Persyaratan Keselamatan Untuk Keselamatan Reaktor Riset Terjemahan dokumen IAEA DS272: Safety Requirements on Safety of Research Reactors
BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR Revisi Juli 2005
The International Atomic Energy Agency (IAEA) makes no warranty and assumes no responsibility for the accuracy or quality or authenticity of workmanship of the translation/publication/printing of this document/publication and adopts no liability for any loss or damage consequential or otherwise howsoever caused arising directly or indirectly from the use there of whatsoever and to whomsoever
International Atomic Energy Agency (IAEA) tidak menjamin dan tidak bertanggung jawab atas ketepatan dan kualitas atau orisinalitas dari penerjemahan/penerbitan/pencetakan dokumen/publikasi ini dan tidak bertanggung jawab atas kerugian atau kerusakan yang ditimbulkan sebagai akibat dari pemanfaatannya atau sebaliknya secara langsung atau tidak langsung untuk apapun dan oleh siapapun
Saran, kritik dan koreksi sangat kami harapkan Redaksi: Hendriyanto Haditjahyono Pusat Pendidikan dan Pelatihan – BATAN
[email protected]
DAFTAR ISI
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
PENDAHULUAN Latar Belakang Tujuan Lingkup Pendekatan Gradasi Struktur TUJUAN, KONSEP DAN PRINSIP KESELAMATAN Tujuan Keselamatan Konsep dan Prinsip Keselamatan Konsep Pertahanan Berlapis Infrastruktur Legislatif dan Regulasi Manajemen Keselamatan Verifikasi Keselamatan Aspek Teknis dari Keselamatan SUPERVISI REGULATORI Umum Infrastruktur Hukum Badan Pengawas Proses Perizinan Umum Laporan Analisis Keselamatan Tinjau Ulang dan Pengkajian oleh Badan Pengawas Kriteria Penerimaan Inspeksi dan Penegakan Aturan MANAJEMEN DAN VERIFIKASI KESELAMATAN Tanggung Jawab Organisasi Pengoperasi Jaminan Kualitas Verifikasi Keselamatan EVALUASI TAPAK Evaluasi Awal dan Seleksi Tapak Kriteria Umum Untuk Evaluasi Tapak Kejadian Meteorologi Ekstrim dan Jarang Banjir Bahaya Geoteknik Bahaya Eksternal Terinduksi Manusia Persyaratan Khusus Untuk Karakterisasi Daerah Dipertimbangkan Pemantauan Bahaya RANCANGAN Filosofi Rancangan Persyaratan Umum Rancangan Persyaratan Khusus Rancangan OPERASI Kelengkapan Organisasi Pelatihan, Penyegaran dan Kualifikasi Batas dan Kondisi Operasi Komisioning
Yang
1 1 1 2 3 3 5 5 6 6 8 9 10 11 15 15 15 15 16 16 16 17 18 19 19 19 20 22 24 24 25 26 27 27 28 28 29 30 30 32 44 55 55 59 59 61
Prosedur Pengoperasian Inspeksi, Pengujian dan Perawatan Periodik Manajemen Teras dan Penanganan Bahan Bakar Keselamatan Terhadap Kebakaran Rencana Kedaruratan Proteksi Fisik Rekaman dan Laporan Pemanfaatan dan Modifikasi Reaktor Proteksi Radiasi Pengkajian Keselamatan dan Aspek Terkait Penuaan Pemadaman Berkepanjangan 8. DEKOMISIONING Lampiran. Kejadian Pemicu Terpostulasi Untuk Reaktor Riset (Terseleksi) Daftar Pustaka Tambahan I: Fungsi Keselamatan Untuk Reaktor Riset (Terseleksi) Tambahan II: Aspek Operasional Reaktor Riset Yang Perlu Perhatian Khusus Glosarium
63 64 65 66 66 68 68 69 70 73 73 74 76 78 80 82 84
1. PENDAHULUAN LATAR BELAKANG
1.1. Publikasi Persyaratan Keselamatan ini, dikembangkan dalam program IAEA bertajuk Keselamatan Reaktor Riset, merupakan revisi dua dokumen standar keselamatan yang diterbitkan dalam bentuk IAEA Safety Series sebelumnya 1. Publikasi sekarang ini merevisi dan memperbarui isi kedua dokumen terdahulu tersebut.
1.2.
Publikasi
Persyaratan
Keselamatan
ini
memantapkan
persyaratan-
persyaratan untuk semua area keselamatan reaktor riset, dengan penekanan khusus pada persyaratan untuk rancangan dan operasi2. Mengikuti permintaan dari pengguna akhir (terutama dari Negara Anggota dengan program reaktor nuklir daya terbatas) untuk memiliki publikasi tunggal tersendiri, publikasi ini juga mencakup persyaratan untuk supervisi regulatori, manajemen, verifikasi keselamatan, jaminan kualitas dan evaluasi tapak3.
1.3. Sejumlah persyaratan untuk keselamatan reaktor riset nuklir sama atau mirip dengan persyaratan untuk reaktor daya nuklir. Dalam pandangan perbedaan terpenting di antara keduanya dan di antara berbagai tipe reaktor
1
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Code on the safety of Nuclear Research
Reactors: Design, Safety Series No. 35-S1, IAEA, Vienna (1993); Code on the safety of Nuclear Research Reactors: Operation, Safety Series No. 35-S2, IAEA, Vienna (1993) 2
Area penting keselamatan reaktor riset mencakup semua aktivitas yang dilakukan untuk
mencapai tujuan perancangan dan konstruksi atau modifikasi. Hal ini termasuk perawatan, pengujian
dan
(mencakup eksperimen,
juga
inspeksi, produksi
penggunaan
penanganan radioisotop), berkas
bahan
bakar
dan
penginstalasian,
neutron,
kegiatan
penanganan pengujian
penelitian
dan
dan
bahan radioaktif operasi
piranti
pengembangan
dan
pendidikan dan latihan menggunakan sistem reaktor riset, dan aktivitas terkait lain. 3
Area tapak adalah area geografis yang melingkupi fasilitas terotorisasi, dan yang di dalamnya
manajemen fasilitas terotorisasi dapat melakukan tindakan darurat. Batas tapak adalah batas area tapak. Penapakan (evaluasi tapak) adalah proses seleksi tapak cocok untuk fasilitas, termasuk pengkajian yang diperlukan dan definisi dasar desain terkait.
1
riset4, persyaratan-persyaratan ini seyogyanya diterapkan sesuai dengan bahaya potensial terkait dengan reaktor melalui cara pendekatan gradasi (lihat paragraf 1.11 – 1.14), sehingga menjamin keselamatan dalam rancangan dan operasi reaktor riset. TUJUAN
1.4. Tujuan utama publikasi Persyaratan Keselamatan ini adalah memberikan dasar untuk keselamatan dan dasar untuk pengkajian keselamatan pada semua tahap dalam masa hidup reaktor riset. Tujuan lain adalah memantapkan persyaratan-persyaratan dalam aspek-aspek yang terkait dengan supervisi regulatori, manajemen keselamatan, evaluasi tapak, perancangan, operasi dan dekomisioning.
1.5. Persyaratan teknis dan administratif untuk keselamatan reaktor riset ditetapkan sejalan dengan tujuan tersebut di atas. Publikasi Persyaratan Keselamatan ini dimaksudkan untuk digunakan oleh organisasi yang terikat dalam evaluasi tapak, perancangan, pabrikasi, konstruksi, operasi dan dekomisioning reaktor riset, demikian pula oleh Badan Pengawas. LINGKUP
1.6. Persyaratan yang ditetapkan dalam publikasi Persyaratan Keselamatan ini dapat dipakai untuk evaluasi tapak, perancangan, operasi dan dekomisioning reaktor riset, termasuk fasilitas perangkat kritis dan juga dapat diterapkan reaktor riset yang telah ada sejauh dapat dipraktekkan. Fasilitas perangkat subkritis tidak tercakup dalam persyaratan ini.
4
Reaktor riset adalah reaktor nuklir yang digunakan terutama untuk pembangkitan dan
penggunaan fluks neutron dan radiasi pengion untuk keperluan riset, produksi isotop dan keperluan lain, selain pembangkitan energi listrik. Dalam konteks publikasi Persyaratan Keselamatan ini, istilah reaktor riset juga mencakup fasilitas eksperimen dan perangkat kritis.
2
1.7. Untuk maksud publikasi ini, reaktor riset adalah reaktor nuklir yang terutama digunakan untuk pembangkitan dan penggunaan radiasi untuk maksud penelitian dan pengembangan, seperti produksi radioisotop. Definisi ini mengesampingkan reaktor nuklir yang dipergunakan untuk produksi listrik, propulasi kapal, desalinasi atau pemanas distrik. Istilah itu melingkupi inti (teras) reaktor, piranti eksperimen5 dan semua fasilitas lain yang relevan baik dengan reaktor atau pun piranti eksperimen terkait yang terletak pada tapak reaktor. Tindakan keselamatan tambahan mungkin diperlukan dalam beberapa kasus, seperti dinyatakan dalam paragraf 1.9.
1.8. Persyaratan yang ditetapkan dalam publikasi Persyaratan Keselamatan ini membentuk dasar keselamatan reaktor riset dengan potensi bahaya ke publik dan lingkungan terbatas.
1.9. Reaktor riset dengan tingkat daya melebihi beberapa puluh megawatt, reaktor cepat dan reaktor yang menggunakan piranti eksperimen seperti untai tekanan dan temperatur tinggi, sumber neutron dingin dan sumber neutron panas mungkin menyaratkan aplikasi standar reaktor daya dan/atau tindakan keselamatan tambahan (misalnya dalam kasus reaktor yang digunakan untuk pengujian bahan berbahaya). Untuk fasilitas-fasilitas semacam ini, standar yang harus diterapkan, ekstensi aplikasinya dan setiap tindakan keselamatan tambahan yang dibutuhkan disyaratkan untuk diajukan oleh oraganisasi pengoperasi dan menjadi bahan persetujuan oleh Badan Pengawas.
1.10. Semua persyaratan yang ditetapkan di sini seyogyanya diterapkan kecuali jika hl itu dapat dibenarkan bahwa, untuk reaktor riset tertentu, beberapa persyaratan mungkin dapat diabaikan. Untuk setiap kasus tersebut, persyaratan yang diabaikan harus diidentifikasi, dengan pertimbangan asal dan magnitud yang mungkin dari bahaya yang ditampilkan oleh reaktor riset bersangkutan dan aktivitas yang dilakukan. Paragraf 1.14 menetapkan faktor yang perlu
5
Piranti eksperimen adalah piranti yang dipasang di dalam atau di sekitar reaktor untuk
menggunakan fluks neutron dan radiasi pengion dari reaktor untuk penelitian, pengembangan, produksi radioisotop atau kegunaan lain apapun.
3
dipertimbangkan dalam memutuskan apakah beberapa persyaratan tertentu yang ditetapkan di sini dapat diabaikan. PENDEKATAN GRADASI
1.11. Reaktor riset digunakan untuk tujuan khusus dan variatif, seperti penelitian, pelatihan, produksi radioisotop, radiografi neutron dan pengujian bahan. Tujuan-tujuan tersebut memerlukan fitur desain dan rejim operasi yang berbeda. Karakteristik desain dan operasi reaktor riset dapat bervariasi secara signifikan karena penggunaan piranti eksperimen dapat berpengaruh pada kinerja reaktor. Selain itu, fleksibilitas dalam penggunaannya mensyaratkan pendekatan berbeda-beda untuk mengelola dan mencapai keselamatan.
1.12. Kebanyakan reaktor riset memiliki potensi bahaya yang kecil pada masyarakat dibandingkan dengan reaktor daya, tetapi mereka mungkin memiliki bahaya potensial lebih pada operator.
1.13. Lingkup, ekstensi dan rincian analisis keselamatan untuk reaktor riset dengan daya rendah mungkin kurang dibanding yang disyaratkan untuk reaktor riset dengan daya tinggi karena skenario kecelakaan tertentu mungkin tidak berlaku atau mungkin membutuhkan analisis yang terbatas. Sebagai contoh, penelaahan kecelakaan kehilangan air pendingin mungkin berbeda secara signifikan bergantung pada daya dan rancangan reaktor. Paragraf 6.72-6.78 menetapkan
persyaratan
untuk
linngkup,
faktor
dan
proses
yang
dipertimbangkan dalam analisis keselamatan.
1.14. Faktor-faktor yang perlu dipertimbangkan untuk memutuskan apakah persyaratan tertentu yang ditetapkan di sini dapat diabaikan dalam menerapkan pendekatan gradasi mencakup: (a) daya reaktor; (b) suku sumber; (c) jumlah dan pengayaan bahan fisil dan bahan dapat fisi;
4
(d) elemen bahan bakar bekas, sistem tekanan tinggi, sistem pemanasan dan penyimpanan bahan dapat bakar, yang mungkin mempengaruhi keselamatan reaktor; (e) tipe elemen bahan bakar; (f) tipe dan massa moderator, reflektor dan pendingin; (g) besarnya reaktivitas yang dapat diintrodusir dan laju introduksinya, kendali reaktivitas, fitur keselamatan melekat dan tambahan; (h) kualitas struktur sungkup atau cara pengungkungan lain; (i) penggunaan reaktor (piranti eksperimen, uji, eksperimen fisika reaktor); (j) penapakan; (k) kedekatan jarak dengan kelompok populasi. STRUKTUR
1.15. Publikasi Persyaratan Keselamatan ini mencakup semua tahapantahapan penting dalam masa hidup fasilitas reaktor riset, dari evaluasi tapak hingga
perancangan
dan
konstruksi,
komisioning,
operasi,
termasuk
penggunaan dan modifikasi6, dan dekomisioning. Publikasi ini terdiri dari delapan bagian, satu lampiran dan dua tambahan.
1.16. Bagian 2 memperkenalkan tujuan keselamatan umum, konsep dan prinsip keselamatan instalasi nuklir dengan penekanan pada aspek keselamatan radiasi dan keselamatan nuklir untuk reaktor riset. Pustaka [1] menguraikan lebih lengkap isi Bagian ini .
1.17. Bagian 3 berhubungan dengan persyaratan umum untuk supervisi regulatori sejauh hal itu relevan dengan reaktor riset, termasuk yang berhubungan dengnan tahapan proses pelisensian untuk reaktor riset. Bagian
6
Modifikasi adalah perubahan yang dikehendaki atau penambahan pada konfigurasi reaktor
yang ada, dengan kemungkinan menimbulkan implikasi pada keselamatan, diharapkan memungkinan untuk melanjutkan operasi reaktor. Hal ini mungkin melibatkan sistem keselamatan, item atau sistem yang terkait keselamatan, prosedur, dokumentasi atau kondisi operasi.
5
ini diurai lebih lengkap dalam publikasi Persyaratan Keselamatan lain dan Panduan Keselamatan [2-7].
1.18. Bagian 4 berhubungan dengan persyaratan untuk topik yang berkaitan dengan manajemen keselamatan, termasuk jaminan kualitas dan verifikasi keselamatan. Bagian ini melingkupi aspek keselamatan umum instalasi nuklir dan didasarkan pada standar keselamatan IAEA dan publikasi lain yang terkait dengan keselamatan [1,7-10].
1.19. Bagian 5 menetapkan persyaratan yang berhubungan dengan evakuasi dan seleksi tapak reaktor dan berhubungan dengn evaluasi tapak baru dan tapak reaktor yang ada. Bagian ini didasarkan pada publikasi Persyaratan Keselamatan Evaluasi Tapak untuk Instalasi Nuklir [11].
1.20. Bagian 6 menetapkan persyaratan untuk rancangan yang aman dari semua tipe reaktor riset dengan pertimbangan seperti dinyatakan pada paragraf 1.9 7.
1.21. Bagian 7 menetapkan persyaratan untuk operasi aman reaktor riset, termasuk komisioning, perawatan, penggunaan dan modifikasi. Persyaratan dalam bagian ini ditampilkan secara rinci dari sudut pandang kondisi khusus operasi reaktor riset dan kepentingan dari organisasi pengoperasi dan badan pengawas. Bagian ini didasarkan pada pustaka [12-19] dan the Code on the Safety of Research Reactors: Operation, Safety Series No. 35-S2, IAEA, Vienna (1993).
1.22. Bagian 8 menetapkan persyaratan untuk komisioning reaktor riset yang aman dengan dasar pustaka [16].
1.23. Lampiran memberikan daftar kejadian awal terpostulasi terseleksi yang perlu dipertimbangkan dalam analisis keselamatan reaktor riset. 7
Bagian ini didasarkan pada Standar Keselamatan yang telah direvisi, Code on the safety of
Research Reactors: Design, Safety Series No. 35-S1, IAEA, Vienna (1993).
6
1.24. Akhirnya, dua tambahan memberikan daftar fungsi keselamatan sistem keselamatan dan item terkait keselamatan lain yang biasanya tercakup dalam rancangan reaktor riset, dan contoh aspek operational yang perlu mendapat perhatian khusus.
2. TUJUAN, KONSEP DAN PRINSIP KESELAMATAN 2.1. Publikasi dasar-dasar keselamatan untuk keselamatan instalasi nuklir diberikan secara lengkap dalam pustaka [1], sedang proteksi radiasi dan keselamatan sumber radiasi pada pustaka [20]. Dalam dokumen tersebut diberikan tujuan, konsep dan prinsip yang mendasari persyaratan untuk meminimalkan risiko yang terkait dengan instalasi nuklir. TUJUAN KESELAMATAN
2.2. Terdapat tiga tujuan keselamatan instalasi nuklir: yang pertama bersifat umum, sedang yang dua lainnya merupakan pelengkap dan berhubungan dengan proteksi radiasi dan aspek teknis dari keselamatan. Paragraf berikut ini ditulis ulang dari pustaka [1]. “203. Tujuan Keselamatan Nuklir Umum: Melindungi individu, masyarakat dan lingkungan dari kerusakan atau akibat buruk lain dengan menyiapkan dan menjaga sistem pertahanan yang efektif di dalam instalasi nuklir terhadap bahaya radiologis.
“204. Tujuan Keselamatan Nuklir Umum tersebut didukung oleh dua Tujuan Keselamatan pelengkap yang berhubungan dengan proteksi radiasi dan aspek teknis. Ketiganya saling terkait: aspek teknis bersama-sama dengan tindakan administratif dan prosedural menjamin pertahanan terhadap bahaya akibat radiasi pengion.
7
“205. Tujuan Proteksi Radiasi: Menjamin bahwa pada semua keadaan operasi, paparan radiasi di dalam instalasi atau akibat pelepasan bahan radioaktif dari instalasi yang telah direncanakan tetap dijaga di bawah batas ditetapkan dan serendah yang dapat dicapai secara masuk akal serta menjamin mitigasi konsekuensi radiologis akibat kecelakaan apapun.
“206. Tujuan Keselamatan Teknis: Mengambil tindakan praktis yang secara teknis dapat dilakukan untuk mencegah kecelakaan di dalam instalasi dan memitigasi konsekuensi seandainya kecelakaan terjadi; menjamin dengan keyakinan tinggi bahwa untuk semua kemungkinan kecelakaan yang dipertimbangkan dalam desain instalasi, termasuk yang berkemungkinan sangat kecil, setiap konsekuensi radiologis akan kecil dan di bawah batas ditetapkan; dan menjamin bahwa kemungkinan terjadinya kecelakaan dengan konsekuensi radiologis serius adalah sangat rendah.
“207. Tujuan Keselamatan mensyaratkan bahwa instalasi nuklir dirancang dan dioperasikan sedemikian sehingga menjaga semua sumber paparan radiasi di bawah kendali teknis dan administratif yang ketat. Namun, Tujuan Proteksi Radiasi tidak menutup adanya paparan terbatas ke masyarakat atau pelepasan sejumlah bahan radioaktif dari instalasi yang secara legal diizinkan selama operasi normal. Paparan dan pelepasan seperti itu bagaimanapun juga harus dikendalikan secara ketat dan harus sesuai dengan batas operasional dan standar proteksi radiasi.”
2.3. Meskipun berbagai tindakan telah dilakukan untuk membatasi paparan radiasi dalam semua keadaan operasi pada tingkat serendah yang dapat dicapai dan juga telah ada tindakan untuk meminimumkan kemungkinan kecelakaan yang berakibat pada lepas kendali terhadap sumber radiasi, kebolehjadian kecelakaan tetap saja ada, meskipun sangat-sangat kecil. Oleh karena itu, tindakan mitigasi terhadap konsekuensi kecelakaan tetap harus pula disiapkan. Tindakan tersebut di antaranya: fitur keselamatan terekayasa, prosedur dalam-tapak yang ditetapkan oleh organisasi pengoperasi; dan mungkin juga tindakan intervensi luar-tapak yang ditetapkan oleh otoritas berwenang untuk mitigasi paparan radiasi jika kecelakaan terjadi. 8
KONSEP dan PRINSIP KESELAMATAN
2.4. Filosofi keselamatan yang diikuti untuk mencapai tujuan keselamatan seperti dinyatakan dalam paragraf 203-205 pustaka [1] berhubungan dengan konsep pertahanan berlapis (defence in depth) dan prinsip-prinsip keselamatan. Prinsip keselamatan mencakup tiga area: pertahanan berlapis, persoalan manajemen dan teknis. Ketiganya memandang tentang implementasi konsep pertahanan berlapis, pembentukan infrastruktur legislatif dan regulatori, adopsi tindakan-tindakan
untuk
manajemen
dan
verifikasi
keselamatan,
serta
pemakaian prinsip teknis dalam rancangan dan sepanjang masa hidup instalasi. Berikut ini adalah rangkuman konsep dan prinsip keselamatan yang menjadi dasar persyaratan untuk menjamin keselamatan reaktor riset dan pendahuluan bagian-bagian dalam publikasi ini yang menetapkan persyaratanpersyaratan keselamatan untuk reaktor riset. KONSEP PERTAHANAN BERLAPIS 8
2.5. Konsep pertahanan berlapis, seperti yang diaplikasikan dalam semua aktivitas untuk keselamatan, baik organisasional, perilaku atau berhubungan dengan rancangan, menjamin bahwa mereka memiliki sediaan tumpang-tindih sedemikian sehingga jika sebuah kegagalan terjadi, hal itu akan dideteksi dan dikompensasi atau dikoreksi dengan tindakan-tindakan yang tepat. Konsep pertahan berlapis dielaborasi dalam pustaka [21, 23]. Dalam desain dan operasi instalasi, aplikasi konsep pertahanan berlapis memberikan proteksi bertingkat terhadap
berbagai
variasi
transien,
kejadian
operasi
terantisipasi
dan
kecelakaan, termasuk yang diakibatkan oleh kegagalan komponen atau tindakan manusia di dalam instalasi, maupun kejadian yang berasal dari luar instalasi.
8
Konsep diadaptasi untuk reaktor riset dari Safety on Nuclear Power Plants: Design, Safety
Standard Series No. NS-R-1 [22].
9
2.6. Aplikasi konsep pertahanan berlapis dalam perancangan reaktor riset memberikan seri tingkat pertahanan (fitur melekat, peralatan dan prosedur) yang ditujukan untuk pencegahan kecelakaan dan menjamin proteksi yang tepat dalam hal pencegahan tersebut gagal. Meskipun demikian, pertahanan berlapis harus diaplikasikan dengan pertimbangan pendekatan gradasi seperti dinyatakan dalam Bab 1 dan dengan kenyataan bahwa kebanyakan reactor riset dengan daya rendah tidak cocok untuk aplikasi tingkat pertahanan kelima atau bahkan tingkat keempat.
Tingkat pertahanan pertama bertujuan untuk mencegah terjadinya deviasi dari operasi normal dan mencegah kegagalan sistem. Tujuan ini mengarahkan pada persyaratan bahwa instalasi nuklir harus dirancang, dikonstruksi, dioperasikan secara konservatif sesuai dengan tingkat kualitas dan praktek rekayasa yang tepat, seperti misalnya penerapan redundansi, independensi dan keragaman. Untuk mencapai tujuan tersebut, perhatian yang cermat harus dilakukan untuk memilih program perhitungan komputer untuk perancangan dan bahan-bahan, dan mengendalikan pabrikasi komponen, konstruksi, operasi dan perawatan instalasi nuklir.
Tingkat pertahanan kedua bertujuan untuk mengendalikan (dengan deteksi dan intervensi)
deviasi
dari
keadaan
operasi,
seperti
mencegah
kejadian
operasional terantisipasi berkembang menjadi kondisi kecelakaan. Tujuan ini didasarkan pada kesadaran terhadap fakta bahwa beberapa kejadian awal terpostulasi mungkin terjadi pada suatu waktu selama masa hidup reaktor meski telah dilakukan tindakan kehati-hatian untuk mencegahnya. Tingkat pertahanan ini memerlukan tersedianya peralatan atau sistem spesifik, seperti ditentukan dari analisis keselamatan, dan definisi prosedur pengoperasian untuk mencegah atau meminimalkan kerusakan yang diakibatkan dari kejadian awal terpostulasi tersebut.
Untuk
tingkat
pertahanan
ketiga
diasumsikan
bahwa
meskipun
kebolehjadiannya sangat kecil, eskalasi kejadian operasi terantisipasi atau kejadian awal terpostulasi tertentu mungkin tidak dapat dihentikan oleh tingkat pertahanan kedua, sehingga kejadian yang lebih serius dapat berlangsung. 10
Kejadian yang kecil kemungkinannya ini diantisipasi di dalam dasar rancangan reaktor riset yang bersangkutan, fitur keselamatan melekat, desain gagal-aman, peralatan
dan
prosedur
tambahan
disediakan
untuk
mengendalikan
konsekuensinya dan untuk mencapai kondisi yang stabil dan dapat diterima menyusul kecelakaan seperti itu. Hal ini menjadi dasar persyaratan bahwa fitur keselamatan terekayasa harus disediakan. Peralatan ini harus mampu membawa reaktor riset ke keadaan terkendali dan selanjutnya ke keadaan padam aman serta menjaga paling tidak satu barier untuk mengungkung bahan radioaktif.
Tujuan tingkat pertahanan keempat berkaitan dengan kecelakaan yang melampaui dasar rancangan (beyond design basis accident), dan untuk menjamin bahwa pelepasan bahan radioaktif dijaga serendah mungkin. Tujuan terpenting
pada
tingkat
pertahanan
ini
adalah
perlindungan
fungsi
pengungkungan. Tujuan ini dapat dicapai dengan prosedur dan tindakan pelengkap untuk mencegah perkembangan kecelakaan, dan dengan mitigasi konsekuensi dari beberapa kejadian BDBA9 terseleksi, selain dari prosedur darurat dan tindakan intervensi. Perlindungan yang diberikan oleh cara-cara pengungkungan
dapat
didemonstrasikan
dengan
menggunakan
metode
estimasi terbaik.
Tingkat pertahanan kelima dan terakhir disiapkan untuk mengantisipasi pelepasan bahan radioaktif akibat kondisi kecelakaan yang mengakibatkan kegagalan
fungsi
kungkungan.
Hal
ini
menuntut
penyediaan
pusat
pengendalian darurat yang diperlengkapi secara mencukupi dan rencana tanggap darurat dalam-tapak dan luar-tapak.
2.7. Konsep pertahanan berlapis diaplikasikan terutama berdasarkan hasil analisis keselamatan dan penggunaan praktek rekayasa berdasarkan penelitian dan pengalaman operasional. Analisis ini diterapkan dalam perancangan untuk
9
Istilah “kecelakaan parah” atau “manajemen kecelakaan”, seperti didefinisikan dalam Safety
Standards Series No. NS-R-1 [22], tidak digunakan dalam publikasi Persyaratan Keselamatan ini
11
menjamin bahwa tujuan keselamatan telah terpenuhi. Hal ini dapat pula mencakup review kritis sistematik tentang bagaimana cara struktur, sistem dan komponen instalasi nuklir dapat mengalami kegagalan serta mengidentifikasi konsekuensi kegagalan tersebut. Oleh karena itu, analisis keselamatan memeriksa: (1) semua mode operasional normal yang direncanakan dalam instalasi nuklir; dan kinerjanya pada (2) kejadian operasional terantisipasi, (3) kondisi kecelakaan dasar rancangan (DBA) dan (4) sekuensi kejadian yang dapat menggiring pada kondisi kecelakaan melampaui dasar rancangan (BDBA). Persyaratan untuk analisis keselamatan dalam perancangan diberikan pada paragraf 6.72 – 6.78. Analisis ini dikaji secara independen oleh organisasi pengoperasi oleh badan pengawas (paragraf 2.8-2.10). INFRASTRUKTUR LEGISLATIF dan REGULATORI
2.8.
Untuk
instalasi
nuklir
yang
telah
dibangun,
dalam
operasi
atau
direncanakan untuk dibangun (atau dalam modifikasi), infrastruktur hukum disyaratkan untuk dibentuk guna memberikan regulasi terhadap aktivitas dalam bidang nuklir dan untuk penunjukan secara jelas tentang tanggungjawab terhadap
keselamatan.
Pemerintah
bertanggungjawab
untuk
mengadopsi
undang-undang yang menunjuk tanggung jawab utama keselamatan pada organisasi
pengoperasi
dan
membentuk
badan
pengawas
yang
bertanggungjawab atas sistem perizinan (lihat Glosari), untuk pengendalian regulatori aktivitas nuklir dan untuk penegakan regulasi. Prinsip-prinsip ini dituangkan dalam Bagian 3 (prinsip 1 hingga 3) dari Safety of Nuclear Installation [1] dan dikutip di bawah ini:
(1) “Pemerintah harus membentuk kerangka legislatif dan hukum untuk regulasi instalasi nuklir. Dalam kerangka tersebut, harus ada pemisahan tanggung jawab yang jelas antara badan pengawas dan organisasi pengoperasi. (2) “Tanggung jawab utama untuk keselamatan diberikan pada organisasi pengoperasi. (3) “Badan pengawas harus benar-benar independen terhadap organisasi atau badan yang ditugasi untuk promosi atau untuk menggunakan 12
energi nuklir. Badan pengawas harus memiliki tanggung jawab dalam perizinan,
inspeksi
kewenangan,
dan
penegakan
kompetensi
dan
hukum
sumber
dan
daya
harus
memiliki
mencukupi
untuk
menjalankan tugas yang menjadi tanggung jawabnya. Badan pengawas harus tidak mendapat tanggung jawab lain yang akan merancukan atau bertentangan dengan tanggung jawabnya dalam keselamatan”.
2.9. Persyaratan umum untuk memenuhi prinsip-prinsip tersebut diberikan dalam
Legal
Radioactive
and Waste
Governmental and
Infrastructure
Transport
Safety
for
[2].
Nuclear,
Publikasi
Radiation, Persyaratan
Keselamatan ini menetapkan persyaratan-persyaratan untuk pengembangan infrastruktur hukum dalam menetapkan badan pengawas dan tindakan lain untuk mencapai pengendalian regulatori yang efektif atas fasilitas dan aktivitas nuklir.
Fasilitas
dan
aktivitas
tersebut
mencakup
reaktor
nuklir
daya
(Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir, PLTN) dan reaktor nuklir lain seperti halnya reaktor riset (lihat Glosari). Persyaratan tersebut juga berlaku untuk infrastruktur pemerintahan dan hukum secara umum dalam hal keselamatan reaktor riset selama
seleksi
tapak,
perancangan,
konstruksi,
komisioning,
operasi,
pemanfaatan, modifikasi dan dekomisioning.
2.10. Pengendalian dari aspek regulasi terhadap keselamatan dilaksanakan terutama melalui penerbitan dokumen lisensi (izin) resmi dari pemerintah, biasanya per tahapan kegiatan, yang berisi otorisasi untuk melaksanakan kegiatan (proyek) reaktor riset dan memberikan kondisi-kondisi bagi pemegang lisensi10 (lihat Glosari). Tugas utama badan regulasi adalah memutuskan apakah permohonan lisensi dapat dikabulkan atau tidak. Keputusan itu diambil berdasarkan hasil review dan penilaian proposal yang diajukan oleh organisasi pengoperasi. Salah satu cara yang dilakukan oleh organisasi pengoperasi untuk menunjukkan bahwa persyaratan keselamatan telah dipenuhi adalah melalui informasi yang termuat dalam Laporan Analisis Keselamatan (LAK).
10
Pemegang lisensi adalah pemegang lisensi terkini yang dikeluarkan oleh badan pengawas
yang menjamin otorisasi untuk melaksanakan aktivitas tertentu terkait dengan fasilitas reaktor riset. Pemohon menjadi pemegang lisensi setelah menerima lisensi dari badan pengawas.
13
Informasi yangtermuat dalam LAK juga merupakan dasar utama bagi badan pengawas untuk memutuskan perizinan instalasi nuklir dan merupakan persyaratan bagi instalasi nuklir untuk diizinkan dan diinspeksi. Isi LAK mungkin berbeda di antara Negara Anggota tergantung pada sistem perundangan dan hukum yang khas di Negara Anggota tersebut. Bagian 3 menetapkan persyaratan yang harus dipenuhi dalam penyiapan, penyampaian dan evaluasi informasi yang ada di dalam LAK. Dalam persyaratan tersebut dinyatakan bahwa kedalaman informasi dalam LAK harus sesuai dengan bahaya potensial yang terkait dengan instalasi nuklir dimaksud dan tahapan dari proses perizinannya. Panduan untuk memenuhi persyaratan tersebut diberikan dalam Safety Assessment of Research Reactors and Preparation of the Safety Analysis Report [7]. MANAJEMEN KESELAMATAN
2.11.
Manajemen
keselamatan
berhubungan
dengan
semua
prinsip
manajemen pada umumnya, termasuk manajemen personil, yang menjadi dasar untuk tindakan yang disyaratkan dalam menjamin dipertahankannya keselamatan pada tingkat yang dapat diterima sepanjang masa hidup instalasi, termasuk dekomisioning. Titik mula manajemen keselamatan adalah manajer senior pada semua organisasi terkait. “Prinsip-prinsip manajemen keselamatan berlaku secara luas untuk semua organisasi. Jadi, praktek-praktek yang diuraikan
untuk
organisasi
pengoperasi
berlaku,
sejauh
relevan,
untuk
organisasi lain yang memiliki tanggung jawab keselamatan” (pustaka [1], paragraf 402). Prinsip manajemen keselamatan diberikan pada Bagian 4 (Prinsip 4 hingga 8) pustaka [1] dan dikutip di bawah ini:
(1) “Organisasi
yang
terlibat
dalam
aktivitas
yang
penting
untuk
keselamatan harus menetapkan kebijakan yang memberikan hal-hal terkait dengan keselamatan prioritas tertinggi, dan harus menjamin bahwa kebijakan tersebut diterapkan dalam sebuah struktur manajerial yang memberikan secara jelas pembagian tanggung jawab dan jalur komunikasi.
