LAMPIRAN III
PELAJARAN YANG DAPAT DIAMBIL DARI PROYEK DEKOMISIONING REAKTOR RISET
CONTOH KASUS
Contoh berikut ini adalah pelajaran yang dapat diambil dari suatu kasus, termasuk di dalamnya informasi ringkas teknis pada reaktor riset serta masalah yang dihadapi. Situasi yang digambarkan sesuatu yang kesulitan khas yang akan muncul saat merencanakan atau melaksanakan aktivitas dekomisioning. Meskipun informasi yang diberikan tidak mendalam, namun pembaca diharapkan mengevaluasi kemungkinan pemanfaatannya untuk suatu proyek dekomisioning.
Nama Reaktor Pluto
Klasifikasi Tangki, air berat
Daya thermal 26 MW
Energi terintegrasi 186 000 MW.d
Kejadian 25 April 1992
Masalah yang dihadapi
Sebagai bagian dari dekomisioning reaktor PLUTO, maka direncanakan untuk membuang item-item yang terkait dengan perkakas eksperimen (experimental rig), dinamakan UNIT loop. Termasuk di dalamnya beberapa botol gelas yang digunakan dalam rig yang mengandung tritium. Botol diletakkan dalam glovebox di dalam bangunan reaktor dan terkoneksi dengan system ventilasi terfiltrasi. Skema dekomisioning termasuk prosedur untuk mengendalikan pelepasan gas yang ada dalam botol serta pelepasan residu tritium. Tanpa sepengetahuan operator, dua dari botol tersebut mengandung bahan molecular sieve yang digunakan dalam eksperimen untuk menjebak tritium. Bahan ini tidak melepaskan tritium hanya dengan pelepasan ke atmosfer saja, namun memerlukan panas.
Setelah operasi pelepasan, glovebox dan isinya dipindahkan dari bangunan rekator ke suatu lokasi yang dinamakan active handling bay di bangunan PLUTO. Di sini botol-botol dipotong menggunakan gergaji berdaya hidraulik, dan saat botol gelas yang mengandung molekucal sieve dipotong, maka alarm tritium berbunyi. Delapan orang di lokasi tersebut dievakuasi, kemudian dihitung ternyata tritium yang terlepas 10 TBq. Tak ada peraturan batasan dosis atau batasan pelepasan partikel udara dilampaui akibat insiden tersebut.
diambil komponen berhabaya teridentifikasi dan dilabel (bila diperlukan). Melakukan inventori radioaktif secara comprehensive penting dalam identifikasi dan kuantifikasi bahaya radiology yang dihadapi dalam pekerjaan dekomisioning. Mempunyai personil yang kualified dan berpengalaman menyebabkan pekerjaan menjadi lebih sederhana.
Sistem pekerjaan dekomisioning harus mengidentifikasi komponen-komponen bahaya radiology dan kemudian memberikan instruksi yang cukup dan detail untuk dekomisioning serta pembuangan komponen-komponen tersebut.
Setelah insiden tersebut, operator membuat prosedur untuk menangani vessel tertutup yang isi dari vessel tak dapat ditentukan dari dokumen yang ada, dan dari pengalaman operasi atau pengukuran radiasi langsung. Suatu pengaturan khusus disiapkan untuk menghadapi potensi bahaya yang mungkin ada dalam vessel tersebut.
Nama Reaktor WR-1
Klasifikasi Tangki, air berat
Daya thermal 60 W
Energi terintegrasi 219 327 MWd Waktu kejadian 1989
Masalah yang
dihadapi Saluran ventilasi telah diambil dari ruang sampling air berat yang mengalami dismantling. Saluran tersebut telah dipotong (torch cutting) ketika kebakaran terjadi dalam saluran. Kebakaran tersebut segera dapat dihentikan oleh pemadam kebakaran, yang secara rutin ada untuk mencegah kejadian yang tak diinginkan.
