Presiding
Presentasi
Serpong.
28 Juni 2000
Ilmiah
Teknologi
Keselamatan
Nuklir-V,.
ISSN
No.:
1410-0533 *
ID0200244 PRINSIP-PRINSIP DASAR MANAJEMEN KECELAKAAN REAKTOR DAYA Oleh
: Aliq,
Suharno,
Anhar
R.A.,
Hendro
Tj., Julwan
H:P., Andi
S., Edy K.
ABSTRAK P R I N S I P - P R I N S I P DASAR M A N A J E M E N K E C E L A K A A N R E A K T O R DAYA. Telah dilakukan tinjauan mengenai manajemen kecelakaan pada reaktor daya. Tujuannya adalah untuk m e m a h a m i prinsip-prinsip dasar manajemen kecelakaan pada reaktor daya pada u m u m n y a . Berdasarkan tinjauan yang dilakukan, dapat dipahami bahwa manajemen keceiakaan pada dasarnya adalah suatu tindakantindakan y a n g dilakukan oleh staf operator dan technical support group untuk m e n c e g a h pelelehan teras, mempertahankan bejana jika teras meleleh (in-vessel management), mempertahankan containment sejauh mungkin (containment management) dan meminimalkan pelepasan material radioaktif ke lingkungan (release management). Tindakan-tindakan tersebut diambil dengan m e n g a c u pada accident management procedures dan guidances yang telah dibuat. Mengingat bahwa segala macam skenario dapat terjadi pada kecelakaan, maka pengembangan procedures dan guidances lebih ianjut tidak hanya mempertimbangkan skenario kecelakaan tertentu seperti kehilangan daya listrik atau LOCA, tetapi juga didasarkan pada analisis keadaan yang berkembang selama kecelakaan (state-oriented). ABSTRACT B A S I C PRINCIPLES OF A C C I D E N T M A N A G E M E N T FOR N U C L E A R POWER P L A N T . A Review of accident management for nuclear power plant w a s done. The objectives are to understand the basic principles of accident management for nuclear power plant. Based on our assessment, the basic principles of accident m a n a g e m e n t are summarized as follows. Accident management are the action taken by plant operating and technical staff, to prevent core damage, to retain core within the reactor vessel, to maintain containment integrity as long as possible, and to minimize the effect of releases of radioactive material to the environment. These actions must refer to the procedures and guidances have been developed. Because the progression of the accident is difficult to be predicted, development of the procedures and rjuidances are no longer based on the accident sequences such as station blackout or LOCA (event-oriented) but it's based on the progression of the plant states during accident (state-oriented).
174
Presiding
Presentasi
Serpong.
28 Juni 2000
Ilmiah
Teknologi
Keselamatan
Nuklir-V
ISSN
No.:
1410-0533
P2TKN-BATAN
PENDAHULUAN Keselamatan pada tahap pengoperasian P L T N merupakan tanggung j a w a b utama
pemilik
P L T N tersebut. Para pemilik
P L T N di berbagai , negara
mengembangkan prosedur operasi darurat (emergency EOP
yang
dipersiapkan
untuk
mengatasi
operating
permasalahan
telah
procedures) operasi
atau
termasuk
kecelakaan. Dalam mengatasi kecelakaan, E O P tersebut dibuat dengan m e n g a c u pada sekuensi kecelakaan yang mungkin terjadi khususnya kecelakaan dasar disain (DBA) seperti station blackout, kecelakaan kehilangan pendingin (LOCA) dan lain-lain. Pada kenyataannya, seperti y a n g terjadi pada kecelakaan TMI-2
dan
Chernobyl, kecelakaan berkembang tidak harus mengikuti skenario kecelakaan y a n g telah dirumuskan dan perkembangan kecelakaan sulit diprediksi. Hal ini menyadarkan s e m u a pihak tidak hanya para pemilik (uti'ity) pengawas (regulathory telah
mendasari
prosedures Pendekatan kecelakaan
dan baru
body)
untuk melihat kembali pendekatan-pendekatan y a n g
pengembangan guidances ini
dimana
tetapi juga badan
EOP
berdasarkan
secara
umum
dan
berusaha
pendekatan-pendekatan
dirumuskan
pengembangannya
merumuskan
dalam
pertama-tama
konteks
melihat
kembali
yang
baru.
manajemen
kembali
tujuan
keselamatan (safety objective).