14
(2) “Organisasi
yang
terlibat
dalam
aktivitas
yang
penting
untuk
keselamatan harus menetapkan dan menerapkan program jaminan kualitas yang tepat [lihat catatan kaki 14] yang diberlakukan sepanjang masa hidup instalasi, dari penapakan dan perancangan hingga dekomisioning. (3) “Organisasi
yang
terlibat
dalam
aktivitas
yang
penting
untuk
keselamatan harus menetapkan bahwa tersedia sejumlah staf yang secara tepat dilatih dan diberi kewenangan untuk bekerja dengan prosedur yang telah disetujui dan divalidasi. (4) “Kemampuan dan keterbatasan kinerja manusia harus dipertimbangkan dalam semua tahapan kegiatan sepanjang masa hidup instalasi. (5) “Rencana kedaruratan untuk situasi kecelakaan harus disiapkan dan diujicobakan secara tepat oleh semua organisasi terkait. Kemampuan untuk menerapkan rencana kedaruratan harus dipersiapkan sebelum beroperasinya instalasi.”
2.12. Manajemen keselamatan dalam instalasi dapat berjalan efektif jika organisasi
pengoperasi
menerapkan
dan
mengembangkan
budaya
keselamatan pada tingkat yng tinggi. Budaya keselamatan akan berpengaruh pada tindakan dan interaksi semua individu dan organisasi yang terlibat dalam aktivitas yang berkaitan dengan teknologi nuklir. Konsep budaya keselamatan diuraikan dalam pustaka [8] yang menetapkan kondisi dalam tiga tingkatan: (a) pada tingkat kebijakan; (b) untuk manajer; dan (c) untuk individu. Prinsip lain yang ada dalam paragraf 2.11 mengacu pada tanggung jawab yang lain dari organisasi pengoperasi terhadap keselamatan. Persyaratan umum dan khusus dalam kaitan dengan organisasi dan tanggung jawab, pelatihan pegawai, faktor manusia dan kesiapsiagaan kedaruratan untuk reaktor riset ditetapkan di bagian 4 dan 7.
2.13. Persyaratan-persyaratan umum untuk memenuhi prinsip dalam program jaminan kualitas ditetapkan dalam IAEA Code and Safety Guides on Quality Assurance for Safety in Nuclear Power Plants and Other Nuclear Installations [9] (lihat catatan kaki 14). Sementara beberapa persyaratan ini dituliskan dalam
15
bagian 4, publikasi Persyaratan Keselamatan ini juga mencakup persyaratan khusus jaminan kualitas untuk reaktor riset nuklir.
2.14. Pencegahan kecelakaan merupakan prioritas pertama bagi perancang reaktor dan organisasi perngoperasi. Walau demikian, kecelakaan dapat saja terjadi, meskipun probabilitasnya sangat kecil. Oleh karena itu, organisasi pengoperasi harus menyiapkan hal-hal yang diperlukan untuk menyediakan prosedur efektif dan rencana serta kesiapsiagaan kedaruratan guna mengatasi kecelakaan tersebut. Kemampuan untuk menerapkan rencana kedaruratan harus dilatih secara teratur pada tingkat yang diperlukan untuk menjamin kesiapsiagaan organisasi pengoperasi. Persyaratan untuk rencana kedaruratan diberikan pada bagian 7. VERIFIKASI KESELAMATAN
2.15. Prinsip verifikasi keselamatan dinyatakan dalam pustaka [1] (prinsip 24 dan 25) yang dikutip di bawah ini:
(1) (24)”Organisasi pengoperasi harus melakukan verifikasi dengan cara analisis, pengamatan, pengujian dan inspeksi untuk memastikan bahwa kondisi fisik instalasi dan operasinya berlangsung sesuai dengan kondisi dan batas operasi, persyaratan keselamatan dan analisis keselamatan. (2) (25)”Pengkajian ulang keselamatan instalasi secara sistematik sesuai dengan persyaratan regulatori harus dilaksanakan sepanjang masa hidup operasionalnya, dengan pertimbangan atas pengalaman pengoperasian dan informasi keselamatan terbaru yang signifikan dari semua sumber relevan”.
2.16. Kegiatan dalam pengkajian periodik sistematik mencakup, antara lain tinjau ulang periodik seperti tinjau ulang kaji-diri dan peer review11 untuk 11
Peer review adalah satu tinjau ulang (review) yang dilakukan oleh sebuah tim pakar
independen dengan kompetensi dan pengalaman teknis dalam bidang yang dievaluasi.
16
mengonfirmasi bahwa LAK dan dokumen terkait lain (seperti dokumen untuk batas dan kondisi operasional (BKO), perawatan dan pelatihan) untuk instalasi tetap sahih; atau, jika perlu, untuk membuat perbaikan. Dalam tinjau ulang tersebut, efek kumulatif modifikasi, perubahan prosedur, penuaan komponen, penggunaan umpan balik dari pengalaman operasi dan perkembangan teknis perlu diperhatikan dan hal itu perlu diverifikasi bahwa SSK dan perangkat lunak terseleksi memenuhi persyaratan. Persyaratan spesifik tentang topik-topik tersebut untuk reaktor riset ditetapkan pada bagian 4 (untuk lingkup dan kegunaan umum) dan 7 (untuk masalah operasional). ASPEK TEKNIS dari KESELAMATAN
2.17. Terdapat berbagai prinsip teknis yang penting untuk keberhasilan penerapan teknologi keselamatan pada instalasi nuklir. Prinsip-prinsip tersebut dinyatakan dalam bagian 5 (paragraf 9-23) pustaka [1] dan berkaitan dengan: seleksi dan evaluasi tapak (prinsip 9); perancangan dan konstruksi (prinsip 1015); komisioning (prinsip 16); operasi dan perawatan (prinsip 17-21); pengelolaan limbah radioaktif dan dekomisioning instalasi nuklir (prinsip 22-23). Paragraf berikut ini merangkum prinsip-prinsip tersebut:
2.18. Dari bagian 5 pustaka [1]
(1) “Seleksi tapak harus mempertimbangkan fitur relevan yang akan dapat mempengaruhi keselamatan instalasi, atau dipengaruhi oleh instalasi, dan kelayakan pelaksanaan rencana kedaruratan. Semua aspek harus dievaluasi untuk proyeksi masa hidup instalasi dan di evaluasi ulang seperlunya
untuk
menjamin
kemamputerimaan
secara
Penghakiman didasarkan pada kombinasi kepakaran anggota tim. Tujuan, lingkup dan ukuran tim tinjau ulang disesuaikan dengan topik tinjau ulang. Satu tinjau ulang bukan suatu inspeksi atau
audit
terhadap
standard
tertentu,
akan
tetapi
merupakan
pembandingan
secara
komprehensif antara praktek yang diterapkan oleh organisasi pengoperasi dengan praktekpraktek yang secara internasional telah diterima dengan baik, dan dengan pertukaran pertimbangan pakar.
17
berkesinambungan atas keselamatan faktor-faktor yang terkait dengan tapak.”
Tapak potensial harus dievaluasi untuk faktor-faktor yang
berkaitan dengan
alam dan ulah manusia yang akan berdampak negatif terhadap keselamatan instalasi. Sebaliknya, pengaruh instalasi ke populasi sekitar dan ke lingkungan, seperti akibat penggunaan tanah dan air, harus juga dievaluasi. Dasar seleksi tapak untuk reaktor riset bergantung pada banyak hal, termasuk pada rancangan reaktor dan pemanfaatannya sesuai yang direncanakan. Beberapa reaktor riset daya rendah mungkin hanya menuntut batasan-batasan tapak yang minimal. Reaktor riset yang dirancang untuk mencapai tingkat daya signifikan dan untuk digunakan pengujian eksperimental ekstensif akan memerlukan persyaratan tapak dan rancangan yang lebih ketat, seperti ditetapkan dalam pustaka [1]. Persyaratan umum dan khusus untuk memenuhi prinsip-prinsip di atas ditetapkan pada bagian 5 publikasi ini.
2.19.
Prinsip-prinsip
untuk
perancangan
dan
konstruksi
instalasi
nuklir
ditetapkan pada bagian 5 pustaka [1] dan dikutip ulang di bawah ini:
(1) “Rancangan harus menjamin bahwa instalasi nuklir sesuai untuk operasi yang andal, stabil, dan mudah dikelola. Sasaran utama adalah pencegahan kecelakaan. (2) “Rancangan harus mencakup aplikasi prinsip pertahanan berlapis secara tepat sehingga terdapat beberapa tingkat perlindungan dan barier ganda untuk mencegah pelepasan bahan radioaktif, dan untuk menjamin bahwa kegagalan atau kombinasi kegagalan yang dapat mendorong
pada
konsekuensi
radiologis
signifikan
memiliki
kemungkinan yang sangat kecil. (3) “Teknologi
yang
diterapkan
dalam
rancangan
harus
teruji
atau
terkualifikasi dengan pengalaman atau pengujian atau keduanya. (4) “Pertimbangan secara sistematik terhadap faktor manusia dan antar muka mesin-manusia harus dicakup dalam semua tahap perancangan dan dalam pengembangan persyaratan operasional terkait.
18
(5) “Paparan radiasi ke pekerja tapak dan pelepasan bahan radioaktif ke lingkungan harus dibuat oleh design sehingga serendah mungkin dapat dicapai secara masuk akal. (6) “Pengkajian keselamatan komprehensif dan verifikasi independen harus dilaksanakan untuk memastikan bahwa rancangan instalasi akan memenuhi tujuan dan persyaratan keselamatan, sebelum organisasi pengoperasi menyelesaikan permohoanan izin ke badan pengawas.”
2.20. Untuk menyesuaikan dengan tujuan keselamatan dinyatakan dalam paragraf 2.2, rancangan dan konstruksi instalasi nuklir harus menjamin: (a) batasan paparan radiasi, pelepasan radioaktif dan produksi limbah radioaktif dalam semua keadaan operasional, sejauh mungkin dapat dicapai secara masuk akal; (b) pencegahan kecelakaan yang dapat memberi dampak pada pekerja tapak, masyarakat dan lingkungan; dan (c) pembatasan dan mitigasi konsekuensi kecelakaan jika itu hal terjadi. Sebagai kinsekuensi, rancangan harus menggunakan atau menerapkan:
(a) komponen, sistem dan struktur dengan keandalan tinggi; (b) pertimbangan khusus untuk meminimalkan paparan radiasi ke pekerja; (c) klasifikasi struktur, sistem dan komponen (SSK), termasuk perangkat lunak dan item yang penting untuk keselamatan lain, secara tepat dengan dasar keutamaan pada keselamatannya; (d) kriteria kegagalan tunggal untuk menjamin bahwa tidak ada kegagalan tunggal atau tindakan perawatan tunggal atau tindakan manusia tunggal yang lain yang dapat menggagalkan fungsi keselamatan; (e) fitur untuk meminimalkan kemungkinan kegagalan bersumber dari sebab sama dengan cara independensi, separasi fisik dan keberagaman peralatan; (f) teknologi yang teruji, atau terkualifikasi oleh pengalaman atau pengujian atau keduanya, dan yang memenuhi aturan atau kriteria konservatif dengan marjin keselamatan yang tepat; (g) fitur keselamatan melekat dan terekayasa yang tepat; 19
(h) konsep rancangan gagal-aman sepanjang dapat diaplikasikan.
Beberapa item di atas, seperti (e), (f), (g) dan (h), mungkin tidak dapat berlaku untuk peralatan eksperimental. Rancangan juga harus mempertimbangkan kemampuan kinerja personil pengoperasian dan perawatan. Perhatian pada faktor manusia akan menjamin bahwa instalasi bersifat toleran terhadap kesalahan manusia. Di antara elemen yang tepat untuk meminimalkan kesalahan manusia adalah: aplikasi secara sistematik prinsip-prinsip ergonomi pada sistem rekayasa yang relevan; penyediaan kendali otomatis, sistem peringatan dini dan proteksi; eliminasi tindakan manusia yang merancukan keselamatan; tampilan data secara jelas; dan komunikasi yang andal (lihat juga paragraf 2.23).
2.21. Konstruksi instalasi harus dimulai hanya setelah organisasi pengoperasi telah puas melalui cara verifikasi bahwa hal-hal utama yang terkait dengan keselamatan
dalam
rancangan
telah
diselesaikan;
dan
setelah
badan
pengawas puas, melalui cara tinjau ulang dan pengkajian, atas kecukupan analisis keselamatan yang dilaporkan, dan kecukupan program pengaturan, prosedur dan jaminan kualitas yang diusulkan untuk menerapkan rancangan dalam konstruksi. Dalam konteks ini, yang bertanggung jawab untuk menjamin bahwa konstruksi sejalan dengan rancangan dan dengan program jaminan kualitas tetap berada pada organisasi pengoperasi. Persyaratan umum dan khusus untuk aspek-aspek teknis rancangan dan konstruksi reaktor riset dicakup dalam bagian 6.
2.22. Organisasi pengoperasi harus menetapkan organisasi yang tepat dan cukup untuk mengoperasikan instalasi nuklir yang harus melaksanakan proses komisioning
secara
tepat.
Kegunaan
komisioning
adalah
untuk
mendemonstrasikan bahwa spesifikasi rancangan instalasi telah dipenuhi dan bahwa instalasi yang telah diselesaikan dapat melayani secara memuaskan. Dari bagian 5 pustaka [1]:
(1) “Persetujuan khusus dari badan pengawas harus diperoleh sebelum dimulainya operasi normal dengan dasar analisis keselamatan yang 20
tepat dan program komisioning. Program komisioning harus memberikan bukti bahwa instalasi telah dikonstruksi secara konsisten berdasarkan persyaratan rancangan dan keselamatan. Prosedur pengoperasian harus divalidasi sejauh dapat dipraktekkan sebagai bagian dari program komisioning dengan partisipasi dari calon staf pengoperasi.”
Persyaratan yang berkaitan dengan program komisioning reaktor riset diberikan pada bagian 7.
2.23. Prinsip untuk operasi dan perawatan instalasi nuklir ditetapkan dalam bagian 5 pustaka [1] dan ditulis ulang di bawah ini:
(1) “ Sekumpulan batas dan kondisi operasional yang diturunkan dari analisis keselamatan, pengujian dan sederetan pengalaman operasional harus didefinisikan untuk mengidentifikasi batas-batas aman untuk operasi. Analisis keselamatan, batas dan prosedur pengoperasian harus direvisi sepanjang diperlukan jika instalasi dimodifikasi. (2) “Operasi, inspeksi, pengujia dan perawatan serta fungsi pendukung harus dilaksanakan oleh sejumlah cukup personil yang diberi wewenang dan dilatih secara cukup sesuai dengan prosedur yang disetujui. (3) “Dukungan rekayasa dan teknis dengan kompetensi di semua disiplin yang penting untuk keselamatan harus tersedia selama masa hidup instalasi. (4) “Organisasi pengoperasi harus menetapkan prosedur terdokumentasi dan disetujui sebagai dasar respon operator terhadap kejadian operasional terantisipasi dan kecelakaan. (5) “Organisasi pengoperasi harus melaporkan insiden yang signifikan untuk keselamatan kepada badan pengawas. Organisasi pengoperasi dan badan pengawas harus menetapkan program pelengkap untuk menganalisis pengalaman operasi guna menjamin bahwa pengalaman tersebut telah dipelajari dan dilaksanakan berdasarkannya. Pengalaman seperti itu harus dibagi dengan badan nasional dan internasional lain.”
21
Operasi
instalsi
harus
dikendalikan
sesuai
dengan
sekumpulan
BKO,
diturunkan dari analisis keselamatan, yang mengidentifikasi batas operasi aman. Dukungan teknis berkompeten untuk operasi instalasi harus tersedia. Operasi instalasi harus dilaksanakan oleh personil yang diberi wewenang dan dilatih secara cukup sesuai dengan prosedur operasi tertulis dan teruji untuk operasi normal dan kejadian operasional terantisipasi. Sebuah program jaminan kualitas (lihat catatan kaki 14) harus ditetapkan. Prosedur untuk mengelola kecelakaan harus tersedia di tempat. Instalasi harus secara teratur diinspeksi, diuji dan dirawat sesuai dengan program yang telah disetujui yang diterapkan mengikuti prosedur untuk menjamin bahwa SSK senantiasa tersedia dan dapat dioperasikan sesuai keinginan dan mereka dijaga kemampuannya untuk memenuhi tujuan rancangan dan persyaratan analisis keselamatan. Sebuah program untuk pemanfaatan dan modifikasi instalasi secara aman harus tersedia. Tinjau ulang periodik harus dilakukan untuk menjamin bahwa LAK, BKO dan prosedur pengoperasian tetap sahih, dengan pertimbangan isu operasional terkini seperti hal-hal yang terkait dengan penuaan, pengalaman operasi dan standar keselamatan yang tengah dipakai. Paparan radiasi pada personil
tapak
dan
pelepasan
bahan
radioaktif
ke
lingkungan
harus
diminimalkan dan dikendalikan sejauh dapat dicapai secara masuk akal. Organisasi
pengoperasi
harus
menetapkan
sebuah
program
untuk
pengumpulan dan analisis pengalaman operasi. Informasi yang signifikan untuk keselamatan harus didiseminasikan kepada semua pihak terkait. Persyaratan umum dan khusus untuk operasi dan perawatan reaktor riset nuklir diberikan pada bagian 7.
2.24. Prinsip-prinsip pengelolaan limbah radioaktif dan untuk dekomisioning instalasi nuklir diberikan pada bagian 5 pustaka [1] dan dikutip di bawah ini:
(1) “Pembangkitan limbah radioaktif, dalam hal aktivitas dan volume, harus dipertahankan sekecil mungkin yang dapat dipraktekkan dengan tindakan-tindakan perancangan yan gtepat dan praktek pengoperasian. Pengolahan limbah dan penyimpanan interim harus dikendalikan secara ketat konsisten dengan persyaratan untuk pembuangan akhir aman.
22
(2) “Rancangan
sebuah
mempertimbangkan
instalasi
dan
kebutuhan
untuk
program
dekomisioning
membatasi
paparan
harus selama
dekomisioning hingga serendah mungkin yang dapat dicapai secara masuk
akal.
Sebelum
aktivitas
dekomisioning
dimulai,
program
dekomisioning harus disetujui oleh badan pengawas.”
Persyaratan umum dan panduan untuk manjemen limbah dan dekomisioning instalasi nuklir ditetapkan dalam berbagai dokumen IAEA Safety Standards. Prinsip, konsep dan tujuan manajemen limbah radioaktif ditetapkan dalam pustaka
[17].
Persyaratan
untuk
pembuangan
bahan
radioaktif
dan
pembuangan limbah radioaktif, termasuk dekomisioning, ditetapkan dalam pustaka [14]. Panduan pendukung diberikan pada pustaka [13, 16]. Persyaratan khusus untuk manajemen limbah radioaktif dan untuk hal yang berhubungan dengan dekomisioning reaktor riset dicakup dalam bagian 7 dan 8.
3. SUPERVISI REGULATORI UMUM
3.1. Bagian ini memberikan persyaratan yang berkaitan dengan aspek umum dari infrastruktur pemerintahan dan hukum untuk keselamatan reaktor riset. Persyaratan yang berlaku untuk supervisi regulatori fasilitas nuklir diberikan dalam pustaka [2]. Panduan untuk bagaimana memenuhi persyaratan tersebut diberikan dalam Safety Guide terkait [3-6]. INFRASTRUKTUR HUKUM
3.2. Pemerintah harus menjamin tersedianya infrastruktur hukum yang cukup dan dasar regulatori untuk mengkaji keselamatan reaktor riset. Pemerintah bertanggung jawab untuk mengadopsi legislasi yang diperlukan yang akan menunjuk tanggung jawab utama keselamatan pada organisasi pengoperasi. “Rejim regulatori harus terstruktur dan diberi sumber sesuai dengan besarnya
23
potensi dan sifat bahaya yang dikendalikan” (pustaka 2, paragraf 2.1). Legislasi ini harus memberikan penetapan dan penjagaan badan pengawas “yang harus independen terhadap organisasi atau badan yang ditugasi untuk promasi teknologi nuklir atau bertanggung jawab atas fasilitas atau aktivitas” (pustaka [2], paragraf 2.2(2)),
BADAN PENGAWAS
3.3. Supaya efektif, badan pengawas harus dibentuk dengan kekuatan hukum dan kewenangan yang sah yang diperlukan untuk menjamin bahwa badan pengawas dapat melaksanakan tanggung jawabnya dan memenui fungsinya. Kekuasaan seperti itu pada umumnya mencakup otoritas untuk meninjau ulang dan mengkaji informasi terkait keselamatan yang disampaikan oleh organisasi pengoperasi selama proses perizinan dan untuk menerapkan aturan yang relevan (misalnya dengan menerbitkan, mengamandemen atau mencabut lisensi atau kondisi lisensi), termasuk melaksanakan inspeksi dan audit, mengambil tindakan penegakan dan memberikan informasi kepada otoritas berkompeten lain atau publik dengan informasi secara tepat. PROSES PERIZINAN Umum 3.4. Proses perizinan mungkin bervariasi di antara Negara Anggota tetapi dalam semua kasus tahap-tahap utama proses perizinan untuk reaktor riset nuklir harus mencakup regulasi: (a) evaluasi tapak; (b) perancangan dan konstruksi; (c) komisioning; (d) operasi, termasuk pemanfaatan dan modifikasi12; (e) dekomisioning
12
Meskipun pemanfaatan dan modifikasi reaktor riset adalah aktivitas yang normalnya tercakup
dalam operasi, keduanya dapat dipertimbangkan sebagai tahapan terpisah dalam proses perizinan karena impilkasi keselamatannya memerlukan sejumlah besar kegiatan tinjau ulang dan pengkajian yang diulang beberapa kali selama masa hidup reaktor.
24
3.5. Proses perizinan adalah proses berjalan, dimulai dari tahap evaluasi tapak berlanjut hingga dan mencakup dekomisioning reaktor riset. Sementara proses perizinan bervariasi di antara Negara Anggota, tindakan perizinan formal pertama adalah pemberian wewenang (otorisasi) konsep keselamatan dan rancangan serta penerbitan lisensi konstruksi untuk tapak yang dievaluasi. Dalam beberapa kasus, hanya diterbitkan satu lisensi tunggal untuk proyek, tetapi ada berbagai kondisi disertakan pada lisensi tersebut untuk pengendalian sepanjang urutan tahap-tahap dalam proyek itu (lihat lampiran dalam pustaka [6]). Meski adanya perbedaan dalam praktek-praktek di masing-masing negara, demonstrasi rinci tentang keselamatan dalam bentuk LAK, yang mencakup analisis keselamatan secara lengkap, harus disampaikan koleh organisasi pengoperasi ke badan pengawas. LAK harus ditinjau ualng dan dikaji oleh badan pengawas sebelum proyek diotorisasi untuk dilanjutkan pada tahap berikutnya. Hubungan erat antara badan pengawas dan organisasi pengoperasi harus dipertahankan selama keseluruhan proses supervisi regulatori untuk instalasi yang ditinjau. Laporan Analisis Keselamatan
3.6. LAK harus disiapkan oleh organisasi pengoperasi untuk pembenaran tapak dan rancangan dan harus menjadi dasar untuk operasi reaktor riset secara aman. LAK adalah ikatan yang penting antara organisasi pengoperasi dan badan pengawas karena LAK merupakan dokumen utama untuk perizinan reaktor. LAK harus diperbarui selama masa hidup operasi reaktor dengan dasar pengalaman dan pengetahuan yang diperoleh dan sesuai dengan persyaratan regulatori. Panduan lebih lanjut dalam hal penyiapan dan pengkajian LAK ditampilkan dalam pustaka [7].
3.7. LAK harus memberikan uraian rinci tentang tapak reaktor, reaktor, peralatan eksperimental dan semua fasilitas yang lain dan aktivitas yang memiliki pengaruh pada keselamatan. LAK harus memberikan uraian rinci tentang prinsip keselamatan umum dan kriteria yang diterapkan pada
25
rancangan untuk perlindungan reaktor, personil pengoperasi13, masyarakat dan lingkungan.
LAK
harus
menganalisis
sekuensi
kecelakaan
dan
harus
menguraikan fitur keselamatan yang diterapkan pada rancangan untuk menghindari atau meminimalkan kemungkinan terjadinya kecelakaan, atau untuk
memitigasi
konsekuensinya
melalui
prosedur
perancangan
dan
pengoperasian.
3.8. LAK harus menjadi dasar untuk menetapkan BKO reaktor. LAK juga harus memberikan rincian seperti bagaimana organisasi pengoperasi bermaksud untuk mengorganisir dan menjalankan operasi dan seperti program jaminan kualitas (lihat catatan kaki 14) untuk semua tahap dalam hidup reaktor, termasuk perancangan dan konstruksi. LAK juga harus memberikan rincian rencana kedaruratan dalam reaktor riset.
3.9. Di luar item yang dibicarakan pada paragraf 3.7 dan 3.8, LAK harus mencakup informasi tambahan seperti yang ditetapkan dalam legislasi nasional dan oleh badan pengawas. Panduan tentang informasi yang harus dicakup dalam LAK pada umumnya ditampilkan pada pustaka [7]. Tingkat kerincian informasi yang ditampilkan dalam LAK harus ditentukan sesuai dengan jenis, karakteristik (rancangannya, daya dan tingkat pemanfaatan) dan tapak reaktor. Untuk reaktor yang memiliki tingkat daya lebih tinggi, skenario kecelakaan pada umumnya menuntut uraian yang lebih rinci baik untuk tapak maupun fitur keselamatan untuk perlindungan terhadap setiap pelepasan bahan radioaktif yang signifikan ke lingkungan. Untuk beberapa reaktor (misalnya perangkat kritis atau reaktor daya rendah) persyaratan untuk analisis keselamatan mungkin kurang ekstensif (lihat juga paragraf 1.13). Meskipun demikian, karena LAK adalah satu-satunya dokumen komprehensif yang dibuat terkait dengan keselamatan fasilitas, setiap topik yang dibahas pada paragraf 3.6-3.8 harus dipertimbangkan dalam LAK.
13
Personil pengoperasi mencakup manajer reaktor, supervisor, operator, staf perawatan dan
staf proteksi radiasi.
26
3.10. LAK harus menyitir literatur teknik dalam bentuk acuan yang mungkin diperlukan untuk proses tinjau ulang dan pengkajian mendalam. Bahan acuan tersebut harus tersedia untuk badan pengawas dan harus tidak merupakan bahan terklasifikasi atau terbatas sehingga menghalangi pelaksanaan tinjau ulang dan kajian secara memadai.
Tinjau Ulang dan Pengkajian oleh Badan Pengawas
3.11. Suatu tinjau ulang dan pengkajian informasi (biasanya dalam bentuk LAK) yang dikeluarkan oleh organisasi pengoperasi sebagai pendukung aplikasi lisensi harus dilaksanakan oleh badan pengawas untuk menentukan apakah fasilitas
yang
diusulkan
dapat
ditempatkan,
dikonstruksi,
dikomisioning,
dioperasikan, digunakan, dimodifikasi dan didekomisioning tanpa risiko radiologis berlebihan bagi personil dalam tapak, masyarakat dan lingkungan. Tinjau ulang dan pengkajian harus dilaksanakan sesuai dengan tingkat bahaya yang terkait dengan reaktor riset (lihat juga paragraf 1.11-1,14). Dalam kerangka tujuan umum ini, tinjau ualng dan pengkajian harus memiliki tujuan khusus sebagai berikut:
(a) Untuk menentukan apakah tapak memadai untuk tipe, daya dan penggunaan fasilitas reaktor riset yang diusulkan. (b) Untuk menentukan sebelum konstruksi apakah rancangan fasilitas yang diusulkan (sistem atau modifikasi) memenuhi persyaratan badan pengawas dan untuk memperkuat persyaratan atau kondisi lanjut lain yang mungkin dianggap perlu oleh badan pengawas. (c) Untuk
menentukan
apakah
pemohon
izin
memiliki
kemampuan,
kenadalan, sumber daya, struktur organisasi dan personil berkompeten untuk memenuhi persyaratan regulatori; khususnya, apakah personil yang harus terlisensi untuk bekerja di fasilitas telah menerima pelatihan secara tepat dan cukup dan telah pula memiliki lisensi. (d) Untuk
menentukan
apakah
konstruksi
tetap
konsisten
dengan
persyaratan badan pengawas. (e) Untuk menentukan apakah program komisioning telah cukup dan apakah hasilnya sesuai dengan yang dimaksud dalam rancangan. 27
(f) Untuk
menentukan
apakah
BKO,
termasuk
tindakan
yang
perlu
dilakukan ketika batas keselamatan atau kondisi pembatasan dilanggar, dibenarkan dan konsisten dengan persyaratan regulatori dan apakah tingkat keselamatan yang memadai dapat dijamin. (g) Untuk menentukan apakah operasi, pemanfaatan, dan prosedur untuk modifikasi fasilitas memenuhi persyaratan badan pengawas. (h) Untuk menentukan apakah prosed dekomisioning yang diusulkan memenuhi persyaratan regulatori. (i) Untuk menjamin bahwa semua aktivitas perancangan dan operasional dilaksanakan dengan cara yang memudahkan proses dekomisioning. (j) Untuk
menjamin
bahwa
instrumen
finansial
untuk
dekomisioning
tersedia. (k) Untuk menentukan apakah laporan rangkuman periodik dan laporan insiden telah sesuai dengan persyaratan regulatori. (l) Untuk
menentukan
sistematik
telah
pertimbangan
apakah cukup
tentang
pengkajian
komprehensif
pengalaman
ulang dan
operasi
keselamatan apakah
dan
telah
informasi
yang ada terkait
keselamatan terbaru.
3.12. Jadwal untuk penyampaian dokumen untuk bahan tinjau ulang dan kajian yang menetapkan tahapan yang tepat dalam proses perizinan disetujui sejak awal. Kriteria Penerimaan
3.13. Setiap negara harus mengembangkan pendekatannya sendiri tentang kriteria penerimaan bergantung pada infra struktur regulatori dan hukum. Kriteria penerimaan yang dipilih dengan dasar prinsip perancangan dan pengoperasian yang aman harus tersedia pada organisasi pengoperasi. Inspeksi dan Penegakan Aturan
3.14. Paragraf 5.12 dan 5.13 pada pustaka [2] menetapkan persyaratan umum untuk inspeksi dan penegakan aturan. 28
3.15. Badan pengawas harus menetapkan program inspeksi yang terencana dan sistematik. Lingkup program dan frekuensi inspeksi harus sesuai dengan bahaya potensial dari reaktor riset bersangkutan.
3.16. Jika ada bukti penyimpangan dari tingkat keselamatan, atau dalam hal pelanggaran serius yang menurut pertimbangan badan pengawas dapat berakibat pada bahaya radiologis yang nyata bagi pekerja, masyarakat atau lingkungan, badan pengawas harus meminta organisasi pengoperasi untuk menghentikan aktivitasnya dan melakukan tindakan lanjut yang diperlukan untuk mengembalikan keadaan pada tingkat keselamatan yang semestinya. Dalam kasus kejadian berkelanjutan, terus-menerus atau ketidaksesuaian serius, badan pengawas harus langsung meminta organisasi pengoperasi untuk menghentikan
aktivitasnya
dan
mungkin
menangguhkan
atau
bahkan
menganulir kewenangan organisasi pengoperasi.
4. MANAJEMEN DAN VERIFIKASI KESELAMATAN TANGGUNG JAWAB ORGANISASI PENGOPERASI
Umum 4.1. Organisasi pengoperasi harus menjadi pihak yang memiliki tanggung jawab utama atas keselamatan reaktor riset sepanjang masa hidup reaktor tersebut, dari awal proyek yang berupa evaluasi dan pemilihan tapak, perancangan dan konstruksi,
hingga
komisioning,
operasi,
pemanfaatan,
modifikasi
dan
dekomisioning. Untuk menjamin kesungguhan dan kepedulian pada semua tingkat pegawai dalam pencapaian dan penjagaan keselamatan, maka organisasi pengoperasi harus:
29
(a) menetapkan
dan
mengimplementasi
kebijakan
keselamatan
dan
menjamin bahwa hal-hal yang terkait dengan keselamatan mendapat prioritas tertinggi; (b) secara jelas mendefinisikan tanggungjawab dan akuntabilitas sesuai dengan jalur kewenangan dan jalur komunikasi organisasi; (c) menjamin bahwa organisasi memiliki staf yang telah menempuh pendidikan dan latihan pada semua tingkat yang tepat; (d) mengembangkan prosedur dan menerapkan secara tegas prosedur untuk semua aktivitas yang mempengaruhi keselamatan, menjamin bahwa manajer dan supervisor memelopori dan mendukung praktek keselamatan yang baik sekaligus memperbaiki praktek keselamatan yang buruk; (e) melakukan tinjau ulang, pemantauan dan audit semua hal yang berkaitan dengan keselamatan secara teratur serta melakukan tindakan perbaikan secara teapt jika diperlukan; (f) berkomitmen pada budaya keselamatan melalui pernyataan kebijakan keselamatan
dan
tujuan
keselamatan
yang
disiapkan
dan
didiseminasikan ke serta dipahami oleh seluruh pegawai.
Fungsi
dan
tanggung
jawab
organisasi
pengoperasi
untuk
menjamin
keselamatan dalam setiap tahap di atas diberikan pada paragraf 2.11-2.23 dan juga di bagian 4 ini. Persyaratan khusus diberikan pada bagian 5 (lihat paragraf 5.2, 5.40), bagian 6 (paragraf 6.4), bagian 7. Persyaratan untuk penyiapan dekomisioning diberikan pada bagian 8 (lihat paragraf 8.7). Interaksi Antara Badan Pengawas dengan Organisasi Pengoperasi
4.2. Organisasi pengoperasi harus mendomenstrasikan pada badan pengawas bahwa tanggung jawabnya terhadap keselamatan pada semua tahap dalam masa hidup reaktor akan dilaksanakan. Setiap kali memasuki perubahan tahapan, organisasi pengoperasi harus menyampaikan bukti berupa laporan terperinci, yang mencakup analisis keselamatan, untuk ditinjau ulang dan dikaji oleh badan pengawas sebelum proyek diizinkan untuk dilanjutkan pada tahap berikutnya. 30
4.3. Organisasi pengoperasi harus menyampaikan kepada badan pengawas setiap informasi yang disyaratkan tepat waktu. Organisasi pengoperasi harus bertanggung
jawab
untuk
melakukan
pengaturan
dengan
penjual
guna
menjamin ketersediaan setiap informasi yang diminta oleh badan pengawas. Organisasi pengoperasi juga harus bertanggung jawab menerangkan pada badan pengawas setiap informasi baru yang berkaitan dengan reaktor riset dan setiap adanya perubahan terhadap informasi yang telah dikirim sebelumnya.