Karena WR-1 merupakan reaktor yang didinginkan dengan cairan organic, maka potensi kebakaran akibat residu organic yang ada di saluran selalu ada. Dalam hal ini, perencanaan sebelum kerja mengabaikan fakta penting ini. Sebelum dipakai sebagai ruang sampling moderator, ruangan tersebut digunakan untuk sampling pendinging organic. Dalam hal ini, residu organic ada dan menimbulkan kebakaran sebagai akibat kegiatan pemotongan saluran.
Pelajaran yang dipetik
Masalah yang mendadak (kebakaran) segera diatasi oleh pemadam kebakaran. Sehingga dampaknya hanya local saja.
Peninjauan terhadap pengambilan saluran harus dilakukan sebelum pelaksanaannya untuk mendeteksi
keberadaan residuorganic. Sebagai pengganti pemotongan (torch cutting), digunakan teknik pemotongan mekanik dimana resiko terjadinya kebakaran kemungkinan ada.
Nama Reaktor RB-1
Klasifikasi Critical Assembly, grafit
Daya thermal 10 W
Energy terintegrasi Diabaikan
Kejadian 1989 Masalah yang
dihadapi
Reaktor terdiri dari sebuah zone multiplikasi yang diumpan dengan uranium diperkaya, moderator dan reflector yang digunakan grafit, dan zone pengukuran menggunakan lubang dimana kisi-kisi yang diukur diletakkan. Reaktor sebagai keseluruhan (silinder diameter 286 cm, dan tinggi 300 cm) terletak di atas plat baja; seluruhnya terletak di dalam sebuah vessel baja, dengan diameter dalam 340 cm dan ketinggian 495 cm.
Pengukuran iradiasi vessel dan plat dasar menunjukkan aktivasi yang rendah. Paparan kontak menunjukkan nilai puncak 0,3 µSv/jam. Pengukuran aktivitas pada sample dari vessel, penutup, plat dasar dan struktur atas reaktor menunjukkan adanya Co-60. Aktivitas jenis Co-60 dalam range dimana puncaknya (hubungannya dengan garis pusat reaktor) 3,5 Bq/gr untuk vessel dan kurang dari 1,0 Bq/gr di bagian yang lain. Aktivitas jenis maksimum Fe-55 terhitung 8,0 Bq/gr dari estimasi konservatif.
Batas ambang 1,0 Bq/gr untuk pelepasan (unrestricted release) untuk komponen reaktor telah ditetapkan. Secara prinsip hal ini dapat digunakan untuk membuat keputusan dismantling dan mengambil vessel reaktor. Namun tingkat aktivasi yang terlalu rendah tidak memberi justifikasi dalam hal pembiayaan.
Penyelesaian Telah ditetapkan untuk membuang vessel reaktor insitu, berdasar pertimbangan berikut ini:
(1) Dalam jangka 10 tahun baik Co-60 maupun Fe-55 akan menurun aktivitasnya sampai di bawah batas pelepasan tanpa syarat (unconditional release).
(2) Kejadian flooding di vessel tidak akan berpengaruh terhadap lingkungan; faktanya, total oksida yang dilepaskan 0,45 gr yang merupakan angka yang tak signifikan.
(3) Vessel bias diisi dengan debris dari hasil pembongkaran bagian-bagian di atas lantai. Beton kemudian dimasukkan untuk mengisi bagian yang kosong, membentuk suatu ruangan rata. Hal ini merupakan suatu pekerjaan yang tidak begitu menyusahkan, dan melibatkan bahan non radioaktif.
(4) Tempat RB-1 ada dalam lokasi Montecuccolino, dimana reaktor nuklir yang lain serta laboratorium beroperasi. Sehingga kemungkinan sangat kecil bahwa suatu kegiatan penggalian di masa depan akan mentransfer bahan radioaktif ke lingkungan. Nama Reaktor North Carolina State University and training reactor Klasifikasi Kolam
Daya thermal 10 kW
Energi terintegrasi 2MWd Waktu kejadian 1983 Masalah yang
diahadapi Selama pembongkaran dan pengambilan beton struktur, debu bangunan terdistribusi sejauh tiga bangunan yang ada di lokasi tersebut.