TUJUAN KESELAMATAN Manajemen kecelakaan m e r u p a k a n lapis terakhir dari prinsip pertahanan berlapis setelah c p e r a s i normai (lapis pertama) dan pengendalian
kecelakaan
dasar disain (lapis kedua). Apabila lapis pertama dan kedua g a g a l , manajemen kecelakaan
dipersiapkan
untuk
memberikan
lapis
proteksi
terakhir
untuk
meminimalkan dan mengakhiri pelepasan material radioaktif ke lingkungan. Oleh karena itu, p e n g e m b a n g a n manajemen kecelakaan perlu m e n g a c u pada tujuan keselamatan yaitu m e n c e g a h kerusakan teras, mencegah gagalnya bejana d a n pipa-pipa mengatasi
sistem
pendingin
pelepasan
reaktor,
produk
fisi.
mencegah Selain
kegagalan
tujuan
pengungkung,
keselamatan,
dan
manajemen
kecelakaan juga perlu mempertimbangkan hasil-hasil penelitian kecelakaan parah dan pengalaman kecelakaan terutama k e c e l a k a a n TMI-2 dan Chernobyl.
175
Presiding
Presentasi
Serpong,
28 Juni 2000
Ilmiah
Teknolog
Keselematan
Nukllr-V,,
ISSN
No.:
U10-0b33
P2TKN-BATAN
PRINSIP D A S A R M A N A J E M E N K E C E L A K A A N Manajemen kecelakaan pada dasarnya adalah suatu tindakan-tindakan yang dilakukan pelelehan
oleh
staf
teras,
operator
dan
technical
mempertahankan
management),
mempertahankan
management)
dan meminimalkan
support
bejana
jika
containment pelepasan
group
teras
sejauh
untuk
mencegah
meleleh
(in-vessel
mungkin
(containment
material radioaktif ke
lingkungan
(release management). Tindakan-tindakan tersebut diambil dengan mengacu pada accident
management
dikembangkan. A M P
procedures adalah
(AMP)
dan
instruksi-instruksi
guidances yang
(AMG)
dibuat
oleh
yang
telah
utiliy
untuk
digunakan staf PLTN dalam meresponse secara tepat pada awal kecelakaan parah yaitu 1 j a m mulai terjaai kecelakaan. Sedangkan A M G adalah informasi-informasi m a n a g e m e n plus program perhitungannya untuk digunakan staf operator dalam mendiagnosa status P L T N , memprediksi kondisi yang akan datang dan memilih tindakan y a n g tepat dari pilihan-pilihan yang ada. Tindakan yang diambil ini bersifat jangka panjang (1 j a m setelah kecelakaan dan seterusnya) untuk
melengkapi
tindakan yang diambil lebih awal berdasarkan A M P seperti dilukiskan pada diagram di bawah ini :
t=0
t=l
j a m
Gambar 1 Implementasi AMP dan AMG A M P pada dasarnya dapat dianggap sebagai perluasan dari EOP untuk mengurusi
kecelakaan
parah. T a m b a h a n - t a m b a h a n
yang
diberikan
berkaitan
dengan instruksi-instruksi yang dibutuhkan jika pelelehan teras, kegagalan dan containment
vessel
telah terjadi sehingga A M P ini dibutuhkan jika EOP tidak sukses.
Kedudukan EOP, A M P , dan A M G dapat dijelaskan dengan menggunakan struktur prosedur di bawah ini.
176
Prosiding
Presentasi
Serpong.
28 Juni 2000
Ilmiah
4.
Teknologi
Keselamatan
Nuklir-V"
ISSN
No.:
1410-0533
P2TKN-BATAN
EOP Non-event oriented
Eventoriented
EXTENDED EOP
3.
AM G
Technical support crisis team G a m b a r 2. Struktur Prosedur dan Guidance Pengembangan
prosedur
dan
guidance
di
atas
dilakukan
dengan
memanfaatkan data dan infcnnasi d a r i : Skenario Kecelakaan Hasil PSA level-1, 2 dan 3 Penelitian Kecelakaan Pengalaman operasi dan kecelakaan Prosedur yang sudah ada K e m a m p u a n sistem keselamatan Data dan informasi untuk setiap aspek diatas dapat dijelaskan ringkas sebagai berikut:
177
secara
Prosiding
Presentasi
Serpong,
28 Juni 2000
Ilmiah
Teknologi
Keselamatan
ISSN
Nuklir-V . :
No.:
1410-0533
P2TKN-BATAN
i
SKENARIO KECELAKAAN Kecelakaan diawali dengan kejadian listrik padam, yang diikuti dengan rekator trip, pembuangan panas peluruhan melalui kolam IRWST oleh sistem pemindah panas peluruhan (PRHR) yang kemudian diiukii oleh mekanisme "feed and
bleed"
yang
pengantian
melibatkan
pendingin
yang
sistem hilang
penurunan
dari
CMT
tekanan
melalui
(ADS), dan
Accumulator.