4.4. Format dan isi dokumen yang disampaikan kepada badan pengawas oleh organisasi pengoperasi untuk mendukung aplikasi lisensi harus didasarkan pada persyaratan yang diberikan pada paragraf 3.6-3.10. Badan pengawas dapat meminta informasi tambahan, tergantung pada praktek-praktek regulatori di masing-masing Negara Anggota. JAMINAN KUALITAS 14
4.5. Pembuatan, manajemen, pelaksanaan dan evaluasi program jaminan kualitas untuk reaktor riset dan eksperimen terkait merupakan hal yang sangat penting
untuk
menjamin
keselamatan.
Organisasi
pengoperasi
harus
membentuk dan mengimplementasikan kinerja berbasis program jaminan kualitas untuk reaktor riset pada tahap-tahap evaluasi tapak, perancangan, konstruksi, komisioning, operasi, pemanfaatan, modifikasi dan dekomisioning. Secara
khusus,
semua
aktivitas
operasional
yang
berkaitan
dengan
keselamatan , seperti disebutkan dalam Tambahan II, termasuk dekomisioning, harus dicakup oleh persyaratan jaminan kualitas yang tepat.
14
IAEA saat ini tengah merevisi standar keselamatan dalam area jaminan kualitas yang telah
diterbitkan sebelumnya sebagai Safety Series No. 50-C/SG-Q (1996). Revisi publikasi Persyaratan Keselamatan akan mencakup manajemen sistem untuk proteksi dan keselamatan dalam fasilitas nuklir dan dalam aktivitas yang melibatkan penggunaan radiasi pengion. Istilah “manajemen sistem” telah diadopsi dalam draft revisi untuk menggantikan istilah “jaminan kualitas” dan “program jaminan kualitas”. Perubahan ini melingkupi semua aspek manajemen fasilitas nuklir seperti reaktor riset, dan membawa keselamatan, kesehatan, lingkungan serta persyaratan jaminan kualitas bersama dalam satu sistem terpadu.
31
4.6. Organisasi pengoperasi harus mengembangkan program jaminan kualitas untuk semua tahap dalam masa hidup reaktor riset pada waktu yang konsisten dengan jadwal pelaksanaan aktivitas terkait. Khususnya, aktivitas untuk investigasi tapak, yang pada umumnya dimulai jauh sebelum pembentukan proyek, harus dicakup oleh program jaminan kualitas.
4.7. Persyaratan-persyaratan untuk program jaminan kualitas telah dibuat dan tujuan, prinsip serta panduan diberikan pada pustka [9]. Tujuan, prinsip dan panduan seperti tercantum pada pustaka [9] harus dipertimbangkan dalam penyiapan
program
jaminan
kualitas
untuk
reaktor
riset
dengan
cara
pendekatan gradasi berdasarkan keutamaan setiap item pada keselamatan, layanan dan proses. Pendekatan gradasi harus duadopsi untuk mencerminkan perbedaan-perbedaan dalam aplikasi persyaratan jaminan kualitas untuk reaktor riset. Ekstensi rincian program jaminan kualitas yang disyaratkan untuk reaktor riset atau eksperimen tertentu harus didasarkan pada bahaya potensial reaktor atau eksperimen tersebut (lihat paragraf 1.11, 1.14) dan harus memenuhi
persyaratan
badan
pengawas.
Panduan
lebih
lanjut
untuk
pendekatan gradasi untuk program jaminan kualitas diberikan pada pustaka [10].
4.8. Program jaminan kualitas harus ditinjau ulang dan disetujui pada tingkat manajemen yang tepat dalam organisasi pengoperasi dan harus disampaikan kepada badan pengawas. Penyediaan program jaminan kualitas harus didasarkan pada tiga prinsip fungsional:
(a) Manajer menyiapkan rencana, arahan, sumber daya dan dukungan sehingga tujuan keselamatan dapat tercapai. (b) Pegawai melaksanakan pekerjaan sehingga tujuan tercapai. (c) Kajian independen dilaksanakan oleh pegawai atau badan di luar organisasi
pengoperasi
untuk
manajemen dan kinerja pekerjaan. Manajemen
32
mengevaluasi
efektivitas
proses
4.9. Manajemen harus memberikan dan memperlihatkan dukungan untuk implementasi program jaminan kualitas yang efektif dalam semua area pekerjaan.
Aspek
manajemen
dalam
program
jaminan
kualitas
harus
mencakup:
(a) pernyataan kebijakan organisasi tentang jaminan kualitas; (b) struktur organisasi; (c) tanggung jawab fungsional; (d) persyaratan untuk pelatihan, kualifikasi dan sertifikasi; (e) tingkat kewenangan dan antar muka di antara pihak yang mengelola, melaksanakan dan mengevaluasi keberhasilan pekerjaan. Pelaksanaan
4.10. Pada semua tahap sepanjang masa hidup reaktor riset, pekerjaan harus direncanakan dan dilaksanakan sesuai dengan aturan yang telah ditetapkan, standar, spesifikasi, prosedur dan kendali administratif. Item dan layanan yang penting untuk keselamatan harus dispesifikasikan dan dikendalikan untuk menjamin penggunaannya, perawatannya dan konfigurasinya secara baik.
4.11. Item dan layanan yang dibeli harus dijamin memenuhi persyaratan yang ditetapkan dan berfungsi sesuai spesifikasi. Pemasok harus dievaluasi dan diseleksi berdasarkan kriteria yang ditetapkan. Persyaratan untuk melaporkan penyimpangan dari spesifikasi pengadaan harus ditentukan dalam dokumen pengadaan. Bukti bahwa item dan jasa yang dibeli memenuhi spesifikasi pengadaan harus tersedia untuk keperluan verifikasi sebelum item tersebut digunakan atau jasa tersebut diberikan. Pengkajian
4.12. Manajemen pada semua tingkat harus secara periodik mengkaji proses yang
menjadi
tanggung
jawabnya
untuk
menentukan
efektivitas
dalam
pencapaian tujuan keselamatan nuklir. Kelemahan-kelemahan dalam proses harus diidentifikasi dan diperbaiki. 33
4.13. Pengkajian independen harus dilakukan atas nama manajemen untuk mengukur efektivitas proses manajemen dan keberhasilan pekerjaan yang dilakukan, untuk memantau kualitas item dan jasa, dan untuk mendorong perbaikan. Personil yang melaksanakan pengkajian independen harus bukan personil yang secara langsung terlibat dalam pekerjaan yang dikaji. VERIFIKASI KESELAMATAN
Pengkajian Keselamatan
Organisasi
pengoperasi
harus
melakukan
pengkajian
keselamatan
komprehensif untuk mengonfirmasi bahwa persyaratan desain yang ditetapkan di awal proses desain telah dipenuhi. Dasar pengkajian ini adalah data dari analisis keselamatan (lihat paragraf 2.7) dan informasi dari sumber lain seperti hasil riset serta pengalaman operasional sebelumnya. Pengkajian keselamatan ini harus menjadi bagian dari proses perancangan, dengan iterasi yang dilakukan antara aktivitas perancangan dan aktivitas analitis konfirmatif dan dengan
peningkatan
dalam
lingkup
dan
tingkat
kerincian
pengkajian
keselamatan sejalan perkembangan perancangan. Berbagai metode telah dikembangkan untuk mengkaji apakah tujuan keselamatan terpenuhi. Panduan lebih lanjut dalam pemenuhan persyaratan tersebut diberikan dalam pustaka [7]. Pengkajian keselamatan harus dilakukan sepanjang masa hidup reaktor dan hal itu harus dilakukan sesuai dengan besar potensi dan karakteristik bahaya yang terkait dengan fasilitas atau aktivitas tertentu (lihat paragraf 5.7 pada pustaka [2]). Panitia Keselamatan
4.15. Satu atau lebih grup penasihat reaktor atau penitia keselamatan yang independen terhadap manajer reaktor15 harus dibentuk untuk memberikan 15
Manajer reaktor adalah anggota manajemen reaktor padanya diberikan tanggung jawab dan
wewenang langsung untuk operasi reaktor riset secara aman oleh organisasi pengoperasi dan
34
saran kepada organisasi pengoperasi dalam hal: (a) aspek yang relevan dengan keselamatan reaktor dan keselamatan penggunaannya, dan (b) pengkajian keselamatan dalam hal rancangan, komisioning dan operasional. Salah satu penitia juga harus memberikan saran kepada manajer reaktor (lihat juga paragraf 7.25, 7.26). Anggota grup seperti itu harus pakar dalam bidang yang berbeda yang terkait dengan operasi dan perancangan reaktor. Disarankan pula untuk melibatkan pakar dari luar (dari luar organisasi pengoperasi) dalam panitia keselamatan. Tergantung dari kompleksitas operasi yang harus dilakukan pada reaktor riset, satu dari kelompok penasehat dapat berasal dari luar organisasi pengoperasi. Fungsi, komposisi dan tolok ukur panitia tersebut harus didokumentasikan dan, jika disyaratkan, disampaikan ke badan pengawas. Daftar item yang harus ditinjau ulang oleh panitia keselamatan harus juga ditetapkan. Daftar seperti itu harus mencakup antara lain data sebagai berikut:
(a) usul perubahan BKO yang tertera dalam lisensi untuk fasilitas; (b) usul pengujian baru, eksperimen, peralatan, sistem atau prosedur yang memiliki kaitan signifikan dengan keselamatan; (c) usul modifikasi pada item yang penting untuk keselamatan dan perubahan dalam eksperimen yang berimplikasi pada keselamatan; (d) pelanggaran BKO, kondisi dalam lisensi dan prosedur yang penting akibatnya pada keselamatan; (e) rancangan elemen bahan bakar nuklir16, termasuk komposisi kimianya, dan elemen pengendali reaktivitas; (f) kejadian yang harus dilaporkan atau yang telah dilaporkan ke badan pengawas; (g) tinjau ulang periodik tentang kinerja operasi dan kinerja keselamatan fasilitas; (h) laporan pelepasan rutin bahan radioaktif ke lingkungan;
yang tugas utamanya mencakup pelaksanaan tanggung jawab tersebut (lihat paragraf 7.1, 7.11). 16
Elemen bahan bakar nuklir adalah elemen yang berisi bahan nuklir fisil dan dapat-fisi yang
digunakan dalam teras reaktor riset dengan tujuan pembangkitan neutron.
35
(i) laporan dosis radiasi personil di fasilitas dan masyarakat. Pengkajian-diri dan peer review
4.16 Dalam rangka penerapan prinsip-prinsip verifikasi keselamatan (lihat paragraf 2.15-2.16) organisasi pengoperasi harus melaksanakan tinjau ulang komprehensif secara periodik tentang persoalan yang berkaitan dengan operasi dan aktivitas terkait keselamatan. Strategi tinjau ulang dan faktor keselamatan yang dievaluasi harus disetujui atau disepakati oleh badan pengawas. Tinjau ulang terutama akan ditujukan untuk mengidentifikasi dan memecahkan problem yang berhubungan dengan keselamatan dan kinerja serta untuk meningkatkan keselamatan, jika perlu (lihat juga paragraf 7.108-7.110).
5. EVALUASI TAPAK EVALUASI AWAL dan SELEKSI TAPAK
Tujuan
5.1. Tujuan keselamatan utama pada tahap evaluasi tapak untuk reaktor riset adalah perlindungan publik dan lingkungan terhadap konsekuensi radiologis pelepasan bahan radioaktif pada operasi normal dan saat kecelakaan. Untuk itu, informasi harus dikumpulkan secara lengkap dan rinci untuk mendukung analisis keselamatan dan menunjukkan bahwa fasilitas reaktor riset akan dapat dioperasikan secara aman pada tapak yang dipilih. Untuk reaktor riset dengan daya rendah, jumlah rincian yang harus diberikan dapat dikurangi secara signifikan di bawah yang dipersyaratkan untuk reaktor daya menengah dan tinggi (lihat juga paragraf 1.11-1.14). Hasil-hasil evaluasi tapak harus didokumentasikan dan dilaporkan secara cukup rinci untuk memudahkan tinjau ulang oleh badan regulasi. Informasi itu menjadi bagian pertama dari dokumen Laporan Analisis Keselamatan (LAK).
36
5.2. Evaluasi tapak harus menetapkan batas area tapak (lihat Glosari) yang ada di bawah kendali organisasi pengoperasi, dan hak hukumnya di dalam area tersebut. Setiap aktivitas yang tidak terkait dengan operasi reaktor riset tetapi diizinkan
dalam
batas
tapak
harus
dievaluasi
dan
diberikan
alasan
pembenarannya. Dalam evaluasi kecocokan suatu tapak tertentu untuk reaktor riset yang akan dibangun, karakteristik tapak yang memiliki pengaruh pada aspek keselamatan reaktor harus diinvestigasi dan dikaji oleh organisasi pengoperasi.
Tujuan
pengkajian
tersebut
adalah
untuk
menunjukkan
bagaimana karakteristik tapak itu akan mempengaruhi kriteria rancangan dan kriteria operasi fasilitas serta untuk menunjukkan ketepatan karakteristik tapak dalam hal dampaknya terhadap keselamatan. 5.3. Dalam mengevaluasi kecocokan tapak untuk reaktor riset, beberapa aspek berikut perlu diperhatikan:
(a) efek kejadian eksternal yang mungkin berlangsung di dalam area tapak (kejadian dapat berasal dari alam atau akibat perbuatan manusia); (b) karakteristik tapak dan lingkungannya yang dapat mempengaruhi perpindahan bahan radioaktif terlepas ke manusia; (c) densitas populasi dan distribusi populasi serta karakteristik yang lain di tepi tapak yang mungkin akan terpengaruh oleh tindakan darurat dan kebutuhan untuk evaluasi risiko pada individu dan populasi; (d) fasilitas nuklir lain di dalam tapak; (e) kemampuan pembuangan panas akhir di dalam tapak.
5.4. Jika evaluasi tapak untuk kelima faktor di atas, termasuk perubahan yang diperkirakan,
mengindikasikan
bahwa
tapak
tidak
dapat
diterima
dan
kekurangan-kekurangan tapak tersebut tidak dapat dikompensasi dengan cara melengkapi fitur rancangan tertentu, tindakan perlindungan tapak atau prosedur administratif, tapak harus diputuskan tidak cocok. (Fitur rancangan dan tindakan perlindungan tapak merupakan cara yang paling disukai untuk mengkompensasi kekurangan). KRITERIA UMUM UNTUK EVALUASI TAPAK
37
5.5. Karakteristik tapak yang berpengaruh pada keselamatan reaktor riset harus diinvestigasi dan dikaji. Karakteristik lingkungan di daerah tersebut yang mungkin terpengaruh oleh konsekuensi radiologis potensial akibat pelepasan bahan radioaktif dari reaktor dalam kondisi normal dan kecelakaan harus diinvestigasi. Semua karakteristik tersebut harus dipantau dan diamati sepanjang masa hidup reaktor.
5.6. Bahaya yang bersumber dari kejadian eksternal (atau kombinasi kejadian) harus diseleksi untuk dipertimbangkan dalam desain reaktor. Kombinasi kejadian eksternal dengan kejadian operasional terantisipasi atau kondisi DBA harus dipertimbangkan untuk kasus-kasus pada saat kejadian operasional ternatisipasi atau DBA disebabkan oleh kejadian eksternal dan pada saat diperlukan untuk mempertimbangkan kejadian eksternal yang berlangsung lama (seperti banjir) atau kejadian yang pemulihannya memerlukan waktu lama.
5.7. Dalam analisis kecocokan tapak, pertimbangan harus diberikan pada halhal seperti penyimpanan dan transpor bahan bakar segar, bahan bakar bekas dan limbah radioaktif.
5.8. Potensi interaksi antara efluen nuklir dan non-nuklir, seperti interaksi panas atau kimia pada bahan radioaktif di dalam efluen cair, perlu dipertimbangkan.
5.9. Untuk setiap tapak yang diusulkan, konsekuensi radiologis potensial harus dievaluasi untuk penduduk di daerah itu, baik untuk operasi normal maupun kecelakaan, termasuk keadaan yang mengharuskan dilakukannya tindakan darurat
5.10. Tapak yang diusulkan harus diinvestigasi secara cukup untuk hal-hal yang menyangkut
semua
karakteristik
tapak
yang
dapat
mempengaruhi
keselamatan, baik secara alami maupun kejadian yang terinduksi oleh manusia.
5.11. Informasi dan catatan pra-sejarah, sejarah dan instrumental, sejauh dapat diterapkan, tentang kejadian dan kedahsyatan fenomena alam penting maupun
38
kejadian akibat perbuatan manusia di daerah tersebut harus dikumpulkan dan dianalisis secara teliti untuk memperoleh data yang andal, akurat dan lengkap.
5.12. Dalam mengevaluasi tapak untuk konsekuensi radiologis yang mungkin pada keadaan operasional maupun kecelakaan yang dapat mendorong dilakukannya tindakan kedaruratan, estimasi yang tepat perihal pelepasan bahan radioaktif yang potensial dan yang diharapkan, dengan pertimbangan rancanagn reaktor dan fitur keselamatan, harus dilakukan. Estimasi ini harus dikonfirmasi ketika rancangan dan fitur keselamatannya telah ditetapkan.
5.13. Daerah tapak yang diusulkan harus dipelajari untuk evaluasi distribusi populasi saat ini dan proyeksi di masa datang karena hal tersebut dapat mempengaruhi konsekuensi pelepasan bahan radioaktif ke individu atau populasi secara keseluruhan (lihat juga paragraf 5.37). Jika perlu, tindakan yang tepat harus diambil untuk menjamin bahwa risiko keseluruhan yang terkait dengan reaktor riset diusulkan pada tapak tetap rendah.
5.14. Sebelum konstruksi reaktor riset dimulai, harus dikonfirmasi bahwa tidak ada masalah besar yang harus diantisipasi dalam penyusunan rencana kedaruratan luar-tapak yang dilakukan sebelum reaktor beroperasi (lihat juga Lampiran). Gempa Bumi
5.15. Ancaman bahaya pada tapak akibat gempa bumi yang dipicu oleh pergerakan
tanah
harus
dikaji,
dengan
pertimbangan
karakteristik
seismotektonik daerah tersebut dan kondisi khusus tapak. Berbagai metode dapat dipergunakan untuk menentukan bahaya gempa bumi. Ketidakpastian dalam
metode
harus
dipertimbangkan
dalam
mendapatkan
parameter
pergerakan tanah sebagai dasar rancangan.
5.16. Ekstensi dan tingkat kedalaman investigasi tapak untuk menentukan parameter pergerakan tanah sebagai dasar rancangan akan tergantung pada instalasi yang akan dibangun. Untuk instalasi yang lebih kecil dengan potensi 39
konsekuensi radiologis ke masyarakat minimal, lebih dikehendaki (dan efektifbiaya) untuk membatasi investigasi tapak dan cenderung menggunakan nilai konservatif untuk parameter dasar rancangan. Konservatisme diperlukan karena pada umumnya ketidakpastian lebih besar ketika investigasi kurang rinci.
Patahan Permukaan
5.17. Jika ada bukti patahan permukaan atau jika ada bukti yang kurang cukup bahwa patahan permukaan tidak terjadi di daerah yang dipelajari, fenomena ini harus diinvestigasi. Jika tapak berada di zona patahan permukaan yang memiliki potensi pergerakan tanah relatif pada atau dekat permukaan tanah (yaitu jika patahan dapat terjadi) yang signifikan, tapak harus dinyatakan tidak cocok kecuali jika analisis rinci membuktikan bahwa solusi rekayasa akan dapat mengatasinya.
KEJADIAN METEOROLOGI EKSTRIM DAN JARANG
Nilai Ekstrim Fenomena Meteorologis
5.18. Fenomena meteorologi berikut harus didokumentasikan dalam periode waktu yang cukup untuk mengevaluasi nilai ekstrimnya: angin, hujan, salju, temperatur tinggi dan rendah dan badai. Luaran evaluasi tapak harus diuraikan dengan cara yang cocok untuk tujuan perancangan. Kejadian Meteorologi Jarang
Tornado 5.19. Potensi terjadinya tornado dan lemparan benda yang mengikutinya harus dievaluasi untuk daerah yang dimaksud, bersama-sama dengan ancaman bahaya akibat fenomena tersebut.
40
Siklon tropis 5.20. Potensi terjadinya siklon tropis dan lemparan benda yang mengikutinya harus dievaluasi untuk daerah yang dimaksud, bersama-sama dengan ancaman bahaya akibat fenomena tersebut. BANJIR
Banjir akibat presipitasi dan sebab lain 5.21. Potensi terjadinya banjir akibat hujan dan air tinggi yang mempengaruhi keselamatan riset reaktor harus dievaluasi untuk daerah tersebut.
5.22. Untuk tapak yang berada di daerah pantai, potensi banjir akibat kombinasi laut pasang, tekanan atmosfer sangat rendah, efek angin dan ombak seperti yang diakibatkan oleh siklon, harus dievaluasi. Ombak 5.23. Potensi terjadinya tsunami yang dapat mempengaruhi keselamatan reaktor riset harus divaluasi untk daerah itu. Banjir dan ombak yang disebabkan oleh kegagalan struktur pengendalian air
5.24. Informasi yang berkaitan dengan struktur aliran hulu untuk pengendalian air harus dievaluasi guna menentukan apakah reaktor riset mampu bertahan terhadap efek kegagalannya.
BAHAYA GEOTEKNIK
Ketakstabilan kemiringan
5.25. Potensi terjadinya ketakstabilan kemiringan (seperti longsor tanah, bebatuan dan runtuhan salju) yang dapat mempengaruhi keselamatan reaktor riset harus dievaluasi untuk tapak dan daerah di dekatnya.
41
Kolaps, subsidens atau pengangkatan permukaan tapak
5.26. Potensi terjadinya kolaps, subsidens atau pengangkatan permukaan tapak harus dievaluasi. Pencairan tanah
5.27. Potensi terjadinya pencairan bahan di bawah permukaan tanah pada tapak yang diusulkan harus dievaluasi. Sifat bahan fondasi
5.28.
Karakteristik
geoteknik
bahan
bawah
permukaan
tanah
dan
ketidakpastiannya harus diinvestigasi dan profil tanah pada tapak harus disusun dalam bentuk yang cocok untuk dipergunakan dalam perancangan.
Fenomena alam penting lain dan kondisi ekstrim
5.29. Data historis tentang fenomena yang mempunyai potensi pengaruh terhadap keselamatan reaktor riset, seperti data volkanologi, angin kuat, frekuensi dan kedahsyatan petir, badai pasir, hujan besar, salju, es, harus dikumpulkan dan dievaluasi. BAHAYA EKSTERNAL TERINDUKSI MANUSIA
Tumbukan pesawat terbang
5.30. Potensial untuk tumbukan pesawat terbang harus dievaluasi, termasuk tumbukan,
kebakaran
dan ledakan pada tapak, dengan pertimbangan
karakteristik lalu lintas udara saat ini dan akan datang, lokasi dan tipe bandar udara, dan karakteristik pesawat terbang, termasuk pesawat terbang dengan izin khusus untuk terbang di atas atau dekat dengan fasilitas seperti pesawat terbang dan helikopter pemadam kebakaran.
42
Ledakan kimiawi
5.31. Aktivitas di daerah tapak yang melibatkan penanganan, pemrosesan, pengangkutan dan penyimpanan bahan kimia yang potensial menyebabkan ledakan atau pembangkitan awan gas yang mampu menimbulkan deflagrasi atau detonasi, harus diidentifikasi. Kejadian terinduksi manusia penting lain
5.32. Setiap fasilitas di daerah yang berdekatan dengan tapak yang menyimpan, memroses, mengangkut atau menangani bahan dapat terbakar, toksik, korosif atau radioaktif yang dapat mempengaruhi keselamatan reaktor, harus diidentifikasi. PERSYARATAN KHUSUS UNTUK KARAKTERISASI DAERAH YANG DIPERTIMBANGKAN
Dispersi bahan radioaktif di atmosfer
5.33.
Deskripsi
meteorologi
untuk
daerah
tapak,
termasuk parameter
meteorologi dasar dan fenomena, harus disiapkan. Data untuk paling tidak satu tahun representatif harus ditampilkan, bersama-sama dengan setiap data lain yang mungkin tersedia dari sumber lain. Data yang terkumpul harus merepresentasikan secara teapt kondisi meteorologi lokal. Ekstensi data tersebut untuk representasi karakteristik meteorologi jangka panjang di daerah tersebut
harus
diindikasikan.
Informasi
ini
dapat
diperoleh
dengan
membandingkan data untuk tapak dengan data jangka panjang dari stasiun meteorologi di daerah sekitar.
5.34. Dengan dasar data yang diperoleh dari investigasi di daerah termaksud, dispersi setiap bahan radioaktif melalui atmosfer yang mungkin harus dikaji. Dispersi bahan radioaktif melalui air permukaan
43
5.35. Deskripsi karakteristik hidrologi permukaan di area, termasuk karakteristik utama badan air, baik alami maupun buatan, dan data tentang penggunaan air di area harus dipersiapkan. Suatu evaluasi terhadap impak yang mungkin akibat kontaminasi air permukaan, harus dilaksanakan. Dispersi bahan radioaktif melalui air tanah
5.36. Deskripsi hidrologi air tanah di area, termasuk karakteristik formasi mata air dan interaksinya dengan air permukaan serta data tentang penggunaan air di area harus dipersiapkan. Suatu evaluasi terhadap impak yang mungkin akibat kontaminasi air tanah, harus dilaksanakan. Distribusi populasi
5.37. Distribusi populasi di daerah tapak harus ditentukan. Khususnya, informasi tentang distribusi saat ini dan yang akan datang, termasuk populasi menetap dan tak menetap, di daerah sekitar tapak harus dikumpulkan. Informasi tersebut harus dijaga terbaru sepanjang masa hidup reaktor. Distribusi populasi perlu digunakan untuk evaluasi tapak berkaitan dengan impak pelepasan bahan radioaktif pada masyarakat.
Pemanfaatan tanah dan air
5.38. Pemanfaatan tanah dan air di daerah tapak harus diidentifikasi untuk mengkaji efek keberadaan reaktor riset yang diusulkan dan khususnya untuk penyiapan encana kedaruratan. Kajian harus mencakup tanah dan air yang dipergunakan oleh penduduk atau yang melayani keperluan habitat dalam rantai makanan. Radioaktivitas latar
5.39. Sebelum komisioning reaktor riset, radioaktivitas latar di atmosfer, hidrosfer, litosfer dan biota harus ditentukan untuk memungkinkan evaluasi
44
secara berkelajutan dalam hal efek reaktor riset terhadap radioaktivitas lingkungan. PEMANTAUAN BAHAYA
5.40. Karakteristik bahaya yang bersumber dari alam dan manusia, begitu pula kondisi demografi, meteorologi dan hidrologi yang relevan dengan reaktor riset harus dipantau sepanjang masa hidup reaktor, dimulai saat dimulainya konstruksi dan berlanjut hingga dekomisioning.
6. RANCANGAN FILOSOFI RANCANGAN
Umum
6.1. Reaktor rsiet harus dirancang sedemikian sehingga tujuan keselamatan (lihat paragraf 2.2) dapat tercapai. Persyaratan rancangan umum dalam bagian ini harus diterapkan pada semua tipe reaktor riset. Selain itu, satu kumpulan persyaratan rancangan khusus harus diterapkan secara tepat untuk rancangan SSK untuk tipe reaktor tertentu.
6.2. Penerapan persyaratan tersebut adalah sebuah proses interaktif dan harus diterapkan dalam semua fase perancangan, dengan pertimbangan hasil analisis keselamatan yang mengikutinya (lihat juga paragraf 2.7 dan 6.72-6.78).
6.3. Perancang reaktor harus mempertimbangkan tidak hanya desain reaktor itu saja,
tetapi
juga
fasilitas
terkait
yang
mempunyai
pengaruh
terhadap
keselamatan. Selain itu, perancang reaktor harus juga mempertimbangkan efek rancangan reaktor terhadap fasilitas yang berhubungan dengan reaktor serta implikasi rancangan pada semua tahapan sepanjang masa hidup reaktor
45
tersebut (misalnya, dalam hal kondisi layanan, medan elektromagnetik dan interferensi lain).
6.4. Tercapainya sebuah rancangan yang aman memerlukan adanya hubungan dan
komunikasi
pengoperasi. penyerahan
yang
sangat
Perancang dokumen
erat
harus
rancangan
antara
mengatur secara
perancang penyiapan,
berurutan
dan
organisasi
presentasi
kepada
dan
organisasi
pengoperasi untuk digunakan dalam penyiapan LAK. Rancangan reaktor harus dikembangkan secara paralel dengan penyusunan LAK (lihat paragraf 3.63.10).
6.5. Mode operasi (misalnya operasi berdasar permintaan bukan operasi kontinyu, operasi pada berbagai tingkat daya, operasi dengan berbagai konfigurasi teras dan operasi dengan berbagai jenis bahan bakar) akan memiliki implikasi yang signifikan terhadap rancangan sistem keselamatan, juga akan memerlukan pengambilan pertimbangan yang hati-hati atas stabilitas reaktor pada tingkat daya operasi yang berbeda. Pertahanan Berlapis
6.6. Konsep pertahan berlapis (lihat paragraf 2.5-2.7) harus diaplikasikan dalam rancangan untuk memberikan perlindungan gradasi (pembungkus) terhadap berbagai kondisi transien, termasuk kejadian transien yang disebabkan oleh kegagalan peralatan atau kesalahan manusia dan dari kejadian internal maupun eksternal yang dapat mengarah pada kecelakaan dasar desain (desain basis
accident,
DBA).
Secara
khusus,
aspek-aspek
berikut
perlu
dipertimbangkan dalam rancangan:
(a) Penggunaan marjin rancangan yang konservatif, implementasi program jaminan kualitas (lihat catatan kaki 14) dan organisasi aktivitas pengawasan. (b) Penyediaan barier fisik berlapis terhadap pelepasan bahan radioaktif dari reaktor. Contoh barier tersebut adalah: matriks bahan bakar, kelongsong bahan bakar, sistem pemindah panas primer, kolam dan gedung reaktor. 46
Rancangan juga harus memberikan jaminan efektivitas barier ini, pengawasan dan perlindungannya. (c) Aplikasi kriteria kegagalan tunggal (single failure) dengan cara menjamin pemenuhan fungsi dasar keselamatan berikut: •
Memadamkan
reaktor
dan
mempertahankan
reaktor
dalam
kondisi padam-aman pada semua keadaan operasional ataupun DBA; •
Menyediakan pemindahan panas yang cukup setelah reaktor padam, secara khusus di dalam teras, termasuk kondisi DBA;
•
Mengungkung bahan radioaktif untuk mencegah atau memitigasi pelepasan tak terencana ke lingkungan
(d) Penggunaan rencana kedaruratan dalam-tapak dan luar-tapak yang ditujukan
untuk
memitigasi
konsekuensi
pada
masyarakat
dan
lingkungan dalam kejadian yang mengakibatkan pelepasan efluen bahan radioaktif dalam jumlah besar ke lingkungan17.
6.7. Aplikasi konsep pertahanan berlapis menuntut keberadaan peralatan, terdiri atas sistem keselamatan dan item atau sistem terkait keselamatan, dan prosedur
untuk
mencegah
dan
mengendalikan
deviasi
dari
keadaan
operasional dan mencegah serta memitigasi kondisi kecelakaan, atau untuk menjamin perlindungan yang tepat dalam kejadian kegagalan pencegahan. Peralatan ini, dan secara khusus peralatan yang digunakan untuk penerapan tingkat 2-4 paragraf 2.6, yang pada umumnya terdiri dari sistem keselamatan dan fitur keselamatan terkeayasa, harus memenuhi persyaratan khusus.
6.8. Tiga fungsi keselamatan dasar yang disebutkan pada paragraf 6.6(c) – yang pada prinsipnya adalah pemadaman reaktor, pendinginan, khususnya teras reaktor, dan mengungkung bahan radioaktif – harus dipenuhi dengan menyatukan kombinasi yang tepat antara fitur keselamatan melekat (inherent safety) dan keselamatan pasif, sistem keselamatan dan fitur keselamatan 17
Implementasi rencana tanggap darurat mungkin menuntut perancang untuk membuat
penyediaan rancangan yang tepat (lihat paragraf 6.30 dan 6.31).
47
terekayasa ke dalam rancangan serta penerapan prosedur administratif selama masa hidup reaktor. Salah satu contoh keselamatan melekat adalah pemilihan bahan dan geometri yang dapat memberikan koefisien reaktivitas negatif serentak. Fungsi Keselamatan
6.9. Fungsi keselamatan adalah fungsi karakteristik esensial yang terkait dengan SSK yang menjamin bahwa keselamatan reaktor, seperti dinyatakan pada paragraf 6.6(c). Fungsi keselamatan harus tepat untuk rancangan reaktor tertentu. Pada operasi normal, perlatan yang dibutuhkan untuk melaksanakan fungsi keselamatan adalah sistem pengoperasian. Pada umumnya, sistem ini harus dilengkapi dengan fitur keselamatan terekayasa lain untuk melaksanakan fungsi mereka dalam mengantisipasi kejadian operasional terantisipasi dan dalam DBA.
6.10. Dalam merancang sistem keselamatan, termasuk fitur keselamatan terekayasa, yang digunakan untuk mencapai ketiga fungsi keselamatan dasar – pemadaman reaktor, pendinginan, khususnya teras reaktor, dan mengungkung bahan radioaktif – kriteria kegagalan tunggal harus diaplikasikan, keandalan tinggi harus dijamin dan kelengkapan untuk mempermudah inspeksi rutin, pengujian dan perawatan harus disediakan. Kriteria Penerimaan dan Aturan Rancangan
6.11. Sejalan dengan paragraf 3.13, kriteria penerimaan harus ditetapkan untuk keadaan
operasional
dan
untuk
DBA.
Pada
khususnya,
DBA
yang
dipertimbangkan dalam rancangan harus diidentifikasi untuk tujuan penetapan kriteria penerimaan. Untuk rancangan SSK, kriteria penerimaan dapat digunakan dalam bentuk aturan rancangan rekayasa. Aturan ini mencakup persyaratandalam code and standards yang ditetapkan secara nasional atau internsional. Badan pengawas harus meninjau ulang kriteria penerimaan.