Pelajaran yang
dipetik Untungnya, beton dan debunya tidak radioaktif, sehingga pembersihan dapat segera diatasi. Namun ditemukan pula bahwa perlu ada perbaikan system ventilasi dan kendali area kerja dekomisioning.
Sebagai hasil kejadian ini, tim proyek merekomendasikan bahwa pembongkaran awal harus dilakukan untuk beton non radioaktif. Hal ini memberikan ruang untuk mengkaji keefektifan ventilasi dan pengaturan penyumbat dalam mengendalikan debu sebelum pelaksanaan pembongkaran.
Lebih umum lagi, contoh ini menekankan bahwa kendali debu yang berhasil memerlukan perencanaan yang hati-hati serta keketapan dari system desain yang cukup.
Nama Reaktor Umum ( mencakup berbagai jenis reaktor termasuk DIDO dan PLUTO)
Klasifikasi Tak ada
Daya thermal Tak ada
Energi terintegrasi Tak ada
Kejadian 1991 Masalah yang
dihadapi
Air berat tertitriasi disimpan dalam drum stainless steel sejak sebelum 1970, dari berbagai reaktor.
kualitasnya bagus, terjadi beberapa kebocoran, dan sebagian besar berhubungan dengan las yang digunakan untuk menjamin kekuatan band di bagian luar permukaan drum.
Masalah yang fundamental adalah drum diproduksi pada saat teknik jaminan mutu belum sepenuhnya berkembang.
Penyelesaian Suatu fasilitas pemantauan diproduksi yang terdiri dari sealed overpack yang terhubung dengan sebuah system deteksi yang sensitive terhadap tritium. Tiap drum berada dalam fasilitas pemantauan selama periode beberapa jam. Prosedur ini dibantu dengan penyimpanan drum dalam tempat penyimpanan tertutup, yang juga diperlengkapi dengan system deteksi tritium. Dengan cara ini, drum yang bermasalah segera teridentifikasi dan isinya dipindah ke drum yang baru.
Drum dengan standard modern akan digunakan dan diharapkan diperoleh sebelum pemindahan ke lokasi pembuangan akhir.
Nama Reaktor DIDO
Klasifikasi Tangki, air berat
Daya thermal 26 MW
Energi terintegrasi 189 000 MWd Kejadian 1992 Masalah yang
dihadapi
Prosedur untuk pembuangan LLW(limbah aktivitas rendah) selama dekomisioning mensyaratkan bahwa limbah dipindahkan ke fasilitas proses limbah terpusat untuk pengepakan sebelum dipindah dari lokasi reaktor ke tempat repository yang jaraknya jauh.
Dipersyaratkan untuk memberi overpack pada limbah radioaktif untuk pengangkutan dari lokasi ke tempat pemrosesan. Ini melibatkan penanganan double yang mengakibatkan dosis yang berlebih, dan ini akibat adanya puncak produksi limbah, menyebabkan timbunan limbah.
Problem berikutnya adalah, meskipun volume limbah secara kasar dapat dikaji, namun sulit untuk mengestimasi volume limbah dalam bentuk paketnya, dan rekaman akhir volume limbah tidak dapat dikompilasi sampai waktu selesainya produksi limbah. Penyelesaian Fasilitas pemaketan limbah ada di lokasi reaktor. Hal
platform sehingga dapat memuati bagian atas, wadah dengan ketinggian setengah ISO diisi selama produksi limbah. Suatu program computer digunakan untuk menjamin bahwa wadah dipaket sesuai dengan persyaratan repository; yaitu persyaratan setelah penempatan di repository maka wadah tetap di bawah batas berat yang ditetapkan. Pengaturan yang sama dilakukan untuk paket limbah lain seperti drum 200L, drum baja.
Karena limbah dimasukkan ke dalam paket akhir secara langsung, maka rekaman akurat limbah yang diproduksi tersedia dengan segera, dosis dari penanganan double dapat dihindari dan penumpukan limbah dapat diminimalisasi.