sistem
Fase
ini
merupakan fase yang rawan yang dapat berkembang menjadi kecelakaan parah bila
penerapan
manajemen
kecelakaan
pada
tingkat
(in-vessef)
bejana
ini
mengalami kegagalan seperti terjadi pada TMI-2. Kecelakaan dapat diikuti dengan terjadinya
LOCA
melalui
katup
PORV
(power
operated
relief
valve)
pada
pressurizer atau melalui pump seal akibat terjadi fluktuasi temperatur dan tekanan selama fasa feed and bleed yang disertai gagalnya ADS. Kejadian-kejadian
yang
mungkin
berkembang
didalam
bejana
naiknya temperatur kelongsong yang cukup menimbulkan oksidasi
adalah
eksotermal
yang dapat merapuhkan kelongsong, thermal sock akibat injeksi pendingin yang tak terkontrol serta pembangkitan sejumlah gas hidrogen yang merupakan potensi bahaya selanjutnya. Jika kejadian berkembang sedemikian rupa sampai teias meleleh, maka manamejen kecelakaan harus diarahkan untuk mempertahankan integritas bejana. Gagalnya bejana reaktor menyebabkan lapisan terakhir yaitu pengungkung
menjadi pusat perhatian. Hal yang dapat menyebabkan
pengungung gagal yaitu tekanan dan temperatur berlebih akibat
stuktur
penambahan
energi dari bejana dalam bentuk uap dan missil yang dibangkitkan dari ledakan uap dan terbakarnya gas hidrogen yang terakumulasi di dalam pengunkung. Tingginya konsentrasi gas hidregen dapat dikurangi dengan operasionalnya spray dan fan
systerr,
coolers.
PSA Hasil
studi
PSA
dan
studi
deterministik
untuk
dasar
disain
LWR
menunjukkan bahwa kecelakaan pada LWR tidak akan disertai kenaikan daya yang besar karena dengan berbagai sebab, reaksi fisi akan berhenti. Tetapi perhatian yang besar perlu diarahkan pada pemindahan panas jangka panjang setelah fisi berhenti.
178
ProsltMng
Presentasi
Serpong,
2B Juni 2000
Ilmiah
Teknologi
Keselamatan
Nukllr-Vr
•
ISSN
No.:
1410-0533
P2TKN-BATAN
PENELITIAN K E C E L A K A A N PARAH Hasil-hasil penelitian yang dapat menunjang p e n g e m b a n g a n
manajemen
kecelakan dapat dijelaskan secara ringkas sebagai b e r i k u t : •
Hasil-hasil perhitungan pendinginan teras darurat memperkirakan bahwa satu kali temperatur bahan bakar melebihi 150C K, maka reaksi eksotermik a k a n menjadi
sangat
cepat
sehingga
pendinginan yang
memadai
tidak
dapat
dilakukan dan kerusakan teras akan terjadi. •
Studi keselamatan W A S H - 1 4 0 0 menunjukkan bahwa b e r m a c a m - m a c a m m o d e l kegagalan pengungkung adalah mungkin dan akan menghasilkan b e r m a c a m macam model pelepasan radioaktif ke lingkungan. Dalam studi ini, kegagalam pengungkung diasumsikan tak terhindarkan apabila teras meleleh.
PENGALAMAN KECELAKAAN Beberapa pengalaman penting dapat dijadikan pegangan dalam m e n e n t u k a n prosedur operasi untuk mengatasi kecelakaan. Pengalaman yang dapat diambil dari kejadian kecelakaan yaitu : •
Kecelakaan TMI-2 memberikan pengalaman bahwa lelehnya teras reaktor tidak harus menyebabkan bejana reaktor meleleh.
•
Kecelakaan bisa saja terjadi pada daya rendah dissmping pada daya tinggi (kejadian Chernobyl).
•
Banyak kemungkinan yang dapat terjadi pada setiap kecelakaan yang tidak diperhitungkan sebelumnya oleh skenario kecelakaan yang telah dibuat.
PROSEDUR YANG A D A Prosedur
yang
sudah
dibuat
terangkum
dalam
Emergency
Operating
Procedures (EOP) yang dirancang untuk mengatasi kecelakaan di d a l a m kategori DBA
(design basis accident). Pengalaman kecelakaan TMI-2 dan
Chernobyl
menuntut utility merumuskan kembali program manajemen kecelakaan termasuk prosedur
operasi
darurat
yang
sudah
ada
dan
mengembangkannya
untuk
mengatasi kecelakaan diluar dasar disain (beyond DBA) P e n g e m b a n g a n program manajemen kecelakaan parah pada dasarnya adalah p e n g e m b a n g a n strategistrategi, prosedur dan petunjuk kecelakaan
parafi yang
(guidances) untuk mencegah dan
mungkin terjadi.