48
PERSYARATAN UMUM RANCANGAN Klasifikasi Struktur, Sistem dan Komponen (SSK)18
6.12. SSK dan perangkat lunak untuk sistem kendali yang penting pengaruhnya pada keselamatan harus ditentukan dan diklasifikasikan menurut fungsi dan tingkat keutamaannya pada keselamatan. Dasar klasifikasi SSK dan perangkat lunak tersebut harus dinyatakan dan persyaratan rancangan harus dipenuhi mengikuti klasifikasi keselamatannya.
6.13. Metode klasifikasi keutamaan keselamatan SSK, termasuk perangkat lunak, harus didasarkan pada metode deterministik, jika diperlukan, dilengkapi dengan metode probabilistik dan pembenaran rekayasa, dengan pertimbangan fungsi keselamatan dan konsekuensi kegagalannya. Rancangan antar muka yang tepat di antara SSK yang berbeda kelas harus dibuat untuk menjamin bahwa kegagalan SSK yang berkelas lebih rendah tidak mengakibatkan kegagalan sistem atau item yang memiliki kelas keselamatan lebih tinggi.
Aturan Dasar (Codes) dan Standar
Aturan dasar dan standar (codes and standards) yang berlaku untuk SSK harus diidentifikasi dan penggunaannya harus sesuai dengan klasifikasinya (lihat paragraf 6.12 dan 6.13). Khususnya, jika aturan dasar dan standar yang berbeda digunakan untuk item yang berbeda (misalkan untuk sistem pemipaan dan elektrik), konsistensi di antara mereka harus diperlihatkan.
18
Klasifikasi ini mencerminkan keutamaan dari SSK untuk keselamatan nuklir. Kegunaannya
adalah untuk menetapkan gradasi aplikasi persyaratan rancangan dan persyaratan jaminan kualitas. Terdapat kemungkinan klasifikasi atau kategorisasi SSK yang lain berdasarkan aspek lain (misalkan, kategorisasi SSK untuk aspek seismik)
49
6.15. Untuk SSK yang tidak dapat tepat dirancang dengan aturan dasar dan standar yang ada, maka pendekatan yang diturunkan dari aturan dasar dan standar yang ada untuk peralatan yang mirip dapat dilakukan. Dalam hal ketiadaan aturan dasar dan standar seperti itu, maka hasil-hasil eksperimen, pengujian, analisis atau kombinasinya dapat diterapkan tetapi, dan hasil berdasarkan pendekatan ini harus dijustifikasi. Dasar Rancangan
Semua tantangan yang mungkin dihadapi selama masa operasi reaktor riset harus dipertimbangkan dalam proses perancangan. Tantangan ini mencakup kondisi dan kejadian yang dapat diperkirakan yang terkait dengan setiap tahapan kegiatan, kondisi operasi dan kecelakaan, karakteristik tapak, persyaratan rancangan, batas parameter, mode operasi dan sebagainya. Permintaan
terhadap
rancangan berdasarkan
tantangan
tersebut
harus
menentukan dasar rancangan fasilitas reaktor riset. Kemampuan fasilitas reaktor yang diinginkan untuk tetap bertahan menghadapi tantangan tersebut, tanpa adanya pelampauan batas kewenangan, harus dispesifikkan dalam dasar rancangan. Kejadian Awal Terpostulasi dan DBA
6.17. Tantangan dapat terjadi pada setiap tingkat pertahanan berlapis. Kemungkinan ini harus dikenali dalam rancangan dan tindakan perancangan harus dilakukan untuk menjamin bahwa fungsi keselamatan tercapai dan tujuan keselamatan dipenuhi. Tantangan-tantangan terhadap pertahanan berlapis tersebut dikenal sebagai kejadian awal terpostulasi. Kejadian awal terpostulasi harus diseleksi secara tepat untuk tujuan analisis (lihat Lampiran). Harus diperlihatkan bahwa kejadian awal terpostulasi yang dipilih telah dapat mencakup semua kondisi kecelakaan yang diyakini mewakili kejadian terpenting pengaruhnya pada keselamatan reaktor riset. Secara khusus, DBA harus diidentifikasi.
50
Karakteristik Terkait Tapak
6.18. Berbagai interaksi yang mungkin antara fasilitas reaktor riset dan lingkungan harus dipertimbangkan dalam rancangan, termasuk aspek yang berhubungan dengan populasi, meteorologi, hidrologi, geologi dan seismologi. Layanan
luar-tapak
yang
memiliki
kaitan
dan
ketergantungan
dengan
keselamatan fasilitas dan perlindungan masyarakat, seperti listrik, komunikasi, pasokan
air
serta
layanan
polisi
dan
pemadam
kebakaran
harus
dipertimbangkan. Kejadian Internal
6.19. Analisis terhadap kejadian awal terpostulasi harus dilakukan untuk menetapkan semua kejadian internal yang mempengaruhi keselamatan fasilitas reaktor riset. Kejadian-kejadian ini dapat mencakup juga kegagalan atau kesalahan fungsi peralatan.
6.20. Potensi bahaya kejadian internal seperti penggenangan, timbulnya lontaran benda (missile generation), lecutan pipa, tumbukan semburan atau pelepasan cairan dari sistem yang gagal atau dari instalasi lain di dalam tapak harus dipertimbangkan dalam rancangan fasilitas reaktor riset. Tindakan pencegahan dan mitigatif yang tepat harus disediakan untuk menjamin bahwa keselamatan nuklir tidak dapat dikompromikan. Beberapa kejadian eksternal dapat memicu kejadian kebakaran internal atau banjir atau timbulnya lontaran benda. Hubungan kejadian ekstrnal dan internal seperti itu harus juga dipertimbangkan dalam rancangan. Kejadian Eksternal
6.21. Dasar rancangan untuk kejadian eksternal yang dipicu oleh kejadian alam dan
manusia
harus
ditentukan.
Kejadian
yang
dipertimbangkan
dalam
rancangan ini harus mencakup kejadian yang telah diidentifikasi dalam evaluasi tapak (lihat bagian 5). Perhatian khusus dapat diberikan pada bahaya gempa bumi (lihat paragraf 5.15, 5.16 dan 5.17), termasuk dengan kemungkinan 51
melengkapi fasilitas reaktor riset dengan sistem deteksi seismik yang dapat mengaktuasi sistem pemadaman reaktor otomatis jika nilai yang ditentukan terlampaui. Kebakaran dan Ledakan
6.22. Selain harus sesuai dengan persyaratan keselamatan yang ditetapkan, SSK yang penting untuk keselamatan reaktor harus dirancang dan ditempatkan sedemikian sehingga meminimalkan pengaruh kebakaran dan ledakan. Analisis bahaya kebakaran dan dan analisis bahaya ledakan harus dilakukan untuk menentukan tingkat barier kebakaran yang diperlukan dan cara perlindungan pasif dan separasi fisik terhadap kebakaran dan ledakan. Rancangan harus mencakup kelengkapan untuk mencegah atau membatasi pembentukan atomsfey yang eksplosif. Sistem deteksi apai dan sistem pemadam kebakaran dengan kemampuan sesuai harus disediakan.
6.23. Sistem pemadam kebajaran harus dapat diaktifkan secara otomatik jika diperlukan. Sistem pemadam kebakaran harus dirancang dan ditempatkan sedemikian untuk menjamin bahwa kegagalannya atau operasinya secara tak dikehendaki tidak akan melumpuhkan secara signifikan kemampuan SSK yang penting untuk keselamatan, dan tidak secara simultan mempengaruhi sistem redundan dan selanjutnya membuat tindakan yang telaj disesuaikan dengan kriteria kegagalan tunggal menjadi tidak efektif lagi. (lihat paragraf 6.36-6.38).
6.24. Bahan tak dapat-bakar atau penunda api atau penghalang panas harus digunakan kapan pun memungkinkan di seluruh fasilitas reaktor riset, khususnya di lokasi seperti gedung reaktor dan ruang kendali. Gas dan cairan dapat bakar dan bahan yang dapat dibakar yang dapat menghasilkan atau menyumbang terbentuknya campuran eksplosif harus dijaga sesedikit mungkin dan harus disimpan dalam fasilitas yang memadai untuk melindungi segregasi substansi bereaksi.
6.25 Kemampuan fasilitas menjalankan fungsi keselamatan pemadaman, pengambilan panas, pengungkungan bahan radioaktif dan pemantauan status 52
fasilitas harus tetap dipertahankan. Kemampuan tersebut harus dipertahankan dengan cara menerapkan bagian-bagian redundan (rangkap), sistem yang beragam,
pemisahan
fisik
dan
rancangan
untuk
operasi
gagal-aman
sedemikian sehingga tujuan berikut dapat dicapai: •
mencegah kebakaran dan ledakan;
•
mendeteksi dan memadamkan secara cepat begitu kebakaran terjadi, sehingga dapat membatasi kerusakan yang diakibatkannya;
•
Pencegahan penyebaran api yang tidak dapat dipadamkan dan api yang dipicu oleh ledakan sehingga meminimalkan pengaruhnya pada kinerja fungsi penting fasilitas.
Batas Rancangan Untuk Parameter
6.26. Batas rancangan semua parameter yang relevan harus ditetapkan untuk semua kondisi operasi reaktor dan untuk DBA.
6.27. Perbandingan sekuensi kejadian harus dilakukan untuk mengidentifikasi nilai parameter yang paling signifikan. Nilai parameter yang dipilih sebagai batasan, dengan marjin masuk akal (reasonable), harus digunakan di dalam rancangan
masing-masing
komponen
dan
sistem,
termasuk
piranti
eksperimental. Rancangan Untuk Kondisi Operasional
6.28. Reaktor riset harus dirancang untuk dapat dioperasikan secara aman di dalam rentang nilai berbagai parameter yang ditentukan sebelumnya sesuai persyaratan dan batasan untuk semua kondisi operasi dengan tetap memenuhi tujuan proteksi radiasi. Persyaratan yang berkaitan dengan penggunaan reaktor yang telah direncanakan, termasuk persyaratan kestabilan daya, harus diperhitungkan dalam rancangan. Rancangan harus sedemikian sehingga tanggapan reaktor dan sistem yang menyertai terhadap rentang kejadian yang lebar, termasuk kejadian operasional terantisipasi, akan tetap memungkinkan
53
operasi yang aman atau, jika perlu, pengurangan daya tanpa membutuhkan intervensi tingkat pertahanan berlapis yang lebih tinggi dari tingkat pertama atau, paling tinggi, kedua.
6.29. Persyaratan dan pemabatasan yang dinyatakan pada paragraf 6.28 harus menjadi dasar BKO. Rancangan harus memberikan kemudahan penetapan BKO. Rancangan Untuk Kondisi Kecelakaan
6.30. Ketika tindakan serentak diperlukan untuk menanggapi kejadian awal terpostulasi, rancangan reaktor harus menyediakan cara pemicuan sistem keselamatan otomatik. Menyusul DBA, sangat mungkin diperlukan tindakan operator untuk menjaga kestabilan reaktor dalam jangka panjang dan mengambil tindakan untuk mmebatasi pelepasan bahan radioaktif. Rancangan harus mempertimbangkan untuk mengurangi sebanyak mungkin tuntutan pada tindakan operator, khususnya dalam kondisi DBA.
6.31. Item yang penting untuk keselamatan harus dirancang untuk bertahan dari efek kondisi beban yang dan lingkungan yang ekstrim (misalnya temperatur ekstrim, kelembaban, tingkat radiasi) yang muncul dari DBA. Kondisi pemadaman stabil jangka panjang menyusul suatu kecelakaan dapat berbeda dari kondisi awal pemadaman. Rancangan harus menyiapkan cara untuk membawa ke kondisi pemadaman stabil jangka panjang, termasuk dengan penyediaan koefisien daya negatif.
Fitur Keselamatan Terekayasa
6.32.
Fitur
keselamatan
terekayasa
adalah
sistem
keselamatan
yang
disediakan untuk membatasi atau memitigasi konsekuensi kejadian operasi terantisipasi dan DBA. Contoh fitur keselamatan terekayasa adalah sistem pendinginan teras darurat (emergency core cooling system, ECCS) dan sistem pengungkung (khususnya, sistem ventilasi darurat). Persyaratan khusus untuk sistem tersebut dan fitur pelengkapnya sitetapkan pada paragraf 6.115-6.130. 54
Fitur keselamatan terkeyasa lain, seperti sistem pemadaman kedua, struktur sungkup atau sistem yang lain, harus juga dirancang sesuai dengan persyaratan-persyaratan tersebut.
6.33. Perlunya fitur keselamatan terekayasa harus ditentukan dari hasil analisis keselamatan.
Kecelakaan
yang
harus
dapat
ditanggulangi
oleh
fitur
keselamatan terekayasa tertentu harus dispesifikkan dan analisis harus diberikan untuk memperlihatkan bahwa fitur atau sistem dapat memenuhi persyaratan.
Sistem
dan
subsistem
yang
penting
untuk
operasi
fitur
keselamatan terekayasa harus disediakan (misalkan sistem pasokan catu daya darurat untuk sistem pendinginan teras darurat).
6.34. Dasar rancangan dan berbagai mode operasi fitur keselamatan terekayasa harus ditentukan secara rinci termasuk kondisi ekstensi operasi otomatik fitur keselamatan terekayasa dan jaminan kondisi operasi manual dapat
dikalahkan.
Beberapa
hal
berikut
harus
dipertimbangkan
dalam
rancangan fitur keselamatan terekayasa:
(a) Keandalan komponen, independensi sistem, redundansi, karakteristik gagal-aman, keragaman dan pemisahan fisik sistem redundan. (b) Penggunaan bahan yang mampu bertahan dalam kondisi DBA (misalkan dalam hubungan dengan tingkat radiasi atau dekomposisi radiolitik). (c) Kemudahan untuk inspeksi, pengujian periodik dan perawatan (termasuk dalam kondisi DBA) untuk meyakinkan bahwa fitur keselamatan terekayasa
tetap
berfungsi
atau
dalam
kondisi
siaga
untuk
melaksanakan fungsinya serta akan efektif dan andal pada saat diminta. Rancangan Untuk Keandalan
6.35. Untuk menjamin keandalan kinerja fungsi keselamatan suatu sistem atau komponen keselamatan, maka batas ketaktersediaan maksimum diizinkan harus ditetapkan. Tindakan-tindakan susulan harus digunakan, jika perlu dalam kombinasi, untuk mencapai dan mempertahankan keandalan yang disyaratkan, sesuai dengan keutamaan fungsi keselamatan yang harus dilaksanakan oleh 55
SSK. Pertimbangan harus diberikan pada sistem perangkat lunak maupun perangkat keras. Redundansi dan Kriteria Kegagalan Tunggal
6.36. Prinsip redundansi harus diaplikasikan sebagai satu prinsip perancangan penting untuk memperbaiki keandalan sistem yang penting untuk keselamatan. Rancangan harus meyakinkan, dengan dasar analisis, bahwa tidak ada kegagalan tunggal yang dapat mengakibatkan sistem tersebut kehilangan kemampuan untuk menjalankan fungsi keselamatannya.
6.37. Kumpulan peralatan ganda yang tidak dapat diuji secar individual harus tidak dipandang sebagai redundan.
6.38.
Tingkat
redundansi
yang
diadopsi
harus
mencerminkan
potensi
kegagalan tak terdeteksi yang dapat mengurangi keandalan. Kegagalan yang mungkin terjadi harus dipertimbangkan tak terdeteksi jika tidak ada pengujian atau metode inspeksi yang dapat dilakukan terhadap sistem atau komponen yang bersangkutan. Untuk kegagalan yang tak terdeteksi, kegagalan harus dianggap untuk terjadi kapan pun atau metode lain harus diterapkan, seperti pengawasan item acuan, metode kalkulasi tervalidasi dan penggunaan marjin konservatif19.
Keragaman
6.39. Keragaman diterapkan pada sistem atau komponen redundan yang melakukan fungsi keselamatan yang sama dengan cara menyatukan ke dalam sistem dan komponen prinsip berbeda sebagai berikut:
(a) prinsip operasi yang berbeda 19
Marjin keselamatan adalah perbedaan antara batas keselamatan dan batas operasional.
Kadang-kadang dinyatakan sebagai perbandingan kedua nilai tersebut.
56
(b) kondisi pengoperasian yang berbeda (c) produk dari pabrik yang berbeda
6.40. Prinsip keragaman dapat diterapkan untuk meningkatkan keandalan dan sekaligus mengurangi kegagalan akibat sebab yang sama. Prinsip keragaman harus
diterapkan
setiap
kali
dapat
diterapkan,
setelah
pertimbangan
kelemahannya dalam hal kerumitan pengoperasian, perawatan dan pengujian sistem yang berbeda. Independensi
6.41. Prinsip independensi (misalnya isolasi fungsional dan pemisahan fisik dengan cara meletakkan pada jarak yang tidak berdekatan, penggunaan barier fisik atau tata letak khusus untuk komponen reaktor) harus diaplikasikan secara tepat untuk meningkatkan keandalan sistem, khususnya terhadap kegagalan dengan sebab sama. Rancangan Gagal-Aman
6.42. Prinsip gagal-aman harus dipertimbangkan dan harus diadopsi dalam rancangan sistem dan komponen yang penting untuk keselamatan secara tepat: sistem di dalam fasilitas reaktor riset harus dirancang untuk dapat menuju ke kondisi aman tanpa memerlukan tindakan yang perlu dipicu, jika sistem atau komponen gagal.
Kemudahan Untuk Pengujian dan Perawatan
6.43. Item reaktor yang penting untuk keselamatan harus dirancang dan diatur tata letaknya sedemikian sehingga item tersebut dapat diinspeksi, diuji dan dirawat secara baik, sebelum komisioning dan secara periodik, sesuai dengan tingkat kepentingannya terhadap keselamatan. Tata letak reaktor harus sedemikian sehingga kegiatan-kegiatan tersebut mudah dilakukan dan tanpa 57
bahaya paparan radiasi berlebihan kepada personil yang melaksanakan tugas. Jika pada komponen tidak dapat diberikan akses untuk inspeksi yang memadai, kemungkinan kegagalan tak terdeteksinya harus dipertimbangkan dalam analisis keselamatan. Rancangann Untuk Komisioning
6.44. Rancangan harus mempertimbangkan fitur untuk memudahkan proses komisioning reaktor. Fitur rancangan tersebut dapat mencakup fasilitas untuk mengoperasikan reaktor dengan teras transisi bergeometri berbeda yang mungkin memerlukan pendinginan sirkulasi paksa. Kelengkapan untuk Inspeksi, Pengujian dan Perawatan
6.45. Rancangan reaktor harus dibuat sedemikian sehingga memungkinkan dilakukannya pengujian fungsi dan inspeksi sistem secara tepat untuk menjamin bahwa sistem akan melakukan fungsi keselamatan sesuai keandalan yang disyaratkan. Hal ini terutama penting untuk komponen pasif dan untuk sistem yang kemampuan fungsinya tidak dapat diverifikasi karena tidak diperlukan dalam operasi rutin. Faktor penting yang perlu dpertimbangkan adalah
kemudahan
untuk
melakukan
pengujian
dan
inspeksi,
derajat
pencerminan pengujian dan inspeksi pada kondisi riil, dan kebutuhan untuk mempertahankan kinerja keselamatan selama pengujian. Jika dimungkinkan, perlu dipasang sirkuit pengujian tersendiri pada sistem elektrik dan elektronik.
6.46. Kelengkapan untuk akses, perisai, penanganan jarak jauh, tingkat radiasi setelah iradiasi dan dekontaminasi harus dibuat dalam rancangan untuk menjaga dosis radiasi dan pengambilan bahan radioaktif serendah dapat dicapai secara masuk akal selama perawatan. Bahan-bahan harus dipilih untuk meminimumkan tingkat aktivasi pada item yang terekspos oleh fluks neutron tinggi.
6.47. Kelengkapan harus disediakan pada rancangan untuk memudahkan inspeksi rutin selama operasi (in-service) dengan bantuan teknik uji tak-tusak 58
yangtepat untuk menentukan kondisi SSK yang kemungkinan mengalami korosi, erosi, kelelahan atau efek penuaan yang lain. Rancangan Untuk Rencana Kedaruratan20
6.48. Pencakupan fitur rancangan khusus untuk memudahkan rencana kedarurata harus dipertimbangkan, bergantung pada potensi bahaya yang ada di reaktor. Kebutuhan fitur desain seperti itu dapat ditentukan dengan melakukan analisis BDBA. Hasil yang dapat diterima harus didasarkan sejauh mungkin pada asumsi realistik atau pendekatan terbaik, metode dan kriteria analitik. Dalam hal ini, tidak dibutuhkan melibatkan penggunaan praktek rekayasa yang konservatif sifatnya. Reaktor riset harus memiliki sejumlah koridor penyelamatan dalam jumlah yang cukup, ditandai secara jelas, dengan penerangan,
ventilasi
dan
layanan
gedung
lain
yang
penting
untuk
penggunaannya secara aman. Jalur penyelamatan tersebut harus memenuhi standar dan persyaratan internasional tentang pembagian daerah radiasi dan proteksi kebakaran serta persyaratan nasional yang relevan untuk keselamatan industri dan proteksi fisik.
6.49. Sistem alarm dan peralatan komunikasi yang sesuai harus disediakan sehingga semua personil yang berada di failitas reaktor riset dan dalam-tapak dapat menerima peringatan dan instruksi, walaupun dalam kondisi kecelakaan. Ketersediaan sistem komunikasi yang diperlukan untuk keselamatan dalam fasilitas reaktor riset harus dijamin setiap saat. Alat komunikasi tersebut harus tersedia di ruang kendali dan juga ruang kendali tambahan, jika ada21. Persyaratan iniharus dipertimbangkan dalam rancangan dan dalam keragaman cara komunikasi yang dipilih untuk digunakan. Rancangan Untuk Dekomisioning
20
Diskusi lebih jauh tentang pelaksanaan sekuensi analisis keselamatan, lihat paragraf 7.72-
7.78. 21
Diskusi lebih lanjut tentang ruang kendali tambahan, lihat paragraf 6.144.
59
6.50.
Dalam
dipertimbangkan
rancangan hal-hal
raktor yang
dan
peralatan
eksperimennya,
harus
memudahkan pelaksanaan dekomisioning.
Dalam kaitan ini, perhatian harus ditujukan untuk menjaga paparan radiasi pada pekerja dan masyarakat selama dekomisioning tetap serendah mungkin yang dapat dicapai secara masuk akal dan untuk menjamin proteksi lingkungan secara cukup dari bahaya kontaminasi radioaktif. Untuk memenuhi hal ini dalam rancangan, beberapa hal berikut harus dipertimbangkan:
(a) Pemilihan bahan yang meminimalkan aktivasi dan mempermudah proses dekontaminasi; (b) Optimasi
tata
letak
fasilitas
dan
akses
untuk
mempermudah
pemindahan komponen besar dan pemisahan serta penanganan komponen yang teraktiviasi; (c) Pemrosesan dan penyimpanan limbah radioaktif
6.51. Sebagai tambahan, rincian yang lengkap tentang persyaratan rancangan dan informasi yang terkait tapak dan rancangan dan konstruksi akhirnya, seperti karakterisasi radiologis latar, gambar seperti-terbangun (as-built drawing) yang terkait dengan tata letak fasilitas, perpipaan dan pengabelan, harus tetap dijaga sebagai informasi penting untuk dekomisioning. Panduan lanjut untuk mendukung persyaratan ini diberikan pada pustaka [16]. Rancangan Untuk Proteksi Radiasi
6.52. Berdasarkan pada program proteksi radiasi yang konsisten dan sesuai dengan tujuan proteksi radiasi (lihat paragraf 205 pustaka [1], disitir pada paragraf 2.2), dalam semua kondisi operasi dan DBA, sediaan yang cukup harus diberikan dalam rancangan perisai, ventilasi, filtrasi dan sistem peluruh bahan radioaktif (seperti delay chamber), instrumentasi pemantauan radiasi dan bahan radioaktif terbawa udara baik di dalam maupun di luar area terkontrol.
6.53. Nilai dosis yang digunakan untuk tujuan rancangan harus ditetapkan dengan marjin yang cukup untuk menjamin bahwa batas yang diizinkan tidak terlampaui. Perisai, ventilasi, filtrasi dan sistem peluruhan di reaktor dan 60
fasilitas
yang
menyertai
harus
dirancang
untuk
mengizinkan
adanya
ketidakpastian dalam praktek operasi dan pada semua kondisi operasional serta DBA.
6.54. Bahan struktur, khususnya yang berada di dekat teras(seperti penopang teras, kisi-kisi dan tabung-tabung pemandu), harus dipilih secara cermat sehingga mampu membatasi dosis radiasi pada pekerja selama operasi, inspeksi, pengujian dan perawatan serta dekomisioning, selain juga untuk memenuhi fungsi lain bahan-bahan tersebut. Pengaruh radionuklida (,isalnya 16N, 3H, 41Ar, 24Na, 60Co) yang dibangkitkan dari aktivasi neutron dalam sistem
peroses
reaktor
harus
dipertimbangkan
secara
serius
dalam
menyediakan kelengkapan untuk proteksi radiasi bagi masyarakat dalam dan luar-tapak.
6.55. Rancangan harus memasukkan setiap kelengkapan yang diperlukan untuk memisahkan bahan sesuai dengan karakteristik radiologis, fisis dan kimiawinya, untuk memudahkan penanganannya dan untuk melindungi pekerja dan masyarakat melalui pengendalian akses. Hal ini harus dipenuhi dengan menetapkan
zona-zona
di
dalam
fasilitas
(dalam
area
terkontrol
dan
tersupervisi) (lihat Glosari) yang diklasifikasi berdasarkan pada potensi bahayanya. Zona tersebut harus secara jelas didefinisikan dan ditandai. Jika perlu,
permukaan
zona
dirancang
secara
tepat
untuk
memudahkan
dekontaminasi.
6.56. Rancangan harus mencakup perisai yang tidak hanya untuk reaktor tetapi juga peralatan eksperimen dan fsilitas terkait (misalkan, tabung berkas, tabung pengarah partikel atau fasilitas radiografi neutron atau terapi tangkapan boron) dan kelengkapan harus disediakan untuk pemasangan perisai yang diperlukan pada pemanfaatan reaktor atau sumber radiasi lain di masa datang. Analisis bahaya dan pengaturan perisai harus diberikan perhatian serius terutama dalam penggunaan berkas tabung dan peralatan eksperimen lain.
6.57. Sistem ventilasi dengan filtrasi memadai harus diberikan untuk dapat digunakan baik pada kondisi operasional maupun DBA. Untuk banyak reaktor 61
riset, sistem ventilasi tersaring adalah penting untuk memenuhi fungsi pengungkungan bahan radioaktif (lihat paragraf 6.120-6.130).
6.58. Proteksi dan keselamatan harus dioptimasi dengan cara penyediaan memadai
dalam
rancangan
dan
tata
letak
reaktor
beserta
peralatan
eksperimennya serta fasilitas untuk membatasi paparan dan kontaminasi dari semua sumber. Kelengkapan seperti itu harus mengikutkan rancangan SSK yang tepat untuk membatasai paparan selama inspeksi, pengujian dan perawatan,
untuk
memberikan
perisai
terhadap
radiasi
langsung
dan
terhambur, dan untuk memberikan cara pemantauan dan pengendalian akses ke reaktor beserta fasilitas dan peralatan eksperimennya.
6.59. Kelengkapan harus disediakan dalam rancangan untuk menangani limbah radioaktif yang dibangkitkan dari reaktor riset. Kelengkapan harus dibuat untuk fasilitas dekontaminasi personil dan peralatan dan untuk menangani limbah radioaktif yang timbul dari aktivitas dekontaminasi. Rancangan Untuk Proteksi Fisik
6.60. Kelengkapan harus diberikan dalam rancangan fasilitas reaktor riset untuk mencegah masuknya seseorang yang tidak memiliki otoritas ke dalam tapak atau gedung dalam tapak. Tujuan utama pertimbangan ini adalah mencegah pencurian atau pemindahan tak berizin bahan nuklir atau terjadinya sabotase. Faktor Manusia dan Pertimbangan Ergonomika
6.61. Faktor manusia merupakan aspek penting dalam desain reaktor riset karena keadaan reaktor sering berubah dan operator atau personil lain memiliki akses yang mudah menuju teras reaktor atau fasilitas eksperimen yang terkait dengan
reaktor.
Faktor
manusia
dan
antarmuka
manusia-mesin harus
dipertimbangkan secara sistematik sejak tahap awal perancangan dan sepanjang proses perancangan.
62
6.62. Oleh karena fleksibilitas yang disyaratkan untuk reaktor riset itulah, maka perlu dipertimbangkan aspek keselamatan fasilitas reaktor riset dari sisi prosedur dan kendali administratif. Pertimbangan khusus harus diberikan dalam perancangan untuk menjamin bahwa, jika keterkaitan dengan prosedur dan kendali administratif diperlukan, pengendalian seperti itu layak. Prosedur administratif dapat mencakup aturan pengoperasian dalam bentuk BKO yang diperoleh dari rancangan reaktor dan analisis keselamatn.
6.63. Pertimbangan khusus harus diberikan pada faktor manusia dan prinsip ergonomika dalam rancangan ruang kendali dan sistem reaktor sesuai kebutuhan. Operator harus dilengkapi dengan tampilan yang jelas dan sinyal audio untuk parameter yang penting untuk keselamatan. Tindakan keselamatan sejauh mungkin dirancang otomatik sehingga tindakan operator yang harus tepat
waktu
tidak
diperlukan.
Rancangan
harus
sedemikian
sehingga
meminimukan tuntutan pada operator sehingga mendorong keberhasilan tindakan operator. Terkait pula dengan faktor manusia, adanya sistem salingkunci (interlok) dan kendali akses terstruktur (seperti kunci dan kata sandi (passwords)) harus dipertimbangkan dalam rancangan.
6.64. Dalam kaitan dengan tampilan instrumen dan alarm serta informasi lain secara visual, rancangan harus mendorong keberhasilan tindakan operator dalam
keterbatasan
ketersediaan
waktu,
kondisi
fisik
lingkungan
dan
kemungkinan tekanan psikologis pada operator. Sediaan Untuk Pemanfaatan dan Modifikasi
6.65. Reaktor riset memang ditujukan agar memiliki fleksibilitas yang tinggi sehingga dapat berada dalam bermacam-macam keadaan selama operasinya. Perhatian khusus harus diambil dalam rancangan sehubungan dengan pemanfaatan dan modifikasi reaktor untuk menjamin bahwa konfigurasi reaktor dapat diketahui secara pasti setiap waktu. Terlebih, pertimbangan khusus harus diberikan pada perlengkapan eksperimen sebab: (a) dapat menimbulkan bahaya secara langsung;
63
(b) dapat menimbulkan bahaya secara langsung dengan mempengaruhi operasi reaktor; (c) dapat meningkatkan bahaya akibat kejadian awal yang ditimbulkan dari konsekuensi kegagalan dan efeknya pada sekuensi kejadian.
6.66. Setiap modifikasi yang diusulkan pada eksperimen atau reaktor yang dapat mempengaruhi keselamatan harus dirancang dengan menerapkan prinsip keselamatan yang paling tidak sama dengan rancangan reaktornya sendiri (lihat paragraf 7.88 dan pustaka [15]). Secara khusus, peralatan eksperimen harus diranang dengan standar yang sama dengan standar yang digunakan di reaktor, dipilih dengan bahan yang kompatibel dengan bahan yang digunakan di reaktor, termasuk dalam hal integritas strukturnya dan sediaan untuk proteksi radiasi. Adanya bahan radioaktif atau panas yang dibangkitkan oleh peralatan eksperimen juga harus dipertimbangkan dengan baik.
6.67. Jika peralatan eksperimen tersebut harus menembus batas reaktor, maka alat tersebut harus dirancang dengan tetap menjaga fungsi kungkungan dan perisai radiasi reaktor. Sistem proteksi untuk peralatan eksperimen harus dirancang untuk melindungi keduanya, peralatan dan reaktor.
Seleksi dan Penuaan Bahan
6.68. Pada tahap perancangan, pemilihan bahan harus sudah dipertimbangkan dengan marjin keselamatan yang cukup untuk mengantisipasi efek penuaan. Jika tidak tersedia data sifat bahan yang cukup, maka program inspeksi dan pengujian periodik harus disiapkan dan hasil-hasil yang diperoleh dari program kegiatan itu harus digunakan untuk meninjau ulang kemampuan rancangan pada interval yang tepat. Ada kemungkinan persyaratan untuk menyediakan dalam rancangan pemantauan bahan yang sifat mekaniknya mungkin berubah selama operasi akibat berbagai faktor seperti tegangan korosi dan radiasi. Faktor keselamatan dapat diperbaiki dengan seleksi bahan yang memiliki kekuatan tinggi dan titik leleh tinggi.
64
6.69.
Untuk
menjamin
semua
item
yang
penting
bagi
keselamatan
melaksanakan fungsi keselamatannya, marjin yang tepat harus diberikan dalam rancangan untuk mempertimbangkan efek penuaan dan degradasi potensial terkait usia. Efek penuaan harus dipertimbangkan dalam semua keadaan, termasuk periode perawatan dan pemadaman.
6.70. Kelengkapan harus disediakan untuk keperluan pemantauan, pengujian, pengambilan sampel dan inspeksi yang ditujukan guna deteksi, pengkajian, pencegahan dan mitigasi efek penuaan. Kelengkapan Untuk Pemadaman Berkelanjutan
6.71. Banyak reaktor riset yang dibiarkan pada kondisi padam dalam rentang waktu yang panjang untuk berbagai tujuan, misalnya modifikasi atau persiapan dekomisioning. Persiapan dengan penyediaan perlengkapan harus sudah diberikan sejak perancangan untuk menjaga bahan bakar nuklir, pendingin reaktor ata moderator, untuk inspeksi, pengujian periodik dan perawatan SSK yang relevan. Perhatian khusus harus diberikan pada racun neutron berumur panjang yang akan mempengaruhi awal pengoperasian kembali reaktor. Analisis Keselamatan
6.72. Analisis kecelakaan harus dilakukan terhadap rancangan reaktor riset. Di dalam analisis tersebut harus tercakup analisis tanggapan reaktor terhadap suatu rentang berbagai kejadian awal terpostulasi (seperti kesalahan fungsi atau kegagalan peralatan, kesalahan operator atau kejadian eksternal) yang dapat
membuat
timbulnya
kejadian
operasi
terantisipasi
atau
kondisi
kecelakaan (lihat juga pustaka [7]). Hasil-hasil analisis ini harus dipergunakan untuk dasar rancangan item yang penting dalam keselamatan dan seleksi BKO reaktor. Analisis juga harus digunakan secara tepat dalam pengembangan prosedur
operasi,
program
inspeksi
dan
pengujian
berkala,
praktek
penyimpanan catatan, jadwal perawatan, usulan modifikasi dan rencana kedaruratan.