Nama Reaktor DIDO
Klasifikasi Tangki, air berat
Daya thermal 26 MW
Energi terintegrasi 189 000 MWd Kejadian 1991 Masalah yang
dihadapi
Kebakaran listrik terjadi di panel kendali lampu. Suatu komponen yang sudah usang terlalu panas dan menimbulkan asap sebagai awal kebakaran.
Komponen usang tersebut seharusnya diupgrade bila reaktor tetap berfungsi, namun upgrading tersebut tak terjadi karena reaktor dedekomisioningkan. Faktor tambahan lain adalah mundurnya staff shift setelah bahan bakar diambil. Apabila personil shift ada di tempat akan memperbesar kemungkinan deteksi lebih awal.
Kebakaran terbatas pada panel kendali, dan faktanya tidak mencapai suatu keadaan nyala membesar. Kebakaran tersebut terkendali oleh switching off suplai daya ke panel.
Penyelesaian Sistem pencahayaan keseluruhan di reaktor
dimodifikasi untuk memenuhi persyaratan periode pengawasan yang lama dan mulai berfungsi setelah selesainya tahap 1 dan 2 pada 1994. Sistem pencahayaan baru disuplai melalui Switch yang ditempatkan di luar hall reaktor, sehingga memungkinkan seluruh switch jaringan listrik dikendalikan dan keadaannya dicek tanpa harus masuk ke dalam hall reaktor. Prosedur operasional dimodifikasi untuk menjamin bahwa tak ada jaringan listrik diberdayakan dari dalam hall reaktor, kecuali yang tegangannya rendah untuk system deteksi kebakaran.
Nama Reaktor WR-1
Klasifikasi Tangki, air berat
Daya thermal 60 W
Energi terintegrasi 219 327 MWd Kejadian 1993 Masalah yang
dihadapi Pengambilan dan penyimpanan bahan bakar eksperimen uranium/thorium (dimana fraksi uranium benar-benar diperkaya) dimasukkan dalam pekerjaan dekomisioning WR-1.
Persiapan kajian kritikalitas untuk bahan-bahan tersebut kompleks karena U-233 dihasilkan selama iradiasi thorium. Kalkulasi kritikalitas berdasar pada konversi konservatif yang ekstreem dengan menggunakan U-233 yang lebih reaktif sebagai ekuifalensi U-235. Hal ini menyebabkan kritikalitas dianggap sangat konservatif, membatasi hanya sedikit bahan bakar dalam basket. Namun kritikalitas untuk penyimpanan basket yang berisi 12 bundle bahan bakar ( atau yang ekuivalen dengan bundle bahan bakar) sesuai dengan persyaratan keselamatan kritikalitas untuk penyimpanan dalam canister yang diberi perisai beton. Ada dua persyaratan pembantu aplikasi kritikalitas untuk penyimpanan basket Th/U dalam hot cell dan memindahkan basket ke dalam canister menggunakan fuel basket transfer flask.
Selama persiapan wadah kritikalitas transfer flask, pelaksanaan akan aman bila dalam kondisi kering. Namun dalam keadaan wadah yang jelek (suatu basket yang digenangi 25% air juga dikaji untuk penanganan hot cell), analisis menunjukkan basket akan mengalami kekritisan yaitu keff>1,0.
Alasan perbedaan antara hasil penyimpanan canister dan penanganan transfer flask terletak pada perisai timbale di flask yang menyebabkan pantulan lebih dri beton yang digunakan dalam canister.
Pelajaran yang dipetik
Harus dicatat bahwa kemungkinan basket mengalami kritikalitas merupakan hal yang tak dapat dipercaya. Ini lebih disebabkan karena konversi konservatif dari U233 menjadi U235 yang menghasilkan konsentrasi U235 yang relative lebih tinggi di basket penyimpan bahan bakar untuk tujuan kalkulasi kritikalitas. Sebagai akibatnya, kajian terhadap kasus terburuk biasanya digunakan untuk asumsi perhitungan yang menghasilkan hal buruk yang tak diharapkan.
