.M., et al., "Small break loss of coolant accident phenomena identification and ranking table (PIRT) for Westinghouse pressurized water reactors" (Proc. 9th Int. Mtg on Nuclear Reactor Thermal-hydraulics: NURETH-9 (KIM, J.H., PETERSON, P., Eds), Elsevier Science, Amsterdam (2001). DEPISCH, F., et al., "Application of best estimate methods to LOCA in a PWR (Proc. OECD/CSNI Seminar on Best Estimate Methods in Thermal-hydraulic Safety Analysis), Rep. NEA/CSNI/R(99)10, Organisation for Economic Co-operation and Development, Issy-lesMoulineaux (2000) 235-260. GLAESER, H., et al., "Application of uncertainty methods in the OECD/CSNI uncertainty methods study" (Proc. OECD/CSNI Seminar on Best Estimate Methods in Thermal-hydraulic Safety Analysis), Rep. NEA/CSNI/R(99)10, Organisation for Economic Co-operation and Development, Issy-les-Moulineaux (2000) 461-480.
55
[86]
NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Format and Content of Plant-Specific Pressurized Thermal Shock Safety Analysis Reports for Pressurized Water Reactors, Regulatory Guide 1.154, US Govt Printing Office, Washington, DC (1987).
56
SINGKATAN ALARA
As low as reasonably achievable Serendah mungkin dapat dicapai
ATWS
Anticipated transient without scram Transien diantisipasi tanpa pemancungan
BDBA
Beyond design basic accident Kecelakaan di luar dasar desain
BE
Best estimate Perkiraan terbaik
BWR
Boiling water reactor Reaktor air mendidih
CANDU
Canadian deuterium uranium reactor Reaktor uranium deuterium (desaiin) Kanada
CCFL
Counter current flow limitation Pembatasan aliran berlawanan
CEC
Commision of european communities Komisi komunitas (negara) eropa
CFD
Computational fluid dynamic Komputasi dinamika fluida
CSAU
Code scaling, applicability and uncertainty evaluation Penyekalaan program, keterpakaian dan evaluasi ketidakpastian
CSNI
Committee for safety of nuclear installation Komite untuk keselamatan instalasi nuklir
DBA
Design basis accident Kecelakaan dasar desain
DNB
Departure from nucleate boiling Akhir dari (rejim) pendidihan inti
ECCS
Emergency core cooling system Sistem pendinginan teras darurat
EM
Evaluation model Model evaluasi (model konservatif)
EOP
Emergency operating procedure Prosedur operasi darurat
ESF
Engineering safety features Ciri keselamatan terrekayasa
EUCOFA
Future experimental containment facilities in the european union Fasilitas eksperimen kontainmen masa depan di uni eropa
FEM
Finite element methode Metode elemen hingga
57
FSAR
Final safety analysis report Laporan analisis keselamatan akhir
HDR
Heissdampfreaktor Reaktor uap panas lanjut
HPI
High pressure injection Suntikan tekanan tinggi
INSAG
International nuclear safety advisory group Kelompok penasehat keselamatan nuklir internasional
I&C
Instrumentation and control Instrumentasi dan kendali
LB
Large break Kebocoran ukuran besar
LB-LOCA
Large break-loss of coolant accident Kecelakaan kehilangan pendingin-kebocoran besar
LOCA
Loss of coolant accident Kecelakaan kehilangan pendingin
MOX
Mixed oxides Oksida campuran
MCPR
Minimum critical power ratio Rasio daya kritis minimum
NDT
Non-destructive testing Pengujian tak merusak
PIE
Postulated initiating event Kejadian awal dipostulasikan
PRISE
Primary to secondary leakage accident Kecelakaan kebocoran primer ke sekunder
PSA
Probabilistic safety analysis Analisis keselamatan probabilistik
PSAR
Preliminary safety analysis report Laporan analisis keselamatan awal
PTS
Pressurized thermal shock Kejut termal bertekanan
QA
Quality assurance Jaminan kualitas
RCP
Reactor coolant pump Pompa pendingin reaktor
RIA
Reactivity initiating accident Kecelakaan diawali oleh reaktivitas
ROAAM
Risk oriented accident analysis methodology Metodologi analisis kecelakaan berorientasi risiko
58
RPV
Reactor pressure vessel Bejana tekan reaktor
SAM
Severe accident management Manajemen kecelakaan paarh
SAR
Safety analysis report Laporan analisis keselamatan
SB
Small break Kebocoran kecil
SB-LOCA
Small-break loss of coolant accident Kecelakaan kehilangan pendingin-kebocoran kecil
SETS
Numerical method of the TRAC code Metode numerik yang digunakan dalam program TRAC
SFAV
Separation of the flow according to the velocity Pemisahan aliran sesuai kecepatan
SG
Steam generator Pembangkit uap
SLB
Steam line break Pecah pipa uap
UFSAR
Updated final safety analysis report Laporan analisis keselamatan akhir diperbaharui
59