65
6.73. Lingkup analisis keselamatan mencakup:
(a) karakterisasi kejadian awal terpostulasi; (b) analisis sekuensi kejadian dan evaluasi konsekuensi kejaidan awal terpostulasi; (c) pembandingan hasil analisis dengan kriteria penerimaan radiologik dan batas desain; (d) pembuktian bahwa tindakan yang dilakukan pada kejadian operasi terantisipasi dan dan DBA adalah dapat dilakukan dengan car tanggap otomatik sistem keselamatan yang dikombinasi dengan tindakan operator yang telah direncanakan; (e) penentuan BKO untuk operasi normal (f) analisis sistem keselamatan dan fitur keselamatan terekayasa; (g) analisis perlengkapan pengungkungan
6.74. Untuk setiap kejadian awal terpostulasi, informasi yang bersifat kualitatif maupun kuantitatif tentang aspek-aspek berikut perlu dipertimbangkan dalam evaluasi:
(a) parameter input, kondisi awal, kondisi batas, asumsi, model dan program perhitungan komputer yang digunakan; (b) sekuensi kejadian dan kinerja sistem reaktor; (c) sensitivitas terhadap mode kegagalan tunggal dan kegagalan sebabsama; (d) sensitivitas terhadap faktor manusia; (e) analisis transien; (f) identifikasi kondisi kerusakan; (g) pelepasan produk fisi potensial dan paparan radiasi; (h) penentuan karakteristik sumber produk fisi (source terms); (i) evaluasi konsekuensi radiologis
Untuk setiap sekuensi kejadian yang dipertimbangkan, persyaratan yang diperuntukkan bagi sistem keselamatan dan sistem operasi lain untuk difungsikan melebihi operasi normalnya pada kondisi DBA harus diidentifikasi. 66
Kejadian-kejadian ini pada umumnya dievaluasi dengan metode deterministik. Sebagai pelengkap evaluasi dapat digunakan teknik probabilistik. Hasil-hasil analisis pelengkap ini memberikan input untuk desain sistem keselamatan dan batasan fungsinya.
6.76. Ketika memang diperlukan, analisis harus mencakup pertimbangan yang berkaitan dengan peralatan eksperimental dengan penekanan pada aspek keselamatan peralatan tersebut sendiri dan efeknya terhadap keselamatan reaktor (lihat pustaka [15]).
6.77. Kemamputerapan metode analisis harus diverifikasi.
6.78. Hasil-hasil analisis keselamatan reaktor tersebut, termasuk pengaruh gangguan proses terantisipasi dan kegagalan komponen terpostulasi serta kesalahan manusia (kejadian awal terpostulasi), harus dituangkan dalam dokumen LAK untuk evaluasi kemampuan reaktor dalam mengendalikan atau mengakomodasi situasi dan kegagalam seperti itu. PERSYARATAN KHUSUS RANCANGAN
Teras Reaktor dan Sistem Kendali Raktivitas
Teras Reaktor dan Rancangan Bahan Bakar
6.79. Pertimbangan yang tepat dari aspek neutronik, termohidraulik, mekanik, bahan,
kimia
dan
iradiasi
yang
berhubungan
dengan
reaktor
secara
keseluruhan harus diambil dalam rancangan elemen dan perangkat bahan bakar, reflektor dan komponen teras lain.
6.80 Analisis harus dilakukan untuk memperlihatkan bahwa batas dan kondisi iradiasi yang diinginkan (seperti kerapatan fisi, fisi total pada akhir masa hidup, fluens neutron) dapat diterima dan tidak akan menimbulkan kerusakan serius atau pembengkakan (swelling) pada elemen bahan bakar. Batas atas terantisipasi
untuk
deformasi
yang
diperkirakan
mungkin
terjadi
harus 67
dievaluasi. Analisis ini harus didukung dengan data eksperimental atau pengalaman iradiasi. Rancangan bahan bakar harus mempertimbangkan persyaratan yang terkait dengan aspek pengelolaan elemen teriradiasi untuk jangka panjang.
6.81. Semua konfigurasi teras reaktor yang diperkirakan dari teras awal hingga teras setimbang untuk berbagai jadwal pengoperasian harus dipertimbangkan dalam rancangan.
6.82. Teras reaktor (yaitu elemen bahan bakar, reflektor, geometri kanal pendinginan, piranti iradiasi dan bagian penopang) harus dirancang untuk mempertahankan seluruh parameter lebih rendah dari batas yang ditentukan dalam semua keadaan operasional. Dalam rancangan harus disediakan sistem pemantauan integritas bahan bakar. Jka terjadi kegagalan bahan bakar, investigasi harus dilakukan untuk mengidentifikasi elemen bahan bakar yang rusak. Batas yang diizinkan harus tidak terlampaui (lihat juga paragraf 7.967.102) and jika perlu reaktor harus dipadamkan dan bahan bakar yang rusak harus ditarik ke luar teras.
6.83. Teras reaktor harus dirancang sedemikian sehingga kerusakan bahan bakar dalam kondisi DBA, jika terjadi, harus tetap dipertahankan dalam batas yang dapat diterima.
6.84. Teras reaktor, termasuk elemen bahan bakar, mekanisme pengendalian reaktivitas22 dan peralatan eksperimen, harus dirancang dan dibuat sedemikian sehingga batas rancangan maksimum yang diizinkan yang ditetapkan untuk semua kondisi operasi tidak dilampaui. Batas rancangan harus telah mempertimbangkan marjin, misalnya marjin untuk ketidakpastian dan toleransi rekayasa, yang tepat.
22
Mekanisme pengendalian reaktivitas adalah piranti dalam semua jenis untuk mengendalikan
reaktivitas,
termasuk
batang
pengatur,
mengendalikan ketinggian moderator.
68
batang
atau
pelat
kendali,
dan
piranti
untuk
6.85. Teras reaktor harus dirancang sedemikian sehingga reaktor dapat dipadamkan, didinginkan dan dijaga dalam kondisi subkritis dengan marjin yang memadai untuk kondisi operasi dan DBA. Keadaan reaktor harus dikaji untuk kondisi BDBA terseleksi.
6.86. Jika memungkinkan, rancangan teras reaktor perlu memanfaatkan karakteristik keselamatan melekat untuk meminimumkan konsekuensi kondisi kecelakaan (yang diakibatkan oleh transien dan instabilitas).
Sistem Kendali Reaktivitas
6.87. Tersedianya reaktivitas negatif yang cukup dalam alat pengendali reaktivitas harus dipertimbangkan untuk menjamin reaktor dapat dibawa ke kondisi subkritis dan dipertahankan dalam keadaan subkritis dalam semua keadaan operasional dan kondisi DBA. Reaktivitas negatif tersebut harus mempertimbangkan pula adanya peralatan eksperimen yang memberikan kontribusi reaktivitas positif tertinggi. Desain pengendali reaktivitas juga harus mempertimbangkan keusangan dan efek iradiasi, seperti fraksi bakar, perubahan sifat fisika dan produksi gas.
6.88. Laju pertambahan reaktivitas positif maksimum yang diizinkan oleh sistem kendali reaktivitas atau oleh sebuah eksperimen harus ditentukan dan harus dibatasi pada nilai yang dijustifikasi dalam LAK.
6.89. Harus ditunjukkan dalam rancangan bahwa sistem pengendali reaktivitas akan berfungsi secara baik dalam semua kondisi operasi dan terjaga kemampuan pemadamannya dalam kondisi DBA, termasuk dalam hal kegagalan sistem itu sendiri.
Sistem Pemadaman Reaktor
6.90. Paling tidak satu sistem pemadaman otomatik harus dimasukkan dalam desain. Adanya sistem pemadaman kedua yang independen mungkin
69
diperlukan, tergantung pada karakteristik reaktor dan harus dipertimbangkan secara serius.
6.91.
Efektivitas,
kecepatan
tindak
dan
marjin
pemadaman23
sistem
pemadaman reaktor harus sedemikian sehingga batas dan kondisi yang ditentukan dapat dipenuhi.
6.92. Tidak ada satu kegagalan tunggal pun dalam sistem pemadaman yang mampu mencegah sistem memenuhi fungsi keselamatannya ketika diperlukan (misalkan dengan batang kendali yang paling reaktif terkunci pada posisi tertarik penuh dari teras).
6.93. Satu atau lebih sistem yang dipicu secara manual untuk keperluan pemadaman darurat mungkin juga diperlukan dan ini harus didasarkan pada pertimbangan matang.
6.94. Instrumentasi harus disediakan dan pengujian harus dilakukan untuk menjamin bahwa cara pemadaman selalu dalam keadaan siaga pada suatu kondisi reaktor. Untuk sistem kendali reaktivitas digital berbasis komputer, verifikasi dan validasi perangkat lunaknya harus dilakukan.
Sistem Proteksi Reaktor
6.95. Sistem proteksi reaktor harus dirancang untuk bekerja secara otomatik dan independen terhadap sistem yang lain. Sebagai tambahan, sinyal trip reaktor manual harus disediakan sebagai input untuk sistem proteksi reaktor.
23
Marjin pemadaman adalah reaktivitas negatif yang diberikan sebagai tambahan reaktivitas
negatif yang diperlukan untuk mempertahankan reaktor dalam kondisi subkritis tanpa batas waktu, dengan piranti kendali paling reaktif dipindahkan dari teras dan dengan semua eksperimen yang dapat dipindah atau diubah selama operasi dalam kondisi mereka yang paling reaktif.
70
6.96. Sistem proteksi reaktor harus mampu memicu secara otomatik tindakan protektif yang diperlukan untuk keseluruhan rentang kejadian awal terpostulasi dengan tujuan menghentikan kejadian tersebut secara aman. Kesalahan fungsi (kegagalan
tunggal)
bagian
dari
sistem
perlu
dipertimbangkan
dalam
memperkirakan kemampuan sistem. Dalam beberapa kasus, tindakan operator secara manual mungkin dapat dipertimbangkan sebagai cukup andal jika kondisi berikut dipenuhi:
(a) tersedia waktu yang cukup; (b) informasi telah diproses dan ditampilkan secara tepat; (c) diagnosis sederhana dan tindakan telah didefinisikan secara jelas; (d) operator tidak terbebani secara berlebihan.
6.97. Perlu dipertimbangkan kemampuan untuk menginisiasi pemadaman reaktor dari sebuah lokasi yang jauh.
6.98. Sistem proteksi reaktor harus dirancang dengan cara yang sedemikian sehingga tindakan otomatik yang diperlukan, sekali diinisiasi, tidak ada tindakan manual yang dapat membatalkan atau menghalanginya dan tidak ada tindakan manual yang diperlukan dalam periode pendek menyusul sebuah kecelakaan. Tindakan protektif, sekali dipicu secara otomatik oleh sistem proteksi reaktor, harus diproses hingga selesai. Tindakan otomatik oleh sistem proteksi reaktor seperti
tersebut
harus
tidak
dapat
kembali-sendiri
(self-resetting)
dan
pengembalian ke operasi harus dilakukan secara sengaja oleh tindakan operator.
6.99. Kemungkinan pelangkaun saling-kunci dan trip sistem proteksi reaktor harus dievaluasi secara hati-hati dan cara yang tepat untuk melindungi sistem saling-kunci dan trip yang penting untuk keselamatan dariterlangkaui secara tidak sengaja harus disiapkan.
6.100.
Rancangan
sistem
proteksi
raktor
harus
menggunakan
prinsip
redundansi dan independensi yang cukup untuk menjamin bahwa tidak ada kegagalan tunggal yang dapat mengakibatkan kehilangan sistem protektif 71
otomatik. Teknik perancangan seperti sifat gagal-aman dan keragaman harus digunakan sepanjang dapat diterapkan untuk mencegah kehilangan fungsi proteksi reaktor. Tindakan protektif otomatik yang tepat harus diinisiasi secara otomatik.
6.101. Sistem proteksi reaktor harus dirancang untuk membawa reaktor ke keadaan aman dan mempertahankannya dalam kondisi aman meskipun jika sistem proteksi reaktor mengalami kegagalan sebab sama (misalkan kegagalan perangkat keras atau kegagalan akibat penuaan atau faktor manusia).
6.102. Semua komponen sistem proteksi reaktor harus mampu diuji fungsinya.
6.103. Harus dijamin dalam rancangan bahwa set-points dapat ditetapkan dengan marjin antara titik picu dan batas keselamatan sedemikian sehingga tindakan yang dipicu oleh sistem proteksi reaktor akan dapat mengendalikan proses sebelum batas keselamatan dicapai. Beberapa faktor yang perlu dipertimbangkan dalam penetapan marjin adalah:
(a) akurasi instrumen; (b) ketidakpastian dalam kalibrasi; (c) penyimpangan instrumen; (d) waktu tanggap sistem dan instrumen.
6.104. Jika sistem berbasis komputer digunakan untuk sistem proteksi reaktor, persyaratan di bawah ini harus diterapkan:
(a) perangkat keras dan lunak berkualitas tinggi harus digunakan; (b) proses pengembangan keseluruhan, termasuk pengendalian, pengujian dan
komisioning
perubahan
desain
harus
secara
sistematik
didokumentasikan dan dapat ditinjau ulang; (c) untuk memastikan keandalan sistem berbasis komputer, pengkajian sistem tersebut harus dilakukan oleh ahli yang independen terhadap perancang dan pemasoknya.
72
6.105. Bila integritas sistem berbasis komputer tidak dapat diperlihatkan dengan tingkat kepercayaan tinggi, cara berbeda untuk menjamin pemenuhan fungsi proteksi (misalkan dengan sistem analog) harus diberikan. Sistem Pendingin Reaktor dan Sistem Terkait
Sistem Pendingin Reaktor
6.106.
Sistem
pendingin
reaktor
harus
dirancang
untuk
menyediakan
pendinginan teras reaktor secara cukup dengan marjin yang dapat diterima dan dibuktikan.
6.107. Sistem yang mengungkung pendingin reaktor harus dirancang untuk memungkinkan dilakukannya pengujian dan inspeksi sehingga kemungkinan kebocoran, keretakan yang dapat berkembang cepat dan rusak getas dapat dideteksi. Pertimbangan harus diberikan pada rancangan untuk memperoleh karakteristik yang menjamin propagasi keretakan yang lambat. Konsep multi barier
dapat
diadopsi
(misalkan,
sistem
pendinginan
primer
mungkin
dikungkung secara penuh dalam blok kolam atau dalam rancangan khusus untuk mengatasi kebocoran yang mungkin).
6.108. Pada rancangan reaktor dengan pendingin air, perhatian khusus harus ditujukan untuk mencegah ketaktergenangan teras. Fitur khusus, seperti penetrasi di atas teras, lubang sifon atau sistem pengisolasi yang dapat mencegah hilangnya pendingin dari teras, perlu digunakan. Rancangan dan pembuatan sistem tersebut harus dijamin berkualitas tinggi dan ditambah dengan kemudahan diinspeksi, diuji dan redundan.
6.109. Pembatas pendingin reaktor harus dirancang untuk memudahkan pralayan (pre-service) dan inspeksi dalam-layanan (in service) serta pengujian.
6.110. Jka sistem terpisah dikehendaki untuk pendinginan teras setelah reaktor padam, sistem yang memadai dan andal, sebagai tambahan untuk sistem pendinginan primer, harus disediakan untuk memindahkan panas residual. 73
6.111. Untuk sistem reaktor yang menggunakan flapper24 atau sistem ekivalen untuk pendinginan sirkulasi alamiah, dan hal itu merupakan bagian dari sistem keselamatan (atau dipertimbangkan sebagai fitur keselamatan terekayasa), sejumlah
piranti
redundan
harus
digunakan
(dalam
penerapan
kriteria
kegagalan tunggal), termasuk piranti untuk verifikasi fungsi dan memberikan sinyal ke sistem proteksi reaktor.
6.112. Pendinginan reaktor jangka panjang harus disediakan dengan kinerja perpindahan panas yang andal dari bahan bakar ke pembuangan panas akhir.
6.113. Jika sistem dua fluida yang beroperasi pada tekanan yang berbeda dihubungkan, maka ada dua pilihan, yaitu keduanya harus dirancang untuk bertahan pada tekanan lebih tinggi, atau kelengkapan harus disediakan untuk menghilangkan kemungkinan tekanan rancangan sistem yang beroperasi pada tekanan lebih rendah terlampaui, dalam asumsi terjadinya kegagalan tunggal.
6.114. Reaktor harus dilengkapi dengan sistem pemantauan dan pengendalian sifat (misalnya pH dan konduktivitas) pendingan dan/atau moderator reaktor, dan untuk memindahkan substansi radioaktif, termasuk produk fisi, dari pendingin reaktor.
Sistem Pendinginan Teras Darurat
6.115. Jika dipersyaratkan, sistem pendinginan teras darurat harus disediakan untuk mencegah kerusakan bahan bakar dalam kecelakaan kehilangan air pendingin. Jenis kecelakaan apa yang harus ditangani oleh sistem pendinginan teras darurat harus diidentifikasi dan dianalisis untuk memperlihatkan bahwa sistem mampu memenuhi persyaratan tersebut.
24
Flapper adalah katup pasif yang membuka ketika aliran lebih rendah dari nilai yang
ditetapkan untuk memungkinkan pembentukan sirkuit sirkulasi alam dalam hal kehilangan aliran paksa.
74
6.116. Sistem pendinginan darurat tersebut harus mampu mempertahankan temperatur teras dalam batas-batas keselamatan yang diizinkan untuk jangka waktu yang cukup panjang.
6.117. Sistem pendinginan teras darurat harus mampu mencegah kerusakan yangsignifikan pada bahan bakar untuk rentang kecelakaan kehilangan air pendingin yang ditetapkan dalam dasar rancangan (yaitu, pada kondisi DBA, kerusakan bahan bakar dan pelepasan bahan radioaktif harus dijaga dalam batas yang diizinkan). Prosedur khusus untuk pendinginan teras pada kondisi BDBA harus dipertimbangkan.
6.118. Sistem pendinginan teras darurat harus dirancang dengan keandalan yang cukup untuk memenuhi persyaratan pada paragraf 6.35-6.43. Sistem harus dirancang sesuai funsi yang dikehendaki pada kejadian kegagalan tunggal apa pun.
6.119. Sistem pendinginan teras darurat harus dirancang untuk memudahkan inspeksi periodik komponen dan harus dirancang untuk kemudahan pengujian fungsi dalam rangka verifikasi kinerja.
Pengungkungan 6.120. Cara-cara pengungkungan25 harus dirancang untuk menjamin bahwa pelepasan bahan radioaktif (produk fisi dan produk aktivasi) menyusul sebuah
25
Pengungkungan adalah fungsi pengikatan bahan radioaktif dalam reaktor nuklir sehingga
mencegah atau memitigasi pelepasannya secara tak dikehendaki. Pengungkungan adalah satu fungsi keselamatan dasar yang dipersyaratkan untuk memenuhi dalam mode operasi normal, kejadian
operasional
terantisipasi,
kecelakaan
dasar
rancangan
dan,
sejauh
dapat
dipraktekkan, dalam kecelakaan di luar dasar rancangan (lihat pustaka [22], paragraf 4.6). Fungsi pengungkungan pada umumnya dipenuhi oleh beberapa barier mengitari bagian utama reaktor nuklir yang berisi bahan radioaktif (lihat paragraf 2.19, 6.6). Untuk reaktor riset, gedung reaktor adalah barier terakhir untuk menjamin pengungkungan. Pertimbangan dapat diberikan pada penggunaan struktur lain (misalkan blok reaktor dalam reaktor riset tertutup penuh) untuk memberikan pengungkungan yang secara teknis layak. Untuk kebanyakan rancangan reaktor
75
kecelakaan yang melibatkan kerusakan teras, tidak melampaui batas yang dapat diterima. Cara pengungkungan ini dapat berupa barier fisik yang menyelubungi bagian utama reaktor riset yang berisi bahan radioaktif. Barier fisik seperti itu harus dirancang agar mampu mencegah atau memitigasi pelepasan bahan radioaktif tak terencana baik dalam kondisi operasi maupun DBA. Pada umumnya, termasuk dalam sistem pengungkungan ini adalah gedung reaktor dan item yang lain. Item yang lain tersebut dapat berupa sumur atau tangki penampung luapan, sistem ventilasi darurat biasanya dengan filtrasi, piranti isolasi pada tempat penetrasi barier, dan satu titik pelepasan yang biasanya pada bagian yang ditinggikan.
6.121. Cara-cara pengungkungan harus dirancang dengan keandalan yang cukup untuk memenuhi persyaratan dalam paragraf 6.32-6.34.
6.123. Agar pengungkung berfungsi secara benar, tekanan di dalam barier harus ditetapkan pada tingkat yang akan mencegah pelepasan bahan radioaktif tak terkendali ke lingkungan. Pada penetapan tekanan ini, variasi kondisi atmosfer
(misalkan
kecepatan
angin
dan
tekanan
atmosfer)
harus
dipertimbangkan.
6.124. Dalam rancangan cara pengungkungan, pengaruh kondisi ekstrim (misalkan ledakan dalam barier) dan kondisi lingkungan akibat kecelakaan, termasuk kondisi yang timbul dari kejadian eksternal dan internal didaftar pada Lampiran, sejauh itu relevan (misalkan kondisi kebakaran dan kenaikan tekanan
yang
mengikuti)
harus
dipertimbangkan
sesuai
dengan
dasar
rancangan.
6.125. Barier harus dirancang dengan marjin yang tepat untuk tekanan tertingi yang diperkirakan melalaui hitungan dan beban temperatur pada kondisi DBA.
nuklir besar, struktur kuat yang melingkupi reaktor adalah barier terakhir yang memberikan pengungkungan. Struktur seperti itu disebut struktur sungkup atau secara singkat sungkup. Sungkup juga melindungi reaktor dari kejadian eksternal dan memberikan perisai radiasi dalam keadaan normal dan kecelakaan.
76
6.126. Setiap penetrasi yang melalui barier harus mampu ditutup secara otomatik dan andal jika kondisi DBA berlangsung (termasuk kondisi-kondisi yang mengakibatkan kenaikan tekanan), sehingga kebocoran dari barier dapat dikendalikan untuk mencegah pelepasan bahan radioaktif ke lingkungan.
6.127. Kelengkapan yang memungkinkan pengujian kinerja awal dan periodik dengan tujuan pemeriksaan laju kebocoran udara dan kinerja operasional sistem ventilasi harus dimasukkan dalam rancangan.
6.128. Ketika pengungkungan bergantung pada efisiensi filter, perlengkapan harus disediakan untuk pengujian periodik efisiensi filter secara in-situ
6.129.
Untuk
struktur
dan
komponen
yang
melaksanakan
fungsi
pengungkungan, penutup atau pelapisannya harus dipilih secara selektif dan metode penerapannya harus dipastikan untuk menjamin pemenuhan fungsi keselamatannya dan meminimumkan interferensi dengan fungsi keselamatan yang lain dalam hal penutup atau pelapis tersebut rusak.
6.130. Untuk reaktor riset yang memiliki bahaya potensial lebih besar, pertimbangan harus diberikan pada kelengkapan struktur pengungkung untuk menjamin bahwa dalam kondisi DBA, termasuk kejadian internal dan eksternal, setiap pelepasan bahan radioaktif akan dijaga lebih rendah dari batas yang diizinkan. Prosedur khusus harus disiapkan untuk mitigasi konsekuensi BDBA terseleksi.
Peralatan Eksperimental
6.131. Peralatan eksperimen harus dirancang sedemikian sehingga tidak memberi pengaruh buruk bagi keselamatan reaktor dalam setiap keadaan operasi. Secara khusus, peralatan eksperimen harus dirancang sedemikian sehingga operasi atau kegagalannya tidak akan berakibat pada perubahan reaktivitas reaktor yang tidak dapat diterima, pada pengurangan kapasitas pendinginan atau pada paparan radiasi yang tidak dapat diterima. 77
6.132. Dasar rancangan jarus ditetapkan untuk setiap piranti eksperimental baik yang terkait langsung maupun tidak dengan reaktor. Timbunan bahan radioaktif di dalam piranti eksperimen dan juga potensi pembangkitan atau pelepasan energi harus dipertimbangkan. Analisis keselamatan juga harus dilakukan, termasuk analisis kerusakan yang menyebabkan kerusakan piranti eksperimen oleh kejadian awal terpostulasi pada reaktor.
6.133. Jika piranti keselamatan disambungkan dengan sistem proteksi reaktor, piranti tersebut harus dirancang untuk mempertahankan kualitas sistem proteksi reaktor. Kemungkinan interaksi yang bersifat merusak harus dikaji.
6.134. Jika diperlukan untuk keselamatan reaktor dan keselamatan eksperimen, rancangan harus menyiapkan sistem pemantauan parameter eksperimen yang tepat di ruang kendali dan harus mencakup fitur keselamatan spesifik, jika perlu, untuk sistem reaktor, untuk alat eksperimen dan untuk fasilitas terkait yang lain, seperti ruang perlindungan yang berisi peralatan eksperimental yang menyimpan sejumlah energi.
6.135. Persyaratan untuk penggunaan yang aman dari peralatan eksperimen dan persyaratan untuk memutuskan peralatan dan eksperimen mana yang harus disampaikan ke badan pengawas harus dimasukkan dalam BKO. Kondisi batas dan BKO untuk keselamatan operasi (lihat paragraf 7.35) harus disiapkan dan disatukan secara tepat dalam BKO reaktor riset. Rencana dekomisioning awal
harus
disiapkan.
Panduan
lanjut
tentang
keselamatan
piranti
eksperimental diberikan dalam pustaka [15].
Instrumentasi dan Kendali
6.136. Reaktor harus dilengkapi dengan instrumentasi yang cukup untuk memantau operasi dan sistem proses dalam operasi normal serta merekam semua variabel yang penting untuk keselamatan. Selain itu, reaktor harus dilengkapi dengan pengendali yang tepat, baik manual maupun otomatik, untuk mempertahankan parameter dalam rentang operasi yang telah ditentukan. 78
Reaktor juga harus dilengkapi dengan indikator yang cukup dan instrumen perekam untuk memantau parameter reaktor terpenting selama dan menyusul kejadian operasi terantisipasi atau bahkan DBA. Instrumentasi ini juga harus memadai untuk keperluan tanggap darurat.
6.137. Seleksi dan penataan instrumentasi dan cara tampilan harus dirancang dengan pertimbangan prinsip ergonomik, untuk memungkinkan operator memahami informasi dan mengambil tindakan keselamatan yang tepat, sehingga mengurangi kemungkinan kesalahan operator. Pengaturan letak pada umumnya dipusatkan pada suatu ruang kendali utama dilengkapi dengan peralatan tepat. Tindakan yang tepat harus diambil untuk melindungi penghuni ruang kendali ini selama kejadian operasional terantisipasi dan kecelakaan.
6.138. Jika rancangan sedemikian sehingga sistem yang penting untuk keselamatan tergantung pada kinerja sistem berbasis komputer, standar dan praktek yang tepat untuk pengujian dan pengembangan perangkat keras dan lunak harus ditetapkan dan diadopsi sepanjang masa hidup sistem. Untuk sistem instrumentasi dan kendali digital berbasis komputer, verifikasi, validasi dan pengujian perangkat lunak harus dimungkinkan untuk dilakukan.
6.139. Tingkat keandalan yang disyaratkan harus sesuai dengan keutamaan keselamatan sistem. Tingkat keandalan yang disyaratkan harus dicapai dengan suatu strategi yang komprehensif yang menggunakan berbagai cara (termasuk rejim analisis dan pengujian yang efektif) pada tiap tahap pengembangan sistem dan strategi validasi untk memastikan bahwa persyaratan rancangan sistem telah terpenuhi. Kondisi penggunaan peralatan dan penyimpanannya serta efek faktor lingkungan (misalkan kelembaban, temperatur ekstrim, medan elektromagnetik) harus dipertimbangkan dalam analisis keandalan.
6.140. Tingkat keandalan yang diasumsikan dalam analisis keselamatan untuk sistem
berbasis
komputer
harus
mencakup
konservatisme
untuk
mengkompensasi kompleksitas melekat teknologi dan konsekuensi kesulitan dalam analisis.
79
6.141. Dalam rancangan sistem instrumentasi dan kendali, kelengkapan harus disediakan untuk startup sumber neutron dan instrumentasi yang didedikasikan untuk startup pada saat sistem dibutuhkan. Persyaratan ini harus dipenuhi untuk semua aktivitas komisioning dan setelah pemadaman yang panjang.
6.142. Sistem alarm audio dan visual harus disediakan untuk indikasi dini perubahan kondisi operasi reaktor yang dapat mempengaruhi keselamatannya.
6.143. Rancangan harus mencakup perlengkapan secukupnya untuk inspeksi, pengujian dan perawatan instrumentasi terkait keselamatan.
6.144. Jika dirasa perlu, ruang kendali tambahan yang terpisah dan independen secara fungsi dari ruang kendali utama harus dibuat dimana staf dapat mengoperasikan reaktor dalam kejadian darurat. Informasi tentang parameter yang penting dan kondisi radiologis dalam fasilitas serta lingkungannya harus disediakan dalam ruang kendali tambahan. Sistem yang dirancang untuk tujuan tersebut harus dipertimbangkan sebagai sistem terkait keselamatan..
Sistem Proteksi Radiasi
6.145. Sistem proteksi radiasi harus disediakan dalam fasilitas reaktor riset untuk menjamin pemantauan yang mencukupi baik pada kondisi operasi, DBA maupun bahkan BDBA, yang mencakup:
(a) alat ukur laju dosis stasioner untuk memantau laju radiasi lokal di tempat yang secara rutin ditempati oleh pekerja dan di tempat lain (misalkan tabung berkas) dimana tingkat radiasi dapat sering berubah. (b) Alat ukur laju dosis radiasi stasioner untuk mengindikasikan tingkat radiasi secara umum di beberapa tempat yang tepat dalam hal kejadian operasi terantisipasi, DBA dan, sepanjang dapat dipraktekkan, BDBA. (c) Pemantau untuk mengukur aktivitas radioaktif di atmosfer di area yang secara rutin dihuni oleh pekerja dan di tempat dimana tingkat aktivitas radioaktif di udara dapat mencapai batas yang memerlukan tindakan protektif. 80
(d) Peralatan dan laboratorium stasioner untuk menentukan konsentrasi radionuklida tertentu dalam sistem proses fluida dan di dalam sampel gas dan cairan yang diambil dari fasilitas reaktor riset atau lingkungan di sekitar reaktor dalam kondisi operasi, DBA atau BDBA. (e) Peralatan stasioner untuk memantau efluen sebelum atau selama pelepasannya ke lingkungan. (f) Piranti untuk mengukur kontaminasi radioaktif permukaan. (g) Instalasi dan peralatan yang diperlukan untuk mengukur dosis dan kontaminasi pekerja. (h) Pemantau radiasi di pintu masuk dan titik keluar-masuk yang lain dari fasilitas untuk bahan radioaktif yang dipindahkan dari gedung reaktor tanpa izin atau oleh kontaminasi tak dikehendaki.
6.146. Seperti disyaratkan, instrumentasi disebutkan di atas harus digunakan untuk memberikan indikasi di dalam ruang kendali dan posisi pengendalian yang tepat dalam semua keadaan operasional, DBA dan BDBA.
6.147. Tindakan harus diambil untuk mencegah penyebaran kontaminasi radioaktif dengan cara sistem pemantauan yang memadai (lihat juga paragraf 7.72-7.78).
6.148. Sebagai tambahan untuk pemantauan di dalam fasilitas, jika diperlukan, dipasang juga sistem pemantauan di perbatasan fasilitas untuk menentukan konsekuensi radiologi ke lingkungan. Sistem Penyimpanan dan Penanganan Bahan Bakar
6.149.
Rancangan
reaktor
riset
harus
mencakup
perlengkapan
untuk
penanganan dan penyimpanan bahan bakar segar dan teriradiasi secara aman.
6.150. Rancangan harus menyediakan tempat penyimpanan yang sesuai dengan jumlah bahan bakar bekas yang harus ditampung. Hal ini harus sesuai dengan program manajemen teras dan pemindahan bahan bakar dari fasilitas serta harus sesuai pula dengan persyaratan yang ditetapkan pada paragraf 81
6.154, dan kondisi batas terdokumentasi untuk operasi aman dan pengujian periodik seperti yang ditetapkan pada BKO dan LAK (lihat paragraf 7.35).
6.151. Rancangan harus mencakup kelengkapan untuk pengambilan bahan bakar dari teras secara aman pada setiap saat.
6.152. Implikasi penyimpanan bahan bakar teriradiasi jangka panjang harus dipertimbangkan dalam rancangan.
6.153. Sistem penanganan dan penyimpanan bahan bakar segar dan teriradiasi (bekas) harus dirancang untuk:
(a) mencegah timbulnya kritikalitas yang tak dikehendaki; (b) memungkinkan proses inspeksi dan pengujian periodik; (c) meminimalkan kehilangan atau kerusakan bahan bakar; (d) mencegah jatuhnya benda berat yang tak dikehendaki di atas bahan bakar; (e) memungkinkan penyimpanan bahan bakar yang rusak; (f) menyediakan sistem proteksi radiasi; (g) menyediakan fasilitas untuk memantau kondisi kimiawi dan aktivitas medium penyimpanan; (h) menyediakan proteksi fisik terhadap tindak pencurian dan sabotase; (i) mencegah beban tegangan pada bahan bakar dengan tingkat yang tidak dapat diterima; (j) mengidentifikasi setiap elemen bahan bakar.
6.154. Sistem penanganan dan penyimpanan bahan bakar teriradiasi harus dirancang dengan mempertimbangkan kecukupan pengambilan panas baik dalam kondisi operasi normal maupun DBA. Sistem Pasokan Daya Listrik
6.155. Dasar untuk sistem catu daya normal dan darurat harus ditentukan. Ketersediaan sistem pasokan daya listrik yang andal untuk fungsi-fungsi 82
penting (misalkan sistem proteksi reaktor, sistem pendinginan, sistem proteksi radiasi, komunikasi, proteksi fisik, sistem instrumentasi, penerangan darurat dan ventilasi darurat) dalam kondisi DBA harus dicakup dalam dasar rancangan.
6.156. Pertimbangan harus diberikan terhadap kebutuhan pasokan daya tak terputus.
6.157. Ketersediaan sistem catu daya listrik darurat dengan keandalan yang cukup harus dipertimbangkan untuk menjamin ketersediaan daya listrik darurat ketika itu diperlukan untuk sistem yang penting bagi keselamatan.
6.158. Periode maksimum ketaktersediaan catu daya listrik AC dan DC harus ditentukan dan dibuktikan bahwa hal itu dapat diterima.