Prosedur
dibuat
untuk
mengatasi memberikan
petunjuk pada staf operator dalam mengakhiri laju perkembangan kecelakaan d a n mengatasi konsekuensinya sedangkan guidances akan digunakan crisis t e a m atau technical support group (TSG) dalam mengarahkan dan membantu operasi-operasi
179
Prosiding
Presentasi
Serpong,
28 Juni 2000
llmlan
Teknologi
Keselamatan
Nukllr-V
ISSN
No
: Mrcuvl i
P2TKN-8ATAN
di dalam dan diluar ruang kendali selama kecelakaan. Berdasarkan pengalaman kecelakaan TMI-2, adalah mungkin menyusun prosedur rinci untuk mengendalikan dan menghentikan laju pelelehan teras di dalam bejana reaktor. Jika kejadiannya lebih parah dari itu, hanya guidance
saja yang dapat disusun karena
status
parameter reaktor tidak tentu dan jalannya kecelakaan suiit diprediksi. Hal ini yang memberikan
arah baru
pada
pengembangan
manajemen
kecelakaan
bahwa
p e n g e m b a n g a n prosedur kecelakaan dan guidance tidak lagi hanya berdasarkan sekuensi kecelakaan (event-oriented), tetapi (state)
harus berdasarkan analisis keadaan
yang berkembang selama kecelakaan (state-oriented).
K E M A M P U A N SISTEM K E S E L A M A T A N Berdasarkan tujuan keselamatan, manajemen kecelakaan dapat diarahkan pada lapis pertama yaitu vessei, kemudian containment, dan terakhir pelepasan material
radioaktif.
Sistem, komponen
atau
tindakan yang
diperlukan
dalam
mengatasi perkembangan kecelakaan di dalam vessel m e l i p u t i : •
Sistem pemindah panas utama
•
Sistem injeksi tekanan tinggi
•
Sistem injeksi normal menggunaan accumulator
•
Sistem air umpan konvensional
•
Pompa
•
Pembanjiran reactor cavity
sistem
Sistem,
pemadam
komponen
perkembangan
kebakaran
atau
kecelakaan
di
tindakan dalam
yang
diperlukan
containment
meliputi
dalam
mengatasi
tindakan
untuk
mengatasi overpressure, overtemperature dan missiles akibat dari DCH (direct containment heating), DCG (detonation of combustible gas), dan steam explosion. Untuk itu disediakan : •
Filter venting
•
Flooding reactor cavity
•
Recombiners dan igniters
•
Spray system
•
Fan coolers
ISO
Prosldlng Serpong,
Presentasi Ilmiah 28 Juni 2000
Sistem,
Teknologi
Keselamatan
Nukllr-V.
ISSN
No.:
U10-0S33
P2TKN-BATAN
komponen
atau
tindakan
yang
diperlukan
dalam
mengatasi
pelepasan material radioaktif dari containment melibatkan : •
P O R V dan SRV
•
Sistem Isolasi
•
Containment spray system
•
Chemical additives
•
Filter venting
•
Flooding system Penggunaan
spray
system, chemical additives dan filter dalam 5 hari
pertama kecelakaan diperkirakan dapat menurunkan konsentrasi produk fisi dalam aerosol sampai 4-5 kali konsentrasi semula.
KESIMPULAN Berdasarkan tinjauan yang dilakukan, dapat dipahami bahwa manajemen kecelakaan pada dasarnya adalah suatu tindakan-tindakan yang dilakukan oleh staf operator dan technical support group untuk mempertahankan
bejana
jika
teras
meleleh
mencegah pelelehan teras, (in-vessel
management),
mempertahankan containment sejauh mungkin (containment management) dan meminimalkan pelepasan material radioaktif ke lingkungan (release management). Tindakan-tindakan
yang
diambil harus
procedures dan guidances
mengacu
pada
accident
management
yang telah d i r u m u s k a n . Mengingat bahwa
segala
macam skenario dapat terjadi pada kecelakaan, maka pengembangan procedures dan guidances tersebut tidak hanya
berdasarkan
pada skenario
kecelakaan
tertentu seperti kehilangan daya listrik atau L O C A , tetapi juga didasarkan pada analisis keadaan yang berkembang selama kecelakaan (state-oriented). DAFTAR PUSTAKA 1.
Accident Management Programmes in Nuclear Power Plants, IAEA Technical Reports Series No. 368, IAEA, Vienna, 1994
2.
Severe Accidents in Nuclear Power Plants, Proceeding of A S y m p o s i u m , Sorrento, 21-25 March 1988.
I81