6.159. Dalam rancangan sistem catu daya listrik darurat, persyaratan beban inisiasi berbagai item peralatan yang dilayani oleh sistem harus diperhitungkan.
6.160. Cara yang tepat untuk menguji kemampuan fungsi sistem catu daya listrik darurat harus diberikan dalam rancangan.
6.161. Dalam pemilihan ataupun pembuatan jalur kabel listrik, mekanisme kegagalan sebab-sama seperti kebakaran atau interferensi listrik harus dipertimbangkan, dan solusi yang tepat (seperti redundansi, pemisahan atau pemilihan bahan yang tepat) harus diadopsi dalam rancangan.
Sistem Limbah Radioaktif
6.162. Rancangan dan operasi (lihat paragraf 7.104) reaktor riset harus sedemikian sedemikian sehingga dapat meminimalkan pembangkitan limbah radioaktif. Sistem pengolahan limbah radioaktif harus mencakup perlengkapan pemantauan dan pengendalian untuk mempertahankan pelepasan bahan radioatif serendah yang dapat dicapai secara masuk akal dan lebih rendah dari batas yang diizinkan. 83
6.163. Perlengkapan untuk mengurangi paparan radiasi ke pekerja dan ke lingkungan,
misalnya
sistem
peluruhan
dan
perisai
radiasi,
harus
dipertimbangkan dalam rancangan.
6.164. Cara yang tepat untuk mengukur pembuangan ke lingkungan, seperti sistem sampling dan pemantauan efluen radioaktif, harus dipertimbangkan dalam rancangan
6.165.
Cara-cara
untuk
penanganan,
pengumpulanm
oemrosesan,
penyimpanan, pengambilan daei tapak dan pembuangan limbah radioaktif, sesuai dengan keperluan, harus disediakan dalam rancangan. Jika limbah radioaktif cair yang harus ditangani, kelengkapan harus tersedia untuk pendeteksian kebocoran dan pengambilan kembali limbah.
6.166. Sistem untuk penanganan limbah radioaktif padat atau terkonsentrasi, termasuk penyimpanan di dalam tapak untuk periode waktu yang masuk akal, harus diberikan dalam rancangan. Gedung dan Struktur
6.167. Gedung dan struktur yang penting dalam hubungannya dengan keselamatan harus dirancang untuk semua kondisi operasi reaktor, termasuk DBA dan jika mungkin BDBA. Meskipun demikian, item-item ini mungkin merupakan fitur keselamatan terekayasa yang harus memenuhi persyaratan khusus seperti disebutkan pada paragraf 6.32-6.34.
6.168. Gedung dan struktur yang penting untuk keselamatan juga harus dirancang sehingga dapat mempertahankan tingkat radiasi dan pelepasan radioaktif di dalam dan luar-tapak serendah mungkin dan tetap lebih rendah dari batas yang diizinkan dalam keadaan operasional dan DBA.
6.169. Persyaratan derajat ketakbocoran/kekedapan gedung reaktor atau gedung dan struktur lain yang berisi bahan radioaktif dan persyaratan untuk 84
sistem ventilasi harus ditentukan sesuai dengan hasil analisis keselamatan reaktor dan penggunaannya. Sistem Bantu
6.170. Kegagalan sistem bantu apa pun, meskipun sistem ini bukan merupakan bagian penting dari keselamatan, harus tidak mengacaukan keselamatan reaktor. Tindakan yang memadai harus diambil untuk mencegah pelepasan bahan radioaktif ke lingkungan dalam kejadian kegagalan setiap sistem bantu yang berisi bahan radioaktif.
6.171. Dimana perlu untuk keselamatan reaktor riset dan fasilitas terhubung, kelengkapan sistem komunikasi yang memadai diperlukan.
7. OPERASI26
KELENGKAPAN ORGANISASI
Struktur dan Tanggung Jawab Organisasi Pengoperasi
7.1. Organisasi pengoperasi harus membentuk struktur manajemen reaktor riset yang tepat dan harus menyediakan semua keperluan infrastruktur untuk pelaksanaan operasi reaktor. Organisasi untuk operasi reaktor (manajemen
26
Operasi mencakup semua aktivitas yang dilakukan untuk mencapai tujuan perancangan dan
konstruksi atau modifikasi suatu reaktor riset nuklir. Hal ini mencakup: perawatan, pengujian, dan inspeksi; penanganan bahan bakar dan bahan radioaktif, termasuk produksi radioisotop; pemasangan, pengujian dan operasi piranti eksperimental; penggunaan berkas neutron; penggunaan sistem reaktor riset untuk penelitian dn pengembangan dan pendidikan dan pelatihan; dan aktivitas terkait lain.
85
reaktor27) harus mencakup manajer reaktor dan personil pengoperasi. Organisasi pengoperasi harus menjamin bahwa semua kelengkapan yang dibutuhkan untuk semua fungsi yang berhubungan dengan operasi dan penggunaan fasilitas reaktor riset secara aman, seperti inspeksi, pengujian dan perawatan periodik, proteksi radiasi, jaminan kualitas dan layanan pendukung yang sesuai.
7.2. Organisasi pengoperasi harus bertanggung jawab secara keseluruhan terhadap keselamatan reaktor riset, yang harus tidak didelegasikan. Manajer reaktor harus memiliki tanggung jawab langsung dan kewenangan yang diperlukan untuk operasi reaktor riset secara aman. Meskipun demikian, badan pengawas harus memegang kewenangan untuk melarang aktivitas tertentu atau untuk mensyaratkan pertimbangan ulangnya jika hal itu memang dipandang perlu. Untuk itu, sistem untuk tinjau ulang dan pelaporan kejadian abnormal harus dibentuk.
7.3. Organisasi pengoperasi harus menetapkan fungsi dan tanggung jawab posisi-posisi kunci dalam organisasi untuk operasi reaktor. Khususnya, organisasi pengoperasi harus membentuk jalur otoritas dan komunikasi secara jelas antara manajer reaktor, panitia keselamatan, kelompok proteksi radiasi, kelompok perawatan, personil jaminan kualitas dan pelaksana eksperimen.
7.4. Organisasi pengoperasi harus menentukan posisi staf yang mensyaratkan lisensi atau sertifikat dan harus memberikan pelatihan yang memadai sesuai dengan
persyaratan
badan
pengawas
(lihat
juga
paragraf
7.11-7.27).
Khususnya, manajer reaktor, supervisor dan operator reaktor harus memegang lisensi atau sertifikat yang dikeluarkan oleh otoritas yang tepat.
7.5. Organisasi pengoperasi harus menetapkan dan menerapkan program proteksi radiasi untuk menjamin bahwa semua aktivitas yang melibatkan paparan radiasi atau potensi paparan telah direncanakan, disupervisi dan 27
Manajemen reaktor terdiri dari anggota organisasi pengoperasi yang memiliki tanggung
jawab dan otoritas untuk mengendalikan fasilitas operasi reaktor riset.
86
dijalankan untuk mencapai tujuan yang disebutkan pada paragraf 7.93-7.107. Secara khusus, organisasi pengoperasi harus menjamin bahwa tindakan yang mencukupi tersedia untuk memberikan perlindungan terhadap bahaya radiasi yang timbul dari proyek penggunaan atau modifikasi reaktor (lihat juga paragraf 7.42-7.50).
7.6. Organisasi pengoperasi harus memegang tanggung jawab keseluruhan untuk penyiapan dan penyelesaian secara memuaskan program komisioning (lihat paragraf 7.42-7.50).
7.7. Organisasi pengoperasi harus menyiapkan dan mengeluarkan spesifikasi dan
prosedur,
pengambilan,
khususnya
untuk
penyimpanan,
pengadaan,
pemindahan
dan
pemuatan, pengujian
pemanfaatan, bahan
bakar,
komponen teras dan bahan fisil segar atau teriradiasi.
7.8. Dalam tahap pengoperasian reaktor riset, organisasi pengoperasi harus mengenal dengan baik proyek dekomisioning pada reaktor sejenis untuk memudahkan
pengkajian
kompleksitas
dan
biaya
dekomisioning
akhir
reaktornya sendiri. Sebelum dekomisioning, organisasi pengoperasi harus menyiapkan rencana rinci untuk menjamin keselamatan selama dekomisioning nantinya.
7.9. Organisasi pengoperasi harus menyiapkan laporan rangkuman periodik yang berisi tentang hal-hal yang berhubungan dengan keselamatan seperti disyaratkan oleh badan pengawas dan harus menyampaikan laporan tersebut ke panitia keselamatan dan ke badan pengawas.
7.10. Organisasi harus bertanggungjawab untuk menjamin hal-hal berikut:
(a) Rancangan yang memungkinkan reaktor riset dioperasikan secara aman dan reaktor dibangun sesuai dengan rancangan yang telah disetujui. (b) LAK disiapkan dan dipertahankan terkini. (c) Proses komisioning membuktikan bahwa persyaratan perancangan telah dipenuhi. 87
(d) Program proteksi radiasi disusun dan diterapkan. (e) Prosedur kedaruratan telah ditetapkan dan diterapkan. (f) Reaktor riset selalu dioperasikan dan dirawat sesuai dengan persyaratan keselamatan oleh personil terkualifikasi secara tepat dan personil yang berpengalaman. (g) Personil dengan tanggung jawab terkait dengan pengoperasian yang aman telah dilatih secara mencukupi, dan program pelatihan dan penyegaran ditetapkan, diterapkan dan dijaga tetap terkini serta secara periodik dikaji ulang untuk verifikasi efektivitasnya (lihat juga paragraf 7.27-7.28). (h) Fasilitas dan layanan tersedia secara cukup selama operasi. (i) Informasi tentang kejadian yang dapat dilaporkan, termasuk setiap pengkajian kejadian itu dan tindakan perbaikan yang dimaksudkan, disampaikan ke badan pengawas. (j) Budaya keselamatan ditumbuhkembangkan dalam organisasi untuk menjamin bahwa sikap personil dan tindakan serta interaksi semua individu dan organisasi benar-benar kondusif untuk operasi yang aman (lihat paragraf 2.11-2.14). (k) Program jaminan kualitas (lihat catatan kaki 14) yang tepat tersedia dan diterapkan (lihat paragraf 2.21 dan 4.5-4.13). (l) Manajemen reaktor diberi kewenangan dan sumber daya yang cukup untuk dapat memenuhi tugasnya secara efektif. (m)Reaktor riset dioperasikan dan dipertahankan sesuai BKO dan prosedur operasi (lihat paragraf 7.29-7.41 dan 7.51-7.55). (n) Bahan fisil dan radioaktif yang digunakan atau dibangkitkan harus terkendali. (o) Pengalaman operasi, termasuk pengalaman operasi pada reaktor yang mirip, secara hati-hati dipelajari untuk mengetahui tanda-tanda pemicu kecenderungan ke kondisi yang berlawanan dengan keselamatan, sehingga tindakan perbaikan dapat dilakukan sebelum kondisi buruk yang lebih serius muncul dan pengulangan kejadian dapat dicegah. Personil Pengoperasi
88
7.11. Organisasi pengoperasi harus menunjuk tanggung jawab langsung dan kewenangan operasi reaktor yang aman kepada manajer reaktor. Tugas utama manajer reaktor harus mencakup pengejawantahan tanggung jawab tersebut (lihat
paragraf
7.2).
Manajer
reaktor
harus
memiliki
tanggung
jawab
keseluruhan untuk semua aspek operasi, inspeksi, pengujian dan perawatan periodik serta penggunaan dan modifikasi reaktor.
7.12. Manajer reaktor harus secara jelas mendokumentasikan tugas, tanggung jawab, pengalaman diperlukan dan persyaratan pelatihan untuk personil pengoperasi, dan jalur komunikasinya. Personil lain yang terlibat dalam operasi atau pemanfaatan reaktor (misalkan personil pendukung teknis dan pelaksana eksperimen) harus juga memiliki tugas, tanggung jawab dan jalur komunikasi yang terdokumentasi secara jelas.
7.13.
Manajer
rekruitmen
reaktor
personil
harus
dengan
menentukan berbagai
persyaratan
disiplin
yang
minimum
untuk
diperlukan
untuk
keselamatan operasi pada semua kondisi operasi reaktor. Persyaratan ini termasuk jumlah personil dan tugasnya. Personil yang diberi tugas sebagai supervisi langsung trhadap operasi harus secara jelas diidentifikasi setiap saat. Ketersediaan staf yang akan diperlukan untuk berperan pada saat kondisi kecelakaan juga diidentifikasi.
7.14. Manajer reaktor harus bertanggung jawab dalam menjamin bahwa personil yang dipilih untuk operasi reaktor telah diberi pelatihan dan penyegaran yang diperlukan untuk operasi yang aman dan efisien dan pelatihan dan penyegaran tersebut dievaluasi secara benar. Harus ada pelatihan yang diikuti yan gberhubungan dengan prosedur baik dalam kondisi operasional maupun kecelakaan (lihat paragraf 7.51-7.55).
7.15. Meskipun telah ada personil proteksi radiasi independen (lihat paragraf 7.22),
personil
pengoperasi,
termasuk
personil
pendukung
teknis
dan
pelaksana eksperimen, harus diberikan pelatihan proteksi radiasi yang sesuai.
89
7.16. Program rinci mengenai operasi reaktor dan eksperimen menggunakan reaktor harus disiapkan sebelumnya dan harus disetujui oleh manajer reaktor.
7.17. Manajer reaktor harus bertanggung jawab atas aktivitas yang terkait dengan manajemen teras, penanganan bahan bakar serta penanganan bahan fisil lain.
7.18. Manajer reaktor harus secara periodik melakukan tinjau ulang atas operasi reaktor, termasuk eksperimen, dan mengambil tindakan perbaikan yang diperlukan dalam hal terjadi masalah yangteridentifikasi. Manajer reaktor harus memperoleh saran dari panitia keselamatan atau harus mengundang penasihat untuk meninjau ulang isu keselamatan penting yang muncul dalam komisioning, operasi, inspeksi, pengujian dan perawatan periodik, dan modifikasi reaktor dan eksperimen.
7.19. Personil pengoperasi harus mengoperasikan fasilitas sesuai dengan BKO dan prosedur yang telah disetujui (lihat paragraf 7.29-7.41 dan 7.51-7.55). Jumlah dan jenis personil pengoperasi yang diperlukan akan tergantung pada aspek rancangan reaktor, seperti tingkat daya, siklus tugas dan penggunaan.
7.20. Setiap operator reaktor yang berlisensi atau yang memiliki kewenangan harus memiliki kewenangan untuk memadamkan reaktor jika ada alasan keselamatan.
7.21. Kelompok perawatan harus ditetapkan oleh organisasi pengoperasi untuk menerapkan program inspeksi, pengujian dan perawatan periodik seperti disebutkan pada paragraf 7.56-7.66. Pada beberapa reaktor riset, supervisor dan operator reaktor dilatih untuk melakukan tugas ini. Personil Proteksi Radiasi
7.22. Kelompok proteksi radiasi harus ditetapkan untuk menyiapkan dan menerapkan program proteksi radiasi dan menyarankan kepada manajer
90
reaktor dan organisasi pengoperasi terhadap hal yang berhubungan dengan proteksi radiasi. Hal ini didiskusikan pada paragraf 7.93-7.107. Personil Pendukung Tambahan
7.23. Organisasi pengoperasi harus menyediakan personil teknis tambahan seperti staf untuk pelatihan, staf keselamatan dan kimiawan reaktor.
7.24. Organisasi pengoeprasi harus mengatur penyediaan asistensi oleh personil kontraktor sejauh diperlukan.
Panitia Keselamatan
7.25. Panitia Keselamatan yang bertugas memberikan pertimbangan kepada manajer reaktor (lihat paragraf 4.15) harus memberikan penilaian terhadap persoalan keselamatan yang disampaikan oleh manajer reaktor. Secara khusus,
Panitia
Keselamatan
harus
melakukan
tinjau
ulang
terhadap
kecukupan dan keselamatan eksperimen dan modifikasi yang diusulkan dan harus memberikan rekomendasi tindakan kepada manajer reaktor. (Lihat juga paragraf 4.15 dan 7.18)
7.26. Apapun pertimbangan Panitia Keselamatan, manajer reaktor (lihat paragraf 7.15) harus memiliki kewenangan untuk menolak atau menunda pelaksanaan eksperimen atau modifikasi yang oleh manajer reaktor dipandang tidak aman dan harus menyampaikan usulan eksperimen tersebut ke otoritas yang lebih tinggi untuk mendapatkan tinjau ulang tambahan. PELATIHAN, PENYEGARAN DAN KUALIFIKASI
7.27. Program pelatihan dan penyegaran harus disiapkan dan diterapkan untuk personil pengoperasi, termasuk manajer reaktor, supervisor, operator reaktor, staf proteksi radiasi, personil perawatan, personil jaminan kualitas dan pekerja lain yang bekerja di fasilitas reaktor riset. Pelatihan dan penyegaran reguler
91
harus disiapkan untuk meningkatkan pengetahuan dan kemampuan personil secara kontinyu.
7.28. Prosedur untuk verifikasi efektivitas program pelatihan dan kualifikasi harus disiapkan.
BATAS DAN KONDISI OPERASI
Umum
7.29. Sekumpulan BKO yang penting untuk keselamatan reaktor, termasuk batas keselamatan, penetapan sistem keselamatan, kondisi pembatas untuk operasi aman, persyaratan untuk inspeksi, penngujian dan perawatan berkala dan persyaratan administratif lain, harus ditetapkan dan disampaikan ke badan regulasi untuk dilakukan tinjau ulang dan kajian.
7.30. BKO tersebut harus digunakan untuk menyediakan kerangka kerja operasi reaktor riset secara aman. BKO harus disiapkan untuk setiap tahap dalam masa hidup reaktor (misalnya, komisioning dan operasi). Personil pengoperasi harus memahami dengan baik BKO tersebut.
7.31. BKO harus dipilih secara memadai, ditetapkan secara jelas dan diuraikan secara tepat (misalkan dengan menyatakan secara jelas, untuk setiap BKO, tujuan keterpakaian dan spesifikasinya; yaitu batas yang ditetapkan dan dasarnya). Pemilihan dan nilai BKO harus mengacu dalam LAK, pada rancangan reaktor atau pada aspek yang terkait dengan tindak pengoperasian, dan harus dapat diperlihatkan bahwa hal itu konsisten dengan LAK yang mencerminkan status terkini reaktor. Batas Keselamatan
7.32. Batas keselamatan harus ditentukan untuk menjaga integritas barier fisik yang melindungi reaktor riset terhadap pelepasan bahan radioaktif tak terkendali. Untuk banyak reaktor riset, barier fisik yang pertama dan utama 92
adalah kelongsong elemen bahan bakar. Untuk reaktor yang lain, barier fisik utama adalah batas pendingin primer.
7.33. Batas keselamatan tersebut ditujukan untuk parameter yang penting seperti temperatur dan variabel proses yang dapat diukur yang dapat mempengaruhi integritas barier dan yang dapat dikendalikan. Penetapan (Nilai Batas) Sistem Keselamatan
7.34. Untuk setiap parameter yang ditetapkan sebagai batas keselamatan dan parameter terkait keselamatan lain yang penting, harus ada sistem yang memantau parameter tersebut dan memberikan sinyal yang dapat digunakan dalam mode otomatik untuk mencegah parameter tersebut melampaui batas yang ditetapkan. Titik yang dipilih untuk sebagai saat dilakukannya tindakan pencegahan itu dan mencerminkan marjin keselamatan minimum yang diizinkan disebut sebagai nilai batas sistem keselamatan. Marjin keselamatan tersebut akan memberikan kelonggaran untuk, di antaranya, karakteristik transien sistem, waktu tanggap peralatan dan ketakakuratan alat pengukuran. Kondisi Pembatas untuk Operasi yang Aman
7.35. Kondisi pembatas untuk operasi yang aman adalah kondisi yang ditetapkan untuk menjamin bahwa ada marjin yang dapat diterima antara nilai operasi normal dan nilai batas sistem keselamatan. Penentuan kondisi pembatas untuk operasi yang aman ini dimaksudkan menghindari aktuasi sistem keselamatan terlalu sering yang tak dikehendaki. Kondisi pembatas operasi aman harus mencakup batas parameter operasi, persyaratan yang terkait dengan peralatan dapat operasi minimum dan tingkat pekerja minimum serta tindakan yang ditetapkan yang harus dilakukan oleh personil pengoperasi untuk mempertahankan batas sistem keselamatan.
Persyaratan Untuk Inspeksi, Pengujian Periodik dan Perawatan
93
7.36. Persyaratan untuk frekuensi dan lingkup inspeksi, pengujian dan perawatan periodik, pemeriksaan kemampuoperasian, dan kalibrasi semua item yang penting dalam keselamatan untuk menjamin kesesuaian dengan nilai batas sistem keselamatan dan kondisi pembatas untuk operasi aman, harus ditetapkan.
7.37. Persyaratan untuk inspeksi, pengujian dan perawatan periodik tersebut harus
mencakup
spesifikasi
yang
menyatakan
secara
jelas
tentang
kemamputerapan, frekuensi kinerja dan deviasi yang dapat diterima. Untuk pertimbangan
fleksibilitas
operasi,
spesifikasi
tentang
frekuensi
harus
menyatakan interval rata-rata dengan maksimum yang tidak boleh dilampaui. Persyaratan Administratif
7.38. BKO harus mencakup persyaratan atau pengendalian administratif tentang struktur organisasi dan tanggung jawab posisi kunci dalam operasi reaktor, pengaturan personil (staffing), pelatihan dan penyegaran personil fasilitas, prosedur tinjau ulang dan audit, modifikasi, eksperimen, catatan dan laporan, dan tindakan yang diminta menyusul pelanggaran BKO. Pelanggaran BKO
7.39. Dalam hal operasi reaktor menyimpang dari satu atau lebih BKO, tindakan penyelesaian harus diambil dan badan pengawas harus diberi tahu.
7.40. Tindakan-tindakan yang harus diambil oleh personil pengoperasi dan batas waktu yang diizinkan jika kondisi batas untuk operasi aman dilampaui harus dipersiapkan secara tertulis sebelumnya. Dalam hal ini manajemen reaktor harus menjalankan investigasi tentang sebab dan konsekuensi dan harus mengambil tindakan yang tepat untuk mencegah terulangnya kejadian. Badan pengawas harus diberitahu secepatnya.
7.41. Jika batas keselamatan tidak dapat diamati, reaktor harus segera dipadamkan dan dipertahankan dalam kondisi aman. Dalam situasi ini, badan 94
pengawas harus segera diberi tahu, investigasi sebab dan konsekuensi harus segera dilakukan oleh organisasi pengoperasi dan laporan harus segera disampaikan
ke
badan
pengawas
untuk
pengkajian
sebelum
reaktor
dioperasikan kembali.
KOMISIONING
Program Komisioning
7.42. Program komisioning yang memadai harus disiapkan untuk pengujian komponen dan sistem reaktor setelah pembangunan atau modifikasinya guna menunjukkan bahwa komponen dan sistem telah sesuai dengan tujuan rancangan dan kriteria kinerja. Program komisioning ini dimaksudkan untuk menguji komponen dan sistem reaktor apakah telah memenuhi tujuan desain dan kriteria kinerja atau tidak. Program komisioning tersebut harus menetapkan pula: organisasi dan tanggung jawab untuk komisioning, tahap komisioning, pengujian SSK yang layak dengan dasar nilai kepentingan dalam keselamatan, jadwal pengujian, prosedur komisioning dan pelaporan, metode tinjau ulang dan verifikasi, pengolahan kekurangan dan penyimpangan dan persyaratan untuk dokumentasi.
7.43.
Peralatan
eksperimental
yang
akan
digunakan
harus
mendapat
pertimbangan yang mencukupi selama komisioning reaktor.
7.44. Program komisioning tersebut harus disampaikan ke panitia keselamatan dan badan pengawas dan harus ditinjau ulang dan dikaji sebelum diterapkan. Organisasi dan Tanggung Jawab
7.45. Organisasi pengoperasi, perancang dan fabrikator (pembuat) harus bersama-sama terlibat dalam penyiapan dan eksekusi program komisioning. Proses komisioning harus melibatkan kerjasama antara organisasi pengoperasi dan pemasok untuk menjamin cara efektif mengenal karakteristik reaktor. 95
Sementara itu, hubungan erat antara badan pengawas dan organisasi pengoperasi harus tetap terjalin selama proses komisioning. Khususnya, hasilhasil pengujian yang secara langsung berpengaruh terhadap keselamatan harus dapat diakses oleh panitia keselamatan dan badan pengawas untuk melakukan tinjau ulang dan persetujuan.
Tahapan dan Pengujian Komisioning
7.46. Uji komisioning harus diatur dalam kelompok sesuai fungsi dan dalam urutan yang logik. Urutan itu termasuk uji pra-operasi, uji kritikalitas awal, uji daya rendah, peningkatan daya dan uji daya. Satu uji harus hanya dapat dilakukan
jika
urutan
sebelumnya
telah
berhasil
dilakukan.
Program
komisioning harus dibagi dalam beberapa tahapan yang pada umumnya diatur dalam urutan sebagai berikut:
-
Tahap A: uji sebelum pemuatan bahan bakar;
-
Tahap B: pemuatan bahan bakar, uji kritikalitas awal dan uji daya rendah;
-
Tahap C: peningkatan daya dan uji daya.
Prosedur Komisioning dan Pelaporan
7.47. Prosedur harus disiapkan, ditinjau ulang dan disetujui untuk setiap tahapan komisioning sebelum dimulainya tahap tersebut. Selanjutnya, aktivitas komisioning harus dilakukan menurut prosedur tertulis yang telah disetujui tersebut. Jika perlu, prosedur harus mencakup titik-pegang, yaitu saat untuk pelaporan dan keikutsertaan panitia keselamatan, badan luar, pembuat dan badan pengawas.
7.48. Program komisioning harus mencakup kelengkapan dan prosedur untuk audit, tinjau ulang dan verifikasi sebagai cara untuk menjamin bahwa program telah dilaksanakan sesuai rencana dan tujuan telah tercapai seluruhnya. Kelengkapan juga harus disiapkan untuk menyelesaikan setiap kekurangan atau penyimpangan yang dijumpai selama uji komisioning. 96
7.49. Laporan aktivitas komisioning harus disusun serinci mungkin dan sesuai dengan persyaratan jaminan kualitas. Laporan tersebut mencakup lingkup, urutan dan hasil yang diharapkan. Secara lebih rinci isi laporan tersebut harus mencakup hal-hal berikut:
(a) tujuan pengujian dan hasil yang diharapkan; (b) kelengkapan keselamatan yang disyaratkan selama pengujian; (c) tindakan pencegahan (pengamanan) dan pra-kondisi. (d) prosedur pengujian. (e) laporan pengujian, termasuk rangkuman data terkumpul dan analisisnya, evaluasi hasil, identifikasi kelemahan, jika ada, dan setiap tindakan perbaikan yang diperlukan.
7.50. Hasil uji komisioning, baik yang dilakukan oleh organisasi pengoperasian maupun oleh pemasok, harus tersedia pada organisasi pengoperasian dan dijaga semasa hidup reaktor. PROSEDUR PENGOPERASIAN
7.51. Prosedur pengoperasian harus disiapkan dan ditetapkan untuk semua operasi yang terkait dengan keselamatan yang mungkin dilakukan selama umur fasilitas, termasuk:
(a) Komisioning. (b) Operasi pada semua kondisi operasi dan, jika cocok, pemuatan, pengambilan dan perpindahan elemen dan perangkat bahan bakar atau komponen reflektor dan teras yang lain, termasuk peralatan eksperimen, di dalam reaktor,. (c) Perawatan komponen atau sistem utama yang berhubungan dengan keselamatan. (d) Inspeksi periodik, kalibrasi dan pengujian SSK yang penting untuk operasi reaktor secara aman. (e) Aktivitas proteksi radiasi. 97
(f) Proses
tinjau
ulang
dan
persetujuan
untuk
operasi,
perawatan,
pelaksanaan iradiasi dan eksperimen yang dapat berpengaruh pada keselamatan reaktor atau pada reaktivitas teras. (g) Tanggapan operator reaktor dalam hal antisipasi terhadap kejadian operasi terantisipasi, DBA dan jika diperlukan, BDBA. (h) Kedaruratan28. (i) Proteksi fisik. (j) Penanganan limbah radioaktif dan pematauan dan pengendalian pelepasan radioaktif. (k) Inspeksi, pengujian dan perawatan periodik reaktor dan sistem bantu selama periode pemadaman berkepanjangan. (l) Pemanfaatan. (m)Modifikasi. (n) Aktivitas yang bermotif administratif tetapi memiliki kemungkinan berpengaruh pada keselamatan (misalkan pengendalian pengunjung). (o) Jaminan kualitas.
7.52. Prosedur pengoperasian harus disiapkan oleh personil pengoperasi reaktor
bekerjasama,
jika
memungkinkan,
dengan
perancang
reaktor,
fabrikator, dan dengan staf lain di dalam organisasi pengoperasi serta petugas proteksi
radiasi.
Salah
satu
hal
terpenting
adalah
bahwa
prosedur
pengoperasian tersebut harus konsisten dengan BKO dan berguna untuk pengamatan BKO setiap saat. Prosedur pengoperasian harus disusun sesuai prosedur umum jaminan kualitas yang mengatur tentang format, penyusunan, tinjau ulang dan pengendaliannya. Prosedur pengoperasian harus ditinjau ulang secara independen (misalkan oleh panitia keselamatan) dan disetujui oleh manajer reaktor.
7.53. Prosedur pengoperasian harus ditinjau ulang dan diperbarui secara periodik dengan dasar dari pengalaman penggunaannya, atau, jika kebutuhan
28
Dalam banyak hal, prosedur kedaruratan disusun sebagai elemen rencana kedaruratan
terpisah (lihat paragraf 7.72-7.78).
98
meningkat, sesuai dengan prosedur internal yang telah ditetapkan sebelumnya. Prosedur tersebut harus tersedia selama operasi reaktor.
7.54. Semua yang terlibat dalam pengoperasian dan pemanfaatan reaktor harus menerima pelatihan tentang prosedur pengoperasian tersebut.
7.55. Seandainya ada aktivitas yang tidak dicakup dalam prosedur tersebut, maka prosedur tambahan harus disiapkan, dikaji dan disetujui sebelum operasi dimulai. Pelatihan tambahan untuk staf yang relevan dengan prosedur tersebut harus diberikan.
INSPEKSI, PENGUJIAN dan PERAWATAN PERIODIK
7.56. Inspeksi, pengujian dan perawatan periodik harus dilaksanakan dalam setiap reaktor riset adalah untuk menjamin bahwa SSK dapat berfungsi sesuai dengan maksud rancangan dan persyaratan yang ditetapkan, sesuai dengan BKO dan keselamatan jangka panjang reaktor. Dalam hal ini, istilah perawatan, termasuk di dalamnya perawatan pencegahan dan perawatan perbaikan.
7.57. Program inspeksi, pengujian dan perawatan periodik tersebut, khususnya item yang berhubungan dengan keselamatan reaktor, harus terdokumentasi yang didasarkan pada LAK. Dengan program tersebut harus dijamin bahwa tingkat keselamatan tidak berkurang selama eksekusinya. Program ini harus senantiasa secara berkala dikaji ulang untuk memasukkan pengalaman operasi. Semua kegiatan inspeksi, pengujian dan perawatan periodik untuk sistem atau item yang penting bagi keselamatan harus dilaksanakan mengikuti prosedur tertulis yang telah disetujui. Prosedur harus menentukan tindakantindakan yang harus dilakukan untuk setiap perubahan dari konfigurasi reaktor normal dan harus mencakup kelengkapan untuk restorasi ke konfigurasi normal setelah penyelesaian aktivitas. Sistem izin kerja yang sesuai dengan persyaratan jaminan kualitas harus diterapkan untuk inspeksi, pengujian dan perawatan berkala, termasuk prosedur pengecekan sebelum dan setelah pekerjaan. Prosedur ini harus mencakup kriteria penerimaan. Harus tersedia
99
struktur tinjau ulang dan persetujuan untuk pelaksanaan pekerjaan yang didefinisikan secara jelas.
7.58. Inspeksi tak-rutin atau perawatan perbaikan sistem atau item yang penting untuk keselamatan harus dilaksanakan sesuai dengan prosedur dan rencana dipersiapkan secara khusus. Inspeksi in-service yang dilaksanakan untuk tujuan keselamatan dan dengan dasar program harus dilaksanakan dengan cara yang mirip.
7.59. Keputusan pekerjaan perawatan terhadap peralatan yang terpasang, pemindahan peralatan dan pemasangan kembali peralatan setelah perawatan harus:
(a) menjadi bagian tanggung jawab manajer reaktor; (b) sesuai dengan tujuan untuk mempertahankan tingkat keselamatan reaktor seperti dinyatakan dalam BKO.
7.60. Frekuensi inspeksi, pengujian dan perawatan setiap SSK harus diatur berdasarkan pada pengalaman dan harus sedemikian sehingga dapat menjamin keandalan yang memadai, sesuai dengan persyaratan yang ditetapkan pada paragraf 6.53.
7.62. Perawatan harus tidak mengakibatkan, baik sengaja atau tidak, perubahan rancangan sistem reaktor yang tengah dirawat. Jika hal itu terjadi, maka harus mengikuti prosedur dan persyaratan modifikasi.
7.63. Personil yang terkualifikasi secara tepat, yang bertugas melakukan verifikasi apakah aktivitas telah dilaksanakan sesuai dengan prosedur operasi yang tepat dan sesuai dengan BKO, harus melakukan kajian terhadap hasil inspeksi, pengujian dan perawatan berkala. Dalam hal ini personil tersebut harus.
7.64. Badan pengawas harus diberi informasi setiap ketidaksesuaian yang signifikan bagi keselamatan. Pengkajian perawatan harus dilakukan dan 100
koordinator aktivitas perawatan harus meninjau ulang hasilnya. Kelanjutan operasi harus mendapat persetujuan koordinator aktivitas keselamatan. MANAJEMEN TERAS dan PENANGANAN BAHAN BAKAR
7.65. Manajemen teras harus dipergunakan untuk mendukung pengoperasian teras yang aman sesuai dengan kebutuhan program eksperimen. Kegiatan dasar manajemen teras adalah sebagai berikut:
(a) Menentukan, dengan perhitungan menggunakan metode dan program komputer yang tervalidasi, lokasi bahan bakar, reflektor, peralatan keselamatan (misalnya: batang penyerap neutron, katup pengambilan moderator dan racun dapat bakar), peralatan eksperimen dan moderator pada posisi yang tepat di teras. (b) Menjaga dan memperbaharui data dasar parameter untuk konfigurasi bahan bakar dan teras. (c) Membeli bahan bakar berdasarkan maksud rancangan dan persyaratan BKO. (d) Melaksanakan pemuatan bahan bakar mengikuti prosedur penanganan bahan bakar. (e) Memanfaatkan secara maksimal teras reaktor dengan tetap menjamin integritas bahan bakar, yaitu dengan mempertahankan parameter sesuai dengan maksud rancangan dan asumsi seperti dinyatakan dalam BKO reaktor, dan dengan mendeteksi, mengidentifikasi dan mengambil bahan bakar yang rusak. (f) Mengambil bahan bakar teriradiasi pada saat yang tepat.
7.66. Selain aktivitas di atas, aktivitas lain yang harus dilakukan dalam program manajemen teras untuk menjamin penggunaan bahan bakar secara aman dalam teras atau untuk memudahkan aktivitas dasar manajemen teras adalah:
(a) Mengkaji implikasi keselamatan dari setiap bahan atau komponen teras yang akan digunakan untuk iradiasi.
101
(b) Melakukan investigasi penyebab kerusakan bahan bakar dan mencari cara untuk menghindari kegagalan semacam itu. (c) Mengkaji efek iradiasi terhadap bahan dan komponen teras.
7.67.
Penanganan
bahan
bakar
meliputi
pergerakan,
penyimpanan,
pemindahan, pengepakan dan pengiriman bahan bakar segar dan bekas. Persyaratan keselamatan yang dapat diterapkan harus sesuai dengan masingmasing proses tersebut.
7.68. Prosedur harus disiapkan untuk menangani elemen bahan bakar dan komponen teras untuk menjamin kualitas, keselamatan dan proteksi fisik dan guna menghindari kerusakan bahan bakar. Sebagai tambahan, BKO harus ditetapkan dan prosedur harus disiapkan dalam kaitan dengan kerusakan elemen bahan bakar sedemikian sehingga dapat menekan jumlah bahan radioaktif yang dilepas. Integritas bahan bakar dan teras harus secara terus menerus dipantau menggunakan sistem deteksi kegagalan kelongsong, tidak harus on-line. Jika dideteksi adanya kerusakan bahan bakar, maka reaktor harus dipadamkan dan bahan bakar yang rusak harus diidentifikasi dan diambil dari teras.
7.69. Pengepakan dan transport perangkat bahan bakar segar dan bekas harus dilakukan
sesuai
dengan
persyaratan
nasional
dan
internasional
dan,
seperlunya, sesuai dengan pustka [18].
7.70. Sistem pencatatan yang komprehensif harus dipunyai sesuai dengan program
jaminan
kualitas
untuk
mencakup
manajemen
teras,
aktivitas
penanganan bahan bakar, komponen teras dan penyimpanan bahan bakar. KESELAMATAN TERHADAP KEBAKARAN
7.71. Organisasi pengoperasi harus melakukan analisis keselamatan terhadap kebakaran secara periodik. Analisis ini harus mencakup pengkajian terhadap kelemahan
sistem
pertahanan
berlapis;
102
keselamatan modifikasi
untuk
kebakaran;
kemampuan
modifikasi
pemadaman
aplikasi
kebakaran;
pengendalian bahan dapat bakar; pengendalian sumber pemantik api; perawatan; pengujian; dan kesiagaan personil. RENCANA KEDARURATAN
7.72. Rencana kedaruratan fasilitas reaktor riset harus disiapkan untuk mencakup semua aktivitas yang direncanakan dilakukan dalam suatu keadaan darurat. Prosedur kedaruratan harus disiapkan oleh organisasi pengoperasi sesuai dengan persyaratan yang ditetapkan badan pengawas, dan dengan bekerjasama, jika perlu, dengan otoritas negara dan lokal atau badan lain untuk menjamin koordinasi yang efektif dalam semua layanan tapak dan bantuan eksternal dalam suatu keadaan darurat. Prosedur kedaruratan tersebut harus didasarkan pada analisis kecelakaan dalam LAK dan kecelakaan lain yang dipostulasikan terjadi dalam keadaan darurat. Persyaratan untuk rencana kedaruratan diberikan pada pustka [19].
7.73. Rencana kedaruratan dan pengaturan yang disiapkan oleh organisasi pengoperasi harus mencakup, seusai dengan keperluan:
(a) Identifikasi
organisasi
tanggapan),
termasuk
kedaruratan otoritas
dan
(untuk
kesiapsiagaan
tanggungjawab
dan
masing-masing
personil kunci. (b) Identifikasi dan klasifikasi kedaruratan. (c) Penentuan kondisi yang menandai pendeklarasian keadaan darurat, daftar personil yang diberi kewenangan mendeklarasikan keadaan darurat dan uraian prosedur atau alat pemberian peringatan. (d) Pengaturan untuk pengkajian awal maupun yang berikutnya, termasuk pemantauan kondisi radiologik lingkungan. (e) Persetujuan dengan badan di luar-tapak yang akan membantu dalam keadaan
darurat,
termasuk
surat
kesepakatan
dan
rincian
titik
komunikasi. (f) Tindakan
pencegahan
untuk
meminimalkan
paparan
radiasi
ke
seseorang dan tindakan untuk menjamin penanganan medik korban.
103
(g) Panduan batas dosis akibat paparan terhadap personil yang bertugas menyelamatkan atau bertugas memitigasi konsekuensi keadaan darurat. (h) Tindakan di dalam fasilitas untuk membatasi pelepasan bahan radioaktif berkelanjutan dan penyebaran kontaminasi. (i) Rantai komando dan komunikasi yang secara jelas menetapkan tanggung jawab dan tugas personil dan organisasi terkait. (j) Kelengkapan untuk menjamin keandalan komunikasi antara pusat pengendalian kedaruratan dan lokasi internal maupun eksternal. (k) Deskripsi fasilitas, peralatan dan prosedur untuk kedaruratan. (l) Stok peralatan untuk kedaruratan yang harus dijaga dalam keadaan siaga pada lokasi spesifik. (m)Persyaratan laporan untuk menginformasikan ke otoritas. (n) Persyaratan laporan untuk permintaan tambahan sumber daya. (o) Tindakan yang harus diambil oleh personil dan badan yang terkait dalam implementasi rencana kedaruratan. (p) Kelengkapan untuk menginformasikan ke masyarakat. (q) Kelengkapan untuk pelatihan, termasuk frekuensi dan lingkup pelatihan. (r) Kelengkapan untuk mengakhiri dan pemulihan dari keadaan darurat.
7.74. Renacana kedaruratan harus diimplementasikan menggunakan prosedur kedaruratan
dalam
bentuk
dokumen
daninstruksi
yang
merinci
tindak
implementasi dan pengaturan yang disyaratkan untuk memitigasi konsekuensi keadaan darurat. Rencana dan prosedur kedaruratan harus ditinjau ulang pada periode tertentu dan harus diubah jika perlu untuk menjamin bahwa pelajaran yang diperoleh (pengalaman) telah disatukan.
7.75. Personil pengoperasi harus mengambil tindakan yangtepat sesuai dengan prosedur jedaruratan yang ditetapkan dalam menanggapi keadaan darurat. Kelompok layanan pendukung dalam-tapak yang lain dan badan luar-tapak harus terlibat seperti yang ditentukan dalam rencana kedaruratan, tergantung dari karakteristik dan ekstensi kedaruratan.
7.76. Tim tanggap darurat harus mencakup dari personil dengan pengetahuan kondisi operasi reaktor terbaru dan pada umunya dipimpin oleh manajer reaktor 104
atau yang didelegasikan. Anggota tim ini harus diinstruksikan, dilatih dan dilatih ulang secara periodik seperti yang diperlukan untuk pelaksanaan tugas mereka. Semua personil dalam tapak harus menerima instruksi perihal langkah yang harus diambil dalam keadaan darurat. Instruksi tersebut harus
ditampilkan
secara jelas.
7.77. Latihan di lapangan harus dilakukan dalam periode waktu yang tepat dan harus melibatkan semua personil yang bertugas melakukan tanggap darurat. Hasil uji coba harus dikaji ulang dan pelajaran yang diperoleh darinya harus disatukan untuk memperbaiki rencana kedaruratan.
7.78. Fasilitas, instrumen, peralatan, sistem dokumentasi dan komunikasi yang digunakan
dalam
kedaruratan
harus
dijaga
tersedia
dan
dalam
kondisisedemikian sehingga tidak mungkin bahwa perlengkapan tersebut dipengaruhi atau dilumpuhkan oleh kecelakaan yang dipostulasikan.
PROTEKSI FISIK
7.79. Tindakan yang tepat harus dilakukan sesuai dengan peraturan dan hukum nasional, untuk mencegah tindakan tak terotorisasi, termasuk tindakan sabotase, yang dapat mengacaukan keselamatan reaktor riset dan fasilitas terkait lain, dan menanggapinya jika tindakan itu terjadi.
7.80. Rekomendasi internasional tentang proteksi fisik bahan nuklir dan fasilitas nuklir diberikan pada pustaka [24].
REKAMAN dan LAPORAN
7.81. Untuk keselamatan operasi reaktor, organisasi pengoperasi harus menyimpan
semua
informasi
penting
yang
menyangkut
rancangan,
pembangunan, komisioning, konfigurasi terkini dan operasi reaktor. Informasi ini harus dipertahankan terbaru sepanjang tahap operasi reaktor dan harus tetap tersedia hingga proses dekomisioning. Informasi tersebut mencakup juga data tapak dan lingkungan, spesifikasi desain, rincian peralatan dan bahan yang 105
diadakan, gambar teknis seperti-terbangun (as-built drawing), informasi tentang efek kumulatif atas modifikasi, buku log (logbook), manual operasi dan perawatan dan dokumen jaminan kualitas.
7.82. Prosedur administratif untuk pembuatan, pengumpulan, penyimpanan dan pengarsipan catatan dan laporan harus disusun sesuai dengan program jaminan kualitas. Informasi yang dicatat dalam buku log, daftar cek dan catatan lain harus secara baik ditanggali dan ditandatangani.
7.83. Rekaman ketidaktaatan dan tindakan yang diambil untuk mengembalikan reaktor riset mentaati (persyaratan) harus disiapkan dan dijaga serta harus senantiasa tersedia untuk badan pengawas. Organisasi pengoperasi harus menentukan rekaman yang harus dijaga dan masa penyimpanannya.
7.84. Pengaturan untuk penyimpanan dan pemeliharaan rekaman dan laporan harus sesuai dengan program jaminan kualitas. Sistem pengelolaan dokumen harus dirancang untuk menjamin bahwa dokumen yang kadaluarsa telah diarsip dan personil hanya menggunakan dokumen yang terakhir. Penyimpanan dokumen luar-tapak (misalkan di pusat pengendalian kedaruratan) untuk akses dalam keadaan darurat harus dipertimbangkan.
PEMANFAATAN dan MODIFIKASI REAKTOR
7.85. Organisasi pengoperasian harus menjadi organisasi penanggung jawab secara keseluruhan semua aspek keselamatan dalam hal penyiapan dan pelaksanaan modifikasi atau eksperimen. Organisasi pengoperasian dapat menunjuk pelaksanaan beberapa pekerjaan kepada organisasi lain tetapi tetap tidak dapat mendelegasikan tanggung jawabnya. Secara khusus, organisasi pengoperasian harus bertanggung jawab atas manajemen proyek pemanfaatan atau modifikasi yang diusulkan. Dalam hal ini, manajer reaktor harus berpartisipasi sesuai dengan prosedur yang ditetapkan. Untuk proyek penting, hal itu harus mencakup penetapan sasaran dan struktur proyek, penunjukan manajer proyek, penetapan tanggung jawab dan alokasi sumber daya. Sebagai tambahan, sebelum proyek dimulai, manajer proyek harus menetapkan dan 106
mengikuti prosedur yang disetujui untuk mengendalikan proyek pemanfaatan dan modifikasi.
7.86. Organisasi pengoperasian harus bertanggung jawab untuk menjamin halhal berikut ini:
(a) Analisis keselamatan terhadap pemanfaatan dan modifikasi yang diusulkan telah dilaksanakan. (b) Kriteria kategorisasi yang telah disetujui diterapkan (lihat paragraf 7.87 dan pustaka [15]). (c) Dokumentasi keselamatan yang relevan diikuti. (d) Persyaratan untuk tinjau ulang dan persetujuan yang terkait dipenuhi. Hal
ini
mengkin
meliputi
pula
persyaratan
untuk
memperoleh
persetujuan badan regulasi sebelum memroses atau melaksanakan proses perizinan formal. (e) Kehati-hatian dan pengendalian keselamatan secara tepat diterapkan pada semua personil terlibat dalam pelaksanaan modifikasi atau eksperimen, dan pada masyarakat serta lingkungan. (f) Jaminan kualitas diterapkan pada semua tahap dalam penyiapan dan pelaksanaan eksperimen atau modifikasi untuk memastikan apakah semua persyaratan dan kriteria keselamatan yang dipakai telah dipenuhi. (g) Semua personil yang akan terlibat dalam pelaksanaan pemanfaatan atau modifikasi yang diusulkan mengikuti pelatihan, kualifikasi dan berpengalaman dalam tugas tersebut dan, jika perlu, dilatih terlebih dahulu dalam mengantisipasi pengaruh modifikasi atau pemanfaatan terhadap operasi reaktor dan karakteristik keselamatan reaktor. (h) Semua dokumen yang berhubungan dengan karakteristik keselamatan reaktor, seperti LAK, BKO dan prosedur operasi, perawatan dan kedaruratan, harus diperbarui segera seperlunya.
7.87. Proposal untuk pemanfaatan dan modifikasi reaktor riset harus dikategorisasikan dan kriteria yang relevan untuk kategorisasi tersebut harus ditetapkan. Proposal untuk pemanfaatan dan modifikasi harus dikategorisasikan 107
(lihat paragraf 305-326 dari pustaka [15]) baik sesuai dengan keutamaan keselamatan atau dengan dasar pernyataan apakah perubahan yang diusulkan akan mengletakkan oeprasi reaktor di luar BKO atau tidak.
7.88.
Proyek
pemanfaatan
dan
modifikasi
yang
memiliki
keutamaan
keselamatan (lihat paragraf 310 dalam pustaka [15]) harus menjalani analisis keselamatan dan prosedur rancangan, konstruksi dan komisioning yang ekivalen dengan yang diuraikan pada paragraf 6.72 dan 6.78.
7.89. Dalam implementasi proyek pemanfaatan dan modifikasi reaktor riset, paparan radiasi pada pekerja harus dijaga serendah dapat dicapai secara masuk akal.
7.90. Manajer reaktor harus menetapkan prosedur untuk peninjauan ulang dan persetujuan proposal eksperimen dan modifikasi serta untuk pengendalian pelaksanaannya. Prosedur ini harus mencakup semua informasi yang relevan seperti:
(a) Uraian tentang maksud eksperimen atau modifikasi. (b) Pembenaran atas keperluan dilakukannya eksperimen atau modifikasi. (c) Persyaratan
dan
kriteria
untuk
desain,
termasuk
pengkajian
keselamatannya. (d) Uraian tentang proses fabrikasi yang terlibat. (e) Uraian tentang prosedur pemasangan yang dilibatkan. (f) Uraian proses komisioning. (g) Peninjauan ulang prosedur operasi dan kedaruratan. (h) Uraian tentang bahaya radiasi yang mungkin terhadap pelaksana eksperimen. (i) Uraian tentang tindakan keselamatan radiasi yang diperlukan untuk mencegah paparan akibat kecelakaan (termasuk akses terbatas ke fasilitas iradiasi dan ke sumber radioaktif dan/atau berkas neutron). (j) Uraian tentang perisai radiasi yang dituntut di sekeliling fasilitas untuk mencegah kenaikan radiasi (langsung atau terpantul) dibangkitkan dalam kondisi normal maupun tak normal. 108
(k) Uraian tentang kebutuhan pembuangan limbah radioaktif yang dihasilkan dalam eksperimen atau modifikasi. (l) Daftar dokumentasi yang perlu diperbarui. (m)Persyaratan khusus untuk pelatihan dan, jika perlu, pelisensian ulang operator reaktor. (n) Persyaratan jaminan kualitas.
7.91. Penggunaan dan penanganan piranti eksperimental harus dikendalikan berdasarkan prosedur tertulis. Efek yang mungkin ditimbulkan pada reaktor, khususnya perubahan reaktivitas, harus dipertimbangkan dalam prosedur ini.
7.92. Setiap modifikasi dilakukan terhadap peralatan eksperimen harus mengikuti prosedur yang sama dengan yang dipergunakan dalam desain, operasi dan persetujuan peralatan asalnya.
PROTEKSI RADIASI
Umum
7.93. Paparan radiasi pada suatu fasilitas reaktor riset harus diatur dengan batasan dosis yang ditentukan dan disetujui oleh badan pengawas atau otoritas berwenang yang lain untuk menjamin bahwa batas dosis maksimum tidak terlampaui. Pada semua kondisi operasi, tujuan utama proteksi radiasi adalah harus menghindari paparan yang tak perlu dan menjaga dosis lebih rendah dari batasan dosis dan serendah mungkin yang dapat dicapai secara masuk akal, dengan mempertimbangkan faktor sosial dan ekonomi.
7.94. Untuk kondisi kecelakaan, konsekuensi radiologis harus dijaga rendah dengan bantuan fitur keselamatan terekayasa yang tepat dan tindakan yang ditetapkan dalam rencana kedaruratan.
7.95. Semua dokumen dan aktivitas untuk proteksi radiasi harus selaras dengan oersyaratan jaminan kualitas untuk operasi. 109
Program Proteksi Radiasi
7.96. Program proteksi radiasi harus disiapkan oleh organisasi pengoperasi sesuai dengan persyaratan regulatori. Program ini harus mencakup pernyataan kebijakan dari organisasi pengoperasi yang mencakup tujuan proteksi radiasi (lihat paragraf 3.2 pustaka [20]) dan sebuah pernyataan komitmen dari organisasi pengoperasi terhadap prinsip optimasi proteksi (lihat paragraf 4.94.12 pustaka [20]). Program proteksi radiasi terkait dengan persyaratan International Basic Safety Standards for Protection Against Ionizing Radiation and and for the Safety of Radiation Sources [12] dan harus mendapat persetujuan badan pengawas.
7.97. Program proteksi radiasi harus mengikuti persyaratan untuk proteksi radiasi kerja dan harus mencakup tindakan sebagai berikut:
(a) Menjamin bahwa ada kerjasama antara petugas proteksi radiasi dan petugas
pengoperasi
dalam
menetapkan
prosedur
operasi
dan
perawatan, terlebih jika diperkirakan ada bahaya radiasi dan menjamin bahwa tersedia pertolongan langsung jika diperlukan. (b) Melengkapi dengan sistem dekontaminasi untuk personil, peralatan dan struktur. (c) Mengendalikan kesesuaian dengan peraturan transport bahan radioaktif yang berlaku. (d) Mendeteksi dan mencatat setiap pelepasan bahan radioaktif. (e) Mencatat stok bahan sumber radioaktif. (f) Memberikan pelatihan dalam hal proteksi radiasi. (g) Memberikan akses untuk tinjau ulang dan pembaruan program dengan mengacu pada pengalaman. Personil Proteksi Radiasi
7.98.
Program
proteksi
radiasi
harus
mencakup
penunjukan
personil
terkualifikasi yang memahami tentang aspek radiologis rancangan dan operasi 110
reaktor dengan tanggung jawab pada proteksi radiasi. Personil tersebut harus bekerja sama dengan kelompok yang mengoperasikan reaktor, tetapi nereka harus memiliki akses pelaporan langsung ke organisasi pengoperasi yang independen terhadap manajemen reaktor. 7.99. Seorang pakar terkualifikasi29 yang bertugas memberikan saran kepada manajer
reaktor
tentang
pelaksanaan
program
proteksi
radiasi
dan
kesesuaiannya dengan persyaratan yang ditetapkan pada pustaka [12], harus diidentifikasi. Pakar tersebut juga harus memiliki akses ke manajer di dalam organisasi pengoperasi yang memiliki kewenangan untuk menetapkan dan menegakkan prosedur operasional.
7.100. Setiap personil di fasilitas reaktor riset harus bertanggung jawab secara individu untuk menerapkan tindakan pengendalian paparan di area mereka bekerja yang ditentukan dalam program proteksi radiasi. Konsekuensinya, penekanan khusus harus diberikan dalam hal pelatihan personil untuk menjamn bahwa mereka menyadari bahaya radiologis dan tindakan protektif yang tersedia. Perhatian khusus harus ditujukan pada kenyataan bahwa personil dalam fasilitas reaktor riset dapat mencakup personil yang tidak bekerja secara permanen di fasilitas (misalkan pelaksana eksperimen, peserta pelatihan, pengunjung dan kontraktor). Tingkat Acuan
7.101. Untuk membantu manajemen reaktor dalam menjamin bahwa dosis radiasi dijaga serendah mungkin dan batasan dosis tidak terlampaui, organisasi pengoperasi harus menetapkan tingkat acuan untuk dosis dan/atau laju dosis dan tingkat acuan pelepasan radioaktif yang lebih rendah batas otorisasi pelepasan. Tingkat acuan tersebut harus dicakup dalam BKO dan harus ditetapkan sesuai dengan tujuan proteksi radiasi (lihat paragraf 205 pustaka [1]).
Jika
tingkat
acuan
dilampaui,
organisasi
pengoperasi
harus
menginvestigasi hal tersebut untuk kegunaan tindakan perbaikan. 29
Lihat paragraf 2.31 dan 2.32 pustaka [12].
111
7.102. Jika batas dosis terpakai untuk pekerja atau paparan publik atau batas pelepasan diizinkan terlampaui, badan pengawas dan otoritas berkompeten lain harus diberi tahu sesuai dengan persyaratan. Pengendalian Paparan Kerja
7.103. Untuk semua personil yang dalam pekerjaannya terekspos radiasi pada tingkat yang signifikan, dosis yang mereka terima harus diukur, direkam dan dikaji, seperti yang disyaratkan oleh badan pengawas atau otoritas yang berkompeten lain. Rekaman dosis tersebut harus tersedia untuk badan pengawas atau otoritas berkompeten lain. Persyaratan rinci untuk paparan kerja diberikan pada Lampiran I pustaka [12]. Manajemen Limbah Radioaktif
7.104.
Reaktor
dan
peralatan
eksperimen
harus
dioperasikan
untuk
meminimalkan produksi limbah radioaktif dalam bentuk apa pun, untuk menjamin bahwa pelepasan bahan radioaktif ke lingkungan dijaga serendah mungkin dapat dicapaisecara masuk akal dan untuk memudahkan penanganan dan pembuangan limbah. Pengaturan harus disediakan untuk pengelolaan limbah radioaktif padat, cair maupun gas di dalam fasilitas reaktor riset dan pemindahan akhirnya dari fasilitas. Semua aktivitas yang berkaitan dengan efluen dan limbah radioaktif harus dilaksanakan sesuai dengan program jaminan kualitas (lihat catatan kaki 14). Persyaratan lebih lanjut tentang hal tersebut diberikan pada pustaka [14].
7.105. Pelepasan efluen radioaktif harus dipantau dan hasilnya dicatat agar dapat diverifikasi kesesuaiannya terhadap persyaratan regulasi yang berlaku. Catatan itu juga harus dilaporkan secara periodik ke badan pengawas atau otoritas berkompeten lain sesuai dengan persyaratan.
7.106.
Prosedur
tertulis
untuk
penanganan,
pengumpulan,
pemrosesan,
penyimpanan dan pembuangan limbah radioaktif harus diikuti. Aktivitas ini 112
harus dilaksanakan sesuai dengan persyaratan badan pengawas atau otoritas berkompeten yang lain.
7.107. Rekaman yang tepat harus dijaga untuk mengidentifikasi kuantitas, tipe dan karakteristik limbah radioaktif yang disimpan dan dibuang dari tapak reaktor atau dipindahkan dari tapak reaktor. PENGKAJIAN KESELAMATAN dan ASPEK TERKAIT PENUAAN
7.108. Organisasi pengoperasi harus melakukan pengkajian keselamatan sepanjang masa hidup reaktor (lihat paragraf 2.15-2.16). Lingkup pengkajian keselamatan harus mencakup semua aspek keselamatan dalam operasi, termasuk proteksi radiasi, evaluasi ulang tapak, proteksi fisik dan rencana kedaruratan.
Dalam
melaksanakan
pengkajian
keselamatan,
organisasi
pengoperasi harus memberi perhatian khusus pada informasi yang ditarik dari pengalaman operasi dan sumber lain. Program tinjau ulang komprehensif periodik akan memenuhi persyaratan untuk pengkajian keselamatan ini. Dengan dasar hasil pengkajian keselamatan, organisasi pengoperasi harus menerapkan
tindakan
mempertimbangkan
perbaikan
modifikasi
yang
yang
diperlukan
dibenarkan
untuk
dan
harus
meningkatkan
keselamatan.
7.109. Program tinjau periodik perlu mencakup aspek program untuk manajemen penuaan untuk memperlihatkan status fasilitas dalam hal penuaan dan untuk memberikan dasar dalam melakukan tindakan yang berhubungan dengan efek penuaan. Jadi, tinjau ulang periodik adalah alat operasional untuk mencegah dan memitigasi efek penuaan dan efek modifikasi yang dilakukan di sekitar tapak. Tinjau ulang SSK reaktor yang dilakukan menggunakan teknik tak-tusak disebut inspeksi in-service. Inspeksi in-service harus dilakukan oleh organisasi pengoperasi di bawah program manajemen penuaan (lihat paragraf 6.68-6.70). Peer Review
113
7.110. Beberapa tinjau ulang reaktor riset harus dilakukan oleh peer review; yaitu oleh peninjau ulang (reviewer) dari reaktor riset lain yang memiliki kinerja baik. Peer review seperti itu akan memberikan akses pada praktek dan program dari reaktor riset lain (lihat paragraf 2.16 dan 4.16). PEMADAMAN BERKEPANJANGAN
7.111. Reaktor riset mungkin mengalami periode pemadaman berkepanjangan menyusul keputusan tertunda terhadap masa depannya, karena berbagai pertimbangan, misalkan karena pertimbangan anggaran, ketiadaan kegiatan pemanfaatan atau kerusakan peralatan. Dalam beberapa hal pemadaman berkepanjangan mungkin direncanakan, tetapi sering kali tidak terantisipasi. Organisasi pengoperasian harus mengambil tindakan yang tepat selama pemadaman berkepanjangan untuk menjamin bahwa bahan dan komponen tidak rusak secara serius. Tindakan berikut harus dipertimbangkan:
(a) pengambilan elemen bahan bakar dari teras reaktor ke dalam rak penyimpanan. (b) Pengubahan BKO sesuai dengan persyaratan pemadaman reaktor. (c) Pemindahan komponen untuk disimpan sebagai tindakan perlindungan. (d) Pengambilan tindakan untuk mencegah korosi dan penuaan. (e) Mempertahankan sejumlah tepat staf di dalam fasilitas untuk maksud melaksanakan
inspeksi,
pengujian
dan
perawatan
periodik
yang
diperlukan.
7.112. Organisasi pengoperasian harus mengambil keputusan yang diperlukan sesegera mungkin untuk mengurangi periode pemadaman berkepanjangan. Selama periode itu, organisasi pengoperasian harus mempertimbangkan konsekuensi pemadaman untuk memenuhi kondisi lisensi (misalkan untuk proteksi fisik bahan bakar) dan untuk kualifikasi staf pengoperasian.
114
8. DEKOMISIONING 8.1. Untuk beberapa reaktor riset yang saat ini dalam pengoperasian, kebutuhan untuk dekomisioning tidak dipertimbangkan dalam rancangannya. Meskipun demikian, kegiatan operasi reaktor riset tersebut, termasuk inspeksi, pengujian dan perawatan periodik, modifikasi dan eksperimen harus dilakukan dengan cara yang akan memudahkan dekomisioningnya. Dokumentasi reaktor harus dijaga terbaru dan informasi tentang pengalaman penanganan SSK terkontaminasi atau teriradiasi saat perawatan atau modifikasi reaktor harus direkam untuk memudahkan rencana dekomisioning.
8.2. Rencana dekomisioning harus disiapkan untuk menjamin keselamatan selama proses dekomisioning. Rencana tersebut harus disampaikan untuk ditinjau ulang dan disetujui oleh panitia keselamatan dan badan pengawas sebelum kegiatan dekomisioning dilaksanakan. Pedoman dekomisioning reaktor riset diberikan pada pustaka [16].
8.3. Rencana dekomisioning harus mencakup evaluasi satu atau lebih pendekatan untuk dekomisioning yang tepat bagi reaktor yang bersangkutan dan sesuai dengan persyaratan dari badan pengawas. Berikut ini adalah contoh pendekatan dekomisioning:
(a) Penyimpanan protektif reaktor dalam kondisi tak terganggu (intact) setelah semua perangkat bahan bakar dan komponen yang dapat dipindahkan yang terkontaminasi radioaktif atau teraktivasi, dan limbah radioaktif diambil. (b) Penguburan struktur teraktivasi dan komponen besar setelah semua perangkat bahan bakar dan komponen terkontaminasi radioaktif dan teraktivasi yang dapat dipindah serta limbah radioaktif dari reaktor diambil. (c) Pemindahan semua bahan radioaktif dan semua komponen teraktivasi dan yang terkontaminasi radioaktif yang dapat dipindahkan dari reaktor, dan kemudian melakukan proses dekontaminasi yang menyeluruh terhadap struktur tersisa sehingga memungkinkan penggunaan fasilitas.
115
8.4. Dalam menyusun rencana dekomisioning, aspek rancangan reaktor yang memudahkan proses dekomisioning harus dikaji ulang, seperti seleksi bahan untuk
mengurangi
pemasangan
aktivasi
kemampuan
dan
untuk
penanganan
memudahkan
jarak
jauh
untuk
dekontaminasi, memindahkan
komponen teraktivasi, dan penyediaan fasilitas untuk pemrosesan limbah radioaktif. Selain itu, aspek operasi fasilitas yang penting dalam hubungannya dengan
dekomisioning,
seperti
kontaminasi
tak
diinginkan
yang
pembersihannya ditunda hingga dekomisioning reaktor, dan setiap modifikasi yang tidak sepenuhnya terdokumentasi, harus juga ditinjau ulang. Rencana dekomisioning harus mencakup semua langkah-langkah yang mengarah pada penyelesaian akhir dekomisioning hingga titik dimana keselamatan dapat dijamin dengan pengawasan minimum atau tidak sama sekali. Tahap ini dapat mencakup penyimpanan dan pengawasan, penggunaan tapak terbatas dan penggunaan tapak tak-terbatas. Panduan tentang dekomisioning dinerikan pada pustaka [16].
8.5. Keputusan untuk mendekomisioning reaktor sering kali diambil setelah periode pemadaman berkepanjangan. Kejadian-kejadian yang terjadi atas reaktor selama periode tersebut harus dipertimbangkan dalam penyusunan rencana dekomisioning tersebut.
8.6. Semua aktivitas yang dilakukan selama dekomisioning harus mengikuti program jaminan kualitas (lihat catatan kaki 14).
8.7. Tanggung jawab organisasi pengoperasi harus berakhir hanya jika memperoleh persetujuan dari badan pengawas.
8.8. Prosedur untuk menangani, membongkar dan membuang peralatan eksperimen dan peralatan teriradiasi lain yang menuntut penyimpanan dan pembuangan harus ditetapkan sebelumnya, atau sedini mungkin jika peralatan tersebut telah dibangun dan prosedur tersebut belum disiapkan. Untuk panduan dalam hal ini, lihat paragraf 901-908 pustaka [15].
116
Lampiran
KEJADIAN PEMICU TERPOSTULASI UNTUK REAKTOR RISET (TERSELEKSI)
(1) Kehilangan catu daya elektrik -
Kehilangan daya elektrik normal30
(2) Insersi reaktivitas lebih -
Kritikalitas selama penanganan bahan bakar (akibat kesalahan dalam insersi bahan bakar)
-
Kecelakaan pada saat startup
-
Kegagalan batang kendali atau kegagalan control rod follower
-
Kegagalan penggerak kendali atau kegagalan sistem
-
Kegagalan peralatan kendali reaktivitas yang lain (seperti moderator atau reflektor)
-
Posisi batang (kendali) tak seimbang
-
Insersi air dingin
-
Perubahan moderator (misalkan, kekosongan atau kebocoran D2O ke sistem H2O)
-
Pengaruh
eksperimen
atau
peralatan
eksperimental
(misalkan
penggenangan atau pengosongan, efek temperatur, insersi bahan fisil atau pengambilan bahan penyerap)
30
-
Ketakterkecukupan reaktivitas pemadaman
-
Ejeksi batang kendali tak dikehendaki
-
Kesalahan perawatan peralatan reaktivitas
-
sinyal sistem kendali palsu
Meskipun kehilangan daya elektrik normal tidak dipertimbangkan sebagai kejadian pemicu,
pertimbangan perlu diberikan pada kehilangan daya elektrik normal yang diikuti oleh kehilangan daya darurat untuk menjamin bahwa konsekuensi dapat diterima di bawah kondisi darurat (misalkan, penurunan tegangan dapat menyebabkan kegagalan peralatan pada waktu yang berbeda).
117
(3) Kehilangan aliran -
Kegagalan pompa primer
-
Pengurangan aliran pendingin primer (misalkan karena kegagalan katup atau penyumbatan di dalam pemipaan atau penukar panas)
-
Pengaruh kegagalan atau salah-penanganan suatu eksperimen
-
Pecah batas (pipa) pendingin primer mengakibatkan kehilangan aliran
-
Penyumbatan kanal bahan bakar
-
Distribusi daya tak baik, misalkan akibat posisi batang kendali yang tak seimbang selama eksperimen dalam teras atau pemuatan bahan bakar (daya-laju alir tak sesuai)
-
Pengurangan aliran ke teras akibat pelangkauan teras
-
Penyimpangan tekanan sistem dari batas yang ditentukan
-
Kehilangan pembuangan panas (akibat kegagalan katup atau pompa atau pecahnya sistem)
(4) Kehilangan pendingin -
Pecah batas (pipa) pendingin primer
-
Kerusakan dengan kolam
-
Penurunan air di kolam
-
Kegagalan tabung berkas atau penetrasi yang lain
(5) Kesalahan penanganan atau kegagalan peralatan atau komponen -
Kegagalan kelongsong elemen bahan bakr
-
Kerusakan
mekanik
teras
atau
bahan
bakar
(misalkan,
salah-
penanganan bahan bakar, jatuhnya wadah transfer bahan bakar ke teras) -
Kegagalan sistem pendinginan darurat
-
Salah-fungsi pengendali daya reaktor
-
Kritikalitas di bahan bakar dalam tempat penyimpanan
-
Kegagalan piranti pengungkungan, termasuk sistem ventilasi
-
Kehilangan pendingin pada penyimpanan atau sistem transfer bahan bakar
118
-
Kehilangan atau pengurangan perisai radiasi yang baik
-
Kegagalan alat eksperimen atau bahan eksperimen (misalkan pecahnya untai)
-
Pelampauan nilai normal bahan bakar
(6) Kejadian internal khusus -
Kebakaran atau ledakan internal
-
Penggenangan internal
-
Kehilangan sistem penyangga
-
Insiden terkait keamanan
-
Salah-fungsi dalam eksperimen reaktor
-
Akses tak benar oleh seseorang ke area terekstrisi
-
Semburan fluida, hantaman pipa
-
Reaksi kimia eksotermik
(7) Kejadian eksternal -
Gempa bumi (termasuk seismik terinduksi patahan atau pergeseran tanah)
-
Banjir (termasuk kegagalan bendungan di hulu dan penyumbatan sungai)
-
Tornado atau lontaran benda (misil) akibat tornado
-
Badai pasir
-
Petir, badai, hurricanes
-
Siklon tropos
-
Ledakan
-
Tabrakan pesawat
-
Kebakaran
-
Tumpahan toksik
-
Kecelakaan dalam jalur lalu lintas
-
Pengaruh dari fasilitas tetangga (misalkan fasilitas nuklir, fasilitas kimia dan pengelolaan limbah radioaktif)
-
Bahaya biologis seperti korosi mikroba, keruskan struktur atau atau kerusakan peralatan akibat serangga
119
-
Fenomena meterologi ekstrim
-
Sambaran petir
-
Kenaikan tegangan atau daya pada jalur pasokan eksternal
(8) Kesalahan manusia
120
DAFTAR PUSTAKA
[1]
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, The Safety of Nuclear Installations, Safety Series No. 110, IAEA, Vienna (1993).
[2]
INTERNATIONAL
ATOMIC
ENERGY
AGENCY,
Legal
and
Governmental Infrastructure for Nuclear, Radiation, Radioactive Waste and Transport Safety, Safety Standards Series No. GSR-1, IAEA, Vienna (2000). [3]
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Organization and Staffing of the Regulatory Body for Nuclear Facilities, Safety Standards Series No. GS-G-1.1, IAEA, Vienna (2002).
[4]
INTERNATIONAL
ATOMIC
ENERGY
AGENCY,
Review
and
Assessment of Nuclear Facilities by the Regulatory Body, Safety Standards Series No. GS-G-1.2, IAEA, Vienna (2002). [5]
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Regulatory Inspection of Nuclear Facilities and Enforcement by the Regulatory Body, Safety Standards Series No. GS-G-1.3, IAEA, Vienna (2002).
[6]
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Documentation for Use in Regulating Nuclear Facilities, Safety Standards Series No. GSG-1.4, IAEA, Vienna (2002).
[7]
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety Assessment of Research Reactors and Preparation of the Safety Analysis Report, Safety Series No. 35-G1, IAEA, Vienna (1994).
[8]
INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP, Safety Culture, Safety Series No. 75-INSAG-4, IAEA, Vienna (1994).
[9]
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Quality Assurance for Safety in Nuclear Power Plants and Other Nuclear Installations, Code and Safety Guides Q1–Q14, Safety Series No. 50-C/SG-Q, IAEA, Vienna (1996).
[10] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Grading of Quality Assurance equirements, Technical Reports Series No. 328, IAEA, Vienna (1991).
121
[11] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Site Evaluation for Nuclear Installations, afety Standards Series No. NS-R-3, IAEA, Vienna (2003). [12] FOOD AND AGRICULTURE ORGANIZATION OF THE UNITED NATIONS,
NTERNATIONAL
INTERNATIONAL
LABOUR
ATOMIC
ENERGY
ORGANISATION,
OECD
AGENCY, NUCLEAR
ENERGY AGENCY, PAN AMERICAN HEALTH ORGANIZATION, WORLD
HEALTH
ORGANIZATION,
International
Basic
Safety
Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources, Safety Series No. 115, IAEA, Vienna (1996). [13] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Regulatory Control of Radioactive Discharges to the Environment, Safety Standards Series No. WS-G-2.3, IAEA, Vienna (2000). [14] INTERNATIONAL
ATOMIC
ENERGY
AGENCY,
Predisposal
Management of Radioactive Waste including Decommissioning, Safety Standards Series No. WS-R-2, IAEA, Vienna (2000). [15] INTERNATIONAL
ATOMIC
ENERGY
AGENCY,
Safety
in
the
Utilization and Modification of Research Reactors, Safety Series No. 35-G2, IAEA, Vienna (1994). [16] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Decommissioning of Nuclear Power Plants and Research Reactors, Safety Standards Series No. WS-G-2.1, IAEA, Vienna (1999). [17] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, The Principles of Radioactive Waste Management, Safety Standards Series No. 111-F, IAEA, Vienna (1995). [18] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material, 1996 Edition (Revised), Safety Standards Series No. TS-R-1 (ST-1 Rev.), IAEA, Vienna (2000). [19] FOOD AND AGRICULTURE ORGANIZATION OF THE UNITED NATIONS,
INTERNATIONAL
INTERNATIONAL
LABOUR
ATOMIC
ENERGY
ORGANIZATION,
OECD
AGENCY, NUCLEAR
ENERGY AGENCY, PAN AMERICAN HEALTH ORGANIZATION, UNITED
NATIONS
HUMANITARIAN 122
OFFICE
AFFAIRS,
FOR WORLD
THE
CO-ORDINATION
HEALTH
OF
ORGANIZATION,
Preparedness and Response for a Nuclear or Radiological Emergency, Safety Standards Series No. GS-R-2, IAEA, Vienna (2002). [20] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Radiation Protection and the Safety of Radiation Sources, Safety Series No. 120, IAEA, Vienna (1996). [21] INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP, Defence in Depth in Nuclear Safety, INSAG Series No. 10, IAEA, Vienna (1996). [22] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety of Nuclear Power Plants: Design, Safety Standards Series No. NS-R-1, IAEA, Vienna (2000). [23] INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP, Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants, INSAG-12, IAEA, Vienna (1999). [24] INTERNATIONAL Protection
of
ATOMIC
ENERGY
Nuclear
Material
AGENCY, and
The
Nuclear
Physical Facilities,
INFCIRC/225/Rev. 4, IAEA, Vienna (1999). [25] INTERNATIONAL LABOUR
ATOMIC
OFFICE,
ENERGY
Occupational
AGENCY,
Radiation
INTERNATIONAL
Protection,
Safety
Standards Series No. RS-G-1.1, Vienna (1999).
123
Tambahan I
FUNGSI KESELAMATAN UNTUK REAKTOR RISET (TERSELEKSI)
I-1. Fungsi keselamatan untuk reaktor riset terseleksi diperlihatkan pada Tabel I-1. Fungsi keselamatan merupakan fungsi karakteristik penting yang terkait dengan SSK untuk menjamin keselamatan reaktor. Fungsi keselamatan bersesuaian dengan rancangan reaktor. Beberapa fungsi keselamatan tidak relevan untuk beberapa tipe reaktor riset. Fungsi keselamatan adalah satu dari elemen kunci dalam gradasi aplikasi persyaratan untuk SSK. Fungsi keselamatan untuk setiap SSK harus diidentifikasi. Fungsi keselamatan yang ditampilkan pada Tabel I-1 adalah untuk pertimbangan bagi organisasi pengoperasi reaktor riset. Pemenuhan fungsi keselamatan yangtertera dalam Tabel I-1 perlu mendapat pembenaran untuk reaktor tertentu.
TABEL I-1. Fungsi Keselamatan Terseleksi untuk Reaktor Riset Item penting
Fungsi keselamatan
untuk keselamatan Gedung dan struktur
(a) Membentuk
sebuah
barier
terhadap
pelepasan bahan radioaktif ke lingkungan secara tak terkendali (b) Memberikan keselamatan
proteksi yang
ada
untuk di
sistem dalamnya
terhadap kejadian internal dan eksternal (c) Memberikan perisai terhadap radiasi Teras reaktor
(a) Menjaga geometri bahan bakr dan jalur aliran pendingin yang diperlukan sehingga menjamin kemungkinan pemadaman dan pengambilan panas pada semua kondisi operasional dan DBA
124
(b) Memberikan reaktivitas umpan balik negatif (c) Memberikan cara moderasi dan kendali fluks neutron Matriks bahan bakar dan kelongsong
(a) Membentuk
sebuah
barier
terhadap
pelepasan produk fisi dan bahan radioaktif lain dari bahan bakar (b) Memberikan konfigurasi yang tetap
Sistem
pengendali Mengendalikan
reaktivitas
di
dalam
teras
reaktivitas (termasuk sistem
reaktor untuk menjamin bahwa reaktor dapat
pemadaman reaktor)
dipadamkan secara aman dan untuk menjamin bahwa batas rancangan bahan bakar dan batasan lain tidak akan terlampaui dalam semua keadaan operasional reaktor dan DBA
Sirkuit primer pendingin
Memberikan pendinginan teras yang memadai
reaktor
dan menjamin bahwa batas yang ditentukan untuk
bahan
bakar
dan
pendingin
tidak
dilampaui dalam semua keadaan operasional reaktor dan DBA Sistem pendinginan teras
Mentransfer panas dari teras reaktor menyusul
darurat
kecelakaan kehilangan air pendingin pada laju yang memadai untuk mencegah kerusakan bahan bakar secara signifikan
Sistem proteksi reaktor
(a) Mengambil
tindakan
protektif
guna
pemadaman reaktor, mendinginkan dan mengungkung
bahan
radioaktif
dan
memitigasi konsekuensi kecelakaan (b) Mengendalikan melindungi
saling-kunci
kesalahan
untuk
operasional
jika
kondisi yang dikehendaki tidak dipenuhi Sistem instrumentasi dan
(a) Menjaga parameter reaktor dalam batas
kendali terkait dengan
operasional
keselamatan yang lain
keselamatan (b) Memberikan
tanpa
dan
mencapai
batas
menampilkan
kepada
125
operator
informasi
yang
cukup
untuk
menentukan status sistem proteksi reaktor dan
mengambil
tindakan
terkait
keselamatan yang benar Pasokan daya listrik
Memberikan daya secara cukup deang kualitas yang sesuai bagi sistem dan peralatan untuk menjamin kapabilitas sistem dan peralatan tersebut
guna
melaksanakan
fungsi
keselamatan saat diminta Sistem penanganan dan
(a) Meminimalkan paparan radiasi
penyimpanan bahan bakar
(b) Mencegah kritikalitas tak disengaja (c) Membatasi
kenaikan
temperatur
bahan
bakar (d) Menyimpan bahan bakar segar dan bekas (e) Mencegah kerusakan bahan bakar akibat mekanik atau korosi Sistem pemantauan radiasi
Memberikan pengukuran dan peringatan untuk meminimalkan
paparan
radiasi
personi
pengoperasi dan peneliti Sistem proteksi kebakaran
Menjamin bahwa pengaruh buruk kebakaran atau
ledakan
terinduksi
kebakaran
tidak
menghambat item penting untuk keselamatan menjalankan diminta
126
fungsi
keselamatannya
saat
Tambahan II
ASPEK OPERASIONAL REAKTOR RISET YANG PERLU PERHATIAN KHUSUS
II-1. Tambahan II memberikan garis besar aspek operasional reaktor riset yang memerlukan perhatian khusus
MANAJEMEN REAKTIVITAS DAN KRITIKALITAS
II-2. Konfigurasi teras reaktor riset sering sekali berubah dan perubahan ini melibatkan manipulasi komponen seperti perangkat bahan bakar, batang kendali dan peralatan eksperimen, banyak di anataranya memiliki nilai reaktivitas yang perlu dipertimbangkan. Perhatian harus diberikan untuk menjamin
bahwa
batasan
subkritikalitas
dan
batas
reaktivitas
untuk
penyimpanan bahan bakar dan pemuatan teras tidak dilampaui setiap saat.
KESELAMATAN TERMAL TERAS
II-3. Perubahan muatan teras yang sering seperti disebut di atas mempengaruhi karakteristik nuklir dan termal teras. Perhatian harus diambil untuk menjamin bahwa dalam setiap hal karakteristik tersebut harus ditentukan secara benar dan bahwa karakteristik tersebut dicek berdasarkan kondisi yang relevan untuk keselamatan nuklir dan termal sebelum reaktor dioperasikan.
KESELAMATAN PERALATAN EKSPERIMEN
II-4. Berdasarkan karakteristik operasional, termal, nuklir dan teknisnya, peralatan eksperimen yang digunakan dalam reaktor riset mungkin dapat 127
mempengaruhi
secara
signifikan
keselamatan
reaktor.
Perhatian
harus
diberikan untuk menjamin bahwa implikasi karakteristik termal, nuklir dan teknis peralatan eksperimen tersebut terhadap keselamatan dikaji secara memadai dan tersedia dalam dokumentasi yang sesuai.
MODIFIKASI REAKTOR
II-5. Reaktor riset dan peralatan eksperimen yang terkait dengan reaktor tersebut seringkali dimodifikasi agar kemampuan operasionalnya dapat beradaptasi dengan perubahan persyaratan untuk penggunaannya. Jaminan khsusu diperlukan untuk memastikan bahwa setiap efek keselamatan akibat modifikasi telah secara benar dikaji, didokumentasi dan dilaporkan, dan bahwa reaktor tidak dioperasikan tanpa persetujuan resmi setelah penyelesaian modifikasi yang memiliki implikasi signifikan terhadap keselamatan.
MANIPULASI KOMPONEN DAN BAHAN
II-6. Khusus pada reaktor riset tipe kolam, komponen, peralatan dan bahan eksperimental seringkali diubah dan dipindahkan di dekat teras reaktor. Jaminan
khusus
diperlukan
untuk
memastikan
bahwa
personil
yang
melaksanakan kegiatan perubahan dan pemindahan tersebut akan mengikuti secara ketat prosedur dan larangan yang ditetapkan untuk mencegah setiap interferensi
mekanik
dan
nuklir
terhadap
reaktor,
untuk
meminimalkan
probabilitas penyumbatan dalam sistem pendinginan bahan bakar oleh objek asing secara tak terkendali, dan untuk mencegah pelepasan radioaktif serta paparan radiasi serius.
TINDAKAN KESELAMATAN UNTUK PENGUNJUNG
128
II-7. Tamu ilmuwan, peserta pelatihan, pelajar dan personil lain yang mengunjungi reaktor riset mungkin dapat memiliki akses ke area terkendali dan dapat secara aktif terlibat dalam operasi dan pemanfaatan reaktor. Kehatihatian dan perhatian harus diberikan untuk menjamin bahwa semua prosedur, larangan dan kendali yang ditujukan untuk memverifikasi pengunjung seperti itu memiliki kondisi kerja yang aman dan bahwa kegiatan mereka tidak akan mempengaruhi keselamatanb reaktor benar-benar siawasi.
129
GLOSARIUM
acceptable limit (batas dapat diterima) Lihat limit (batas)
applicant (pemohon) Orang (atau badan) yang secara hukum sah yang memohon otorisasi untuk melakukan aktivitas tertentu kepada badan pengawas
area (area) controlled area (area terkendali). Area ditentukan yang di dalamnya disyaratkan
adanya
tindakan
proteksi
khusus
dan
kelengkapan
keselamatan yang ditujukan untuk pengendalian paparan radiasi normal atau untuk mencegah penyebaran kontaminasi selama kondisi kerja normal, dan mencegah atau membatasi ekstensi paparan potensial. Area terkendali seringkali berada dalam area tersupervisi, tetapi tidak harus seperti itu. operations area (area operasi). Area geografis yang melingkupi fasilitas terotorisasi. Area ini tertutup oleh barier fisik (batas operasi), untuk mencegah akses tanpa otorisasi dan dengan adanya barier tersebut, manajemen
fasilitas
terotorisasi
dapat
melaksanakan
kewenangan
langsungnya.
site area (area tapak). Area geografis yang melingkupi fasilitas terotorisasi dan di dalam area tersebut manajemen fasilitas terotorisasi dapat mengendalikan secara langsung tindakan kedaruratan. Area ini sering kali identik dengan area operasi kecuali pada situasi (misalkan reaktor riset, instalasi iradiasi) dimana fasilitas terotorisasi berada di dalam tapak dan kegiatan lain dilaksanakan di luar area operasi, tetapi
130
manajemen
fasilitas
terotorisasi
dapat
diberikan
beberapa
tingkat
kewenangan ats seluruh area tapak. Batas tapak adalah batas area tapak supervised area (area tersupervisi). Area ditentukan yang tidak dimaksudkan sebagai area terkendali tetapi kondisi paparan kerja senantiasa ditinjau ulang, meskipun tindakan proteksi khusus dan kelengkapan keselamatan tidak dibutuhkan. authorization (otorisasi) Pemberian oleh badan pengawas atau badan pemerintah lain izin tertulis kepada operator untuk melaksanakan aktivitas tertentu. Otorisasi dapat mencakup, misalkan, sertifikasi, registrasi dan lain-lain. Istilah otorisasi kadangkadang juga dipergunakan untuk menggambarkan dokumen yang memberikan izin seperti itu. Otorisasi biasanya lebih formal dari pada proses persetujuan.
authorized limit (batas terotorisasi) Lihat limit (batas)
commissioning (komisioning) Proses pengoperasian dan verifikasi apakah sistem dan komponen fasilitas dan kegiatan yang telah dikonstruksi memiliki kesesuaian dengan rancangan dan memenuhi kriteria kinerja yang disyaratkan. common cause failure (kegagalan sebab sama) Kegagalan dua atau lebih struktur, sistem atau komponen akibat sebab atau kejadian tunggal tertentu. containment (sungkup) Metode atau barier fisik yang dirancang untuk mencegah dispersi substansi radioaktif. Sungkup pada umumnya digunakan untuk menunjuk pada metode atau struktur untuk mencegah substansi radioaktif menyebar ke lingkungan jika pengungkungnya gagal.
131
critical assembly (perangkat kritis) Sebuah perangkat yang berisi bahan fisil yang dimaksudkan untuk mempertahankan reaksi fisi berantai terkendali pada tingkat daya rendah, yang digunakan untuk mempelajari geometri dan komposisi teras reaktor. critical group (kelompok kritis) Sebuah kelompok di masyarakat yang cukup homogen dalam hal paparan akibat sumber radiasi tertentu dan jalur radiasi yang tertentu pula dan secara perseorangan menerima dosis efektif dan dosis ekivalen (sesuai keperluan) tertinggi untuk jalur dan sumber radiasi tertentu.
decommissioning (dekomisioning) Tindakan administratif dan teknis yang diambil untuk memungkinkan pengambilan (penghapusan) beberapa atau semua kendali regulatori dari sebuah fasilitas (kecuali untuk repositori, yang dikatakan ditutup bukan didekomisioning). design basis (dasar rancangan) Rentang kondisi dan kejadian dipertimbangkan secara eksplisit ke dalam rancangan sebuah fasilitas sesuai kriteria sedemikian sehingga fasilitas dapat bertahan terhadap kondisi dan kejadian tersebut tanpa melampaui batas yang diizinkan melalui operasi sistem keselamatan yang direncanakan. disposal (penyimpanan) Penempatan limbah di dalan sebuah fasilitas yang tepat tanpa bermaksud untuk diambil kembali. diversity (keragaman) Keberadaan dua atau lebih sistem atau komponen redundan untuk melaksanakan fungsi yang telah ditentukan yang memiliki kerja berbeda sehingga dapat mengurangi kemungkinan kegagalan sebab sama. Contoh kerja tersebut:
kondisi oeprasi berbeda, prinsip kerja berbeda atau tim
perancangan berbeda (yang memberikan keragaman fungsional), dan ukuran
132
peralatan yang berbeda, fabrikator yang berbeda, serta tipe peralatan yang menggunakan metode fisis yang berbeda (yang memberikan keragaman fisis). dose constraint (kendala dosis) Restriksi prospektif pada dosis individu, akibat sebuah sumber, yang berlaku sebagai batas atas dosis dalam optimasi proteksi dan keselamatan dose limit (batas dosis) Lihat limit (batas)
facilities and activities (fasilitas dan aktivitas) Istilah umum yang mencakup fasilitas nuklir, penggunaan semua sumber radiasi pengion, semua aktivitas pengelolaan limbah radioaktif, pengangkutan bahan radioaktif dan praktek atau kondisi lain apa pun dimana orang dapat terekspos oleh radiasi dari sumber radioaktif alam ataupun buatan. Fasilitas mencakup fasilitas nuklir, instalasi iradiasi, fasilitas penambangan dan pengeboran, fasilitas pengelolaan limbah dan tempat lain apa pun dimana bahan radioaktif dibangkitkan, diproses, digunakan, ditangani, disimpan atau dibuang – atau dimana pembangkit radiasi dipasang – pada skala demikian sehingga pertimbangan proteksi dan keselamatan disyaratkan. Aktivitas mencakup produksi, penggunaan, impor dan eskpor sumber radioaktif untuk tujuan industri, riset dan medis, pengangkutan bahan radioaktif, penambangan dan pemrosesan bijih radioaktif dan penutupan fasilitas terkait, pembersihan tapak yang terpengaruh oleh residu dari aktivitas sebelumnya dan aktivitas pengelolaan limbah radioaktif seperti pelepasan efluen.
fuel assembly (perangkat bahan bakar) Satu kumpulan elemen bahan bakar dan komponen terkait yang dimuatkan ke dalam dan dikeluarkan secara berurutan dari teras reaktor sebagai unit tunggal.
fuel elemen (elemen bahan bakar)
133
Sebuah
batang
(atau
dalam
bentuk
lain)
bahan
bakar
nuklir,
kelongsongnya dan komponen terkait yang diperlukan untuk membentuk satu unit struktur. level (tingkat) action level (tingkat tindak). Tingkat laju dosis atau konsentrasi aktivitas yang jika dilampaui tindakan pemulihan atau tindakan protektif perlu dilakukan dalam situasi paparan kronis atau paparan kedaruratan. intervention level (tingkat intervensi). Tingkat dosis dapat dihindari pada batas mana tindakan protektif khusus atau tindakan pemulihan diambil pada situasi paparan kedaruratan atau paparan kronis. investigation level (tingkat investigasi). Nilai sebuah kuantitas seperti dosis efektif, pemasukan atau kontaminasi per satuan luas atau volume yang jika dilampaui investigasi harus dilakukan. recording level (tingkat perekaman). Tingkat dosis, paparan atau pemasukan yang ditentukan oleh badan pengawas jika nilai tersebut dicapai atau dilampaui oleh pekerja maka harus dicatat dalam rekaman paparan individu. reference level (tingkat acuan). Tingkat tindakan, tingkat intervensi, tingkat investigasi atau tingkat perekaman. licence (lisensi) Sebuah dokumen sah menurut hukum dikeluarkan oleh badan pengawas yang
memberikan otorisasi untuk melaksanakan aktivitas tertentu berkaitan
dengan sebuah fasilitas atau aktivitas. Pemegang lisensi yang berlaku diistilahkan sebagai pemilik lisensi.
limit (batas) Nilai sebuah kuantitas yang digunakan dalam beberapa aktivitas atau situasi tertentu yang harus tidak dilampaui. Istilah batas hanya digunakan untuk 134
sebuah kriterium yang harus tidak dilampaui, misalkan ketika melampaui batas akan menyebabkan beberapa bentuk sangsi hukum dikenakan. Kriteria untuk kegunaan lain – misalkan untuk mengindikasikan kebutuhan investigasi lebih dekat atau peninjauan ulang prosedur, atau sebagai ambang untuk melaporkan kje badan pengawas – harus diuraikan menggunakan istilah lain, seperti tingkat acuan. acceptable limit (batas dapat diterima). Sebuah batas yang dapat diterima oleh badan pengawas. Istilah batas dapat diterima biasanya digunakan
untuk
menjelaskan
sebuah
batas
kondisi
radiologis
diperkirakan dari sebuah kecelakaan (atau dari paparan potensial, jika terjadi) yang dapat diterima oleh badan pengawas ketika kemungkinan kejadian kecelakaan atai paparan potensial telah dipertimbangkan (yaitu dengan dasar bahwa hal tersebut sangat kecil kemungkinan terjadinya). Istilah batas terotorisasi harus digunakan untuk menyatakan batas pada dosis atau risiko, atau pada pelepasan radionuklida, yang dapat diterima oleh badan pengawas dengan asumsi bahwa mereka sangat mungkin terjadi. authorized limit (batas terotorisasi). Sebuah batas pada kuantitas dapat ukur, ditetapkan atau diterima secara resmi oleh badan pengawas. dose limit (batas dosis). Nilai dosis efektif atau dosis ekivalen untuk perorangan dari praktek terkendali yang harus tidak dilampaui. operational limits and conditions (batas dan kondisi operasi). Sekumpulan aturan yang menetapkan batas parameter, kemampuan fungsional dan tingkat kinerja peralatan dan personil yang disetujui oleh badan pengawas untuk operasi aman sebuah fasilitas terotorisasi. safety limits (batas keselamatan). Batas parameter operasional yang jika berada lebih rendah dari batas tersebut, sebuah fasilitas terotorisasi telah diperlihatkan aman. Batas keselamatan adalah batas dan kondisi operasi di luar operasi normal. 135
maintenance (perawatan) Aktivitas terorganisasi, baik secara administratif dan teknis, dalam menjaga struktur, sistem dan komponen tetap berada pada kondisi operasi yang baik, mencakup aspek pencegahan dan perbaikan.
monitoring (pemantauan) Pengukuran radiologis atau parameter lain secara kontinyu atau penentuan status sistem. Pengambilan contoh (sampel) dapat dicakup sebagai langkah pertama pengukuran.
operating organization (organisasi pengoperasi) Organisasi yang diberi otorisasi oleh badan pengawas (atau badan yang berkompeten lain) untuk mengoperasikan sebuah fasilitas operational limit and conditions (batas dan kondisi operasi) Lihat limit (batas)
plant equipment [reactor equipment] (peralatan instalasi [peralatan reaktor]) item important to safety (item yang penting untuk keselamatan). Suatu item yang menjadi bagain dari suatu kelompok keselamatan yang kegagalan atau kesalahan fungsinya dapat mengarah pada paparan radiasi terhadap pekerja atau anggota masyarakat. Item yang penting untuk keselamatan mencakup:
protection system (sistem proteksi). Sistem yang memantau operasi reaktor dan ketika mendeteksi kondisi tak normal akan secara otomatis memicu tindakan untuk mencegah kondisi tak aman atau yang secara potensial menjadikan kondisi tak aman. Sistem tersebut dalam hal ini melingkupi semua piranti elektrik dan mekanik dan rangkaiannya, dari sensor hingga terminal input peralatan aktuasi.
136
safety related item (item terkait keselamatan). Item yang penting untuk keselmatan tetapi bukan menjadi bagian dari sistem keselamatan safety system (sistem keselamatan)31. Suatu sistem yang penting untuk keselamatan yang disediakan untuk menjamin pemadaman reaktor secara aman atau pengambilan panas dari teras atau untuk membatasi konsekuensi kejadian operasional terantisipasi dan kecelakaan dasar rancangan. Sistem keselamatan tersusun atas sistem proteksi, sistem aktuasi
keselamatan
dan
fitur
pendukung
sistem
keselamatan.
Komponen-komponen sistem keselamatan mungkin disediakan hanya untuk melaksanakan fungsi keselamatan atau dapat melaksanakan fungsi keselamatan dalam berbagai keadaan operasii instalasi dan fungsi bukan keselamatan dalam keadaan operasi yang lain. postulated initiating event (kejadian pemicu terpostulasi). Sebuah kejadian yang diidentifikasi pada saat perancangan sebagai dapat mendorong pada kejadian operasional terantisipasi atau kondisi kecelakaan. protection [or radiation protection] (proteksi [atau proteksi radiasi]) Perlindungan terhadap orang dari efek paparan radiasi pengion dan cara-cara untuk mencapai tujuan tersebut. protective action (tindakan protektif)
Tindakan sistem proteksi yang diperlukan untuk operasi piranti aktuasi keselamatan tertentu. 31
Sistem keselamatan dapat berjenis aktif atau pasif. Sistem atau komponen aktif adalah
sistem atau komponen yang akan berfungsi sesuai rancangan setelah menerima sinyal input dari sistem proteksi atau sinyal manual. Sistem atau komponen pasif adalah sistem atau komponen yang tidak membutuhkan sinyal input untuk berfungsi. Pada sistem keselamatan dikenal tingkat kepasifan (pasivitas) yang memungkinkan untuk sebuah definisi (tidak dikenal secara universal) tiga kategori. Kategori tertinggi adalah ketika semua komponen untuk keselamatan dirancang sebagai tipe pasif.
137
qualified expert (pakar terkualifikasi) Individu yang, berdasarkan sertifikasi oleh badan atau himpunan yang berkompeten, lisensi profesional, kualifikasi akademik atau pengalaman, dikenal memiliki kepakaran dalam satu bidang atau spesialisasi relevan, misalkan fisika kedokteran, proteksi radiasi, kesehatan kerja, keselamatan kebakaran, jaminan kualitas atau spesialisasi keselamatan dan keteknikan lain. quality assurance (jaminan kualitas) Tindakan sistematik dan terencana yang diperlukan untuk memberikan keyakinan yang memadai bahwa suatu item, proses atau layanan akan memuaskan persyaratan yang diberikan untuk kualitas, misalkan, syarat-syarat yang ditentukan dalam lisensi. reactor states [plant states] (keadaan reaktor [keadaan instalasi]) operational states [or operating conditions] (keadaan operasional [kondisi operasi]) normal operation (operasi normal). Operasi dalam batas dan kondisi operasi yang ditentukan.
anticipated
operational
occurences
(kejadian
operasional
terantisipasi). Suatu proses operasional yang menyimpang dari operasi normal yang diharapkan terjadi paling tidak satu kali dalam masa hidup operasi fasilitas tetapi, dari sudut pandang kelengkapan rancangan, tidak menyebabkan kerusakan yang signifikan pada item yang
penting
untuk
keselamatan
atau
mengarah
pada
kondisi
kecelakaan. accident conditions (kondisi kecelakaan) (tidak biasa digunakan untuk reaktor riset) design basis accident (kecelakaan dasar rancangan). Kondisi kecelakaan yang menjadi dasar perancangan sebuah [reaktor riset] 138
dengan menetapkannya sebagai kriteria rancangan, dan di bawah kondisi tersebut kerusakan bahan bakar dan pelepasan bahan radioaktif dijaga dalam batas yang diizinkan. beyond
design
basis
accident
(kecelakaan
di
luar
dasar
rancangan). Kondisi kecelakaan yang lebih parah dari kecelakaan dasar rancangan. redundancy (redundansi) Penyediaan struktur, sistem atau komponen alternatif (identik atau berbeda) sedemikian sehingga satu yang mana pun dapat melaksanakan fungsi yang disyaratkan tanpa melihat keadaan operasi atau kegagalan yang lain. regulatory body (badan pengawas) Satu otoritas atau sistem otoritas yang ditunjuk oleh pemerintah suatu negara memiliki kewenangan hukum untuk menjalankan proses regulatori, termasuk menerbitkan otorisasi, dan regulasi keselamatan nuklir, radiasi, limbah radioaktif dan pengangkutan [bahan nuklir]. safety [or nuclear safety] (keselamatan [atau keselamatan nuklir]) Pencapaian kondisi operasi yang benar, pencegahan kecelakaan atau mitigasi konsekuensi kecelakaan, yang berdampak pada perlindungan pekerja [dan personil tapak yang lain], masyarakat dan lingkungan dari bahaya radiasi yang berbahaya.
safety culture (budaya keselamatan) Kesatuan karakteristik dan sikap di dalam organisasi dan individu yang menjadikan issu proteksi dan keselamatan sebagai prioritas utama dan menerima perhatian yang dijamin oleh keutamaannya.
safety function (fungsi keselamatan) Kegunaan khusus yang harus dipenuhi untuk tujuan keselamatan
139
safety group (kelompok keselamatan) Seperangkat peralatan yang ditujukan guna melaksanakan semua tindakan yang dibutuhkan untuk menjamin, menyusul suatu kejadian pemicu terpostulasi
tertentu,bahwa
batas-batas
yang
ditetapkan
dalam
dasar
rancangan untuk kejadian operasional terantisipasi dan kecelakaan dasar rancangan tidak dilampaui. safety limit (batas keselamatan) Lihat limit (batas)
Safety system setting (tetapan sistem keselamatan) Tingkat yang menandai aktuasi secara otomatik piranti protektif dalam kejadian operasi terantisipasi atau kondisi kecelakaan, untuk mencegah agar batas keselamatan tidak dilampaui. self-assessment (pengkajian diri) Proses rutin dan kontinyu yang dilakukan oleh manajemen pada semua tingkat untuk mengevaluasi efektivitas kinerja di semua area yang menjadi tanggungjawabnya.
Aktivitas
pengkajian
diri
mencakup
tinjau
ulang,
pengawasan dan cek diskrit yang difokuskan pada pencegahan atau identifikasi dan perbaikan problem manajemen yang menghalangi pencapaian tujuan organisasi, khususnya tujuan keselamatan. shutdown reactivity (reaktivitas pemadaman) Reaktivitas
pada
saat
semua
piranti
kendali
mengintroduksikan
reaktivitas negatif maksimumnya. single failure (kegagalan tunggal) Suatu
kegagalan
yang
mengakibatkan
kehilangan
kemampuan
komponen untuk melaksanakan fungsi keselamatan yang diharapkan, dan setiap konsekuensi kegagalan yang dihasilkan darinya. single failure criterion (kriterium kegagalan tunggal)
140
Satu
kriterium
(atau
persyaratan)
yang
diterapkan
pada
sistem
sedemikian sehingga sistem tersebut harus mampu melaksanakan tugasnya walau terjadi kegagalan tunggal. siting (penapakan) Proses seleksi tapak yang cocok untuk sebuah fasilitas, termasuk pengkajian yang tepat dan definisi dasar rancanagn yang terkait. source term (suku sumber) Jumlah dan komposisi isotopik bahan yang dilepaskan (atau dipostulasi dilepaskan) dari suatu fasilitas. Istilah ini dipergunakan dalam pemodelan pelepasan radionuklida ke lingkungan, khususnya dalam konteks kecelakaan pada instalsi nuklir atau pelepasan dari limbah radioaktif di dalam epositori.
141
