STUDI STRATEGI MANAJEMEN KECELAKAAN PARAH UNTUK REAKTOR TIPE PWR - e-Repository BATAN

Prosidlng Seminar ie. °ologi dan Keselamatan PL TN Ser:a Fasllitas Nuklir-IV Serpong. 10- 11Cese--::er1996

ISSN .0854-2910

STUDI

STRA

TEGI MANAJEMEN KECELAKAAN PARAH

UNTUK REAKTOR TIPE PWR

Ign.Djoko Irianto 1) dan Edison Sihombing 1)

ABSTRAK

STUDI STRATEGI MANAJEMEN KECELAKAAN PARAH UNTUK

REAKTOR TIPE PWR. Manajemen kecelakaan adalah penetapan langkah-Iangkah

yang perlu diambil yang bertujuan untuk mengantisipasi kecelakaan dan

menghindari resiko dari kecelakaan tersebut Dalam pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) misalnya reaktor tipe PWR, ada dua kategori kecelakaan yaitu

kecelakaan yang termasuk dalam kategori DBA (design basis accident) dan

kecelakaan yang termasuk dalam kategori di luar DBA yaitu kategori kecelakaan

parah (severe accident). Manajemen kecelakaan meliputi tindakan preventif

dengan tujuan untuk mempertahankan pendinginan teras reaktor dan integritas bejana pengungkung berdasar pada batas-batas rancangan yang berhubungan dengan keselamatan. Ada dua fase dalam manajemen kecelakaan parah, yaitu: pertama adalah tindakan untuk mencegah terjadinya kerusakan berat pada teras reaktor dan disebut sebagai "manajemen kecelakaan fase 1". Yang kedua adalah tindakan untuk menghindari konsekuensi dari kecelakaan parah, dan disebut sebagai "manajemen kecelakaan fase 2". Tindakan ini secara khusus ditekankan untuk mempertahankan integritas bejana pengungkung agar tidak terjadi pelepasan material radioaktif ke lingkungan. Makalah ini membahas beberapa konsep tindakan yang perlu diambil yang berhubungan dengan manajemen kecelakaan parah misalnya untuk mempertahankan pendinginan teras, integritas bejana pengungkung dan beberapa fungsi keselamatan untuk mendukung sistem ini.

ABSTRACT

STUDY OF SEVERE ACCIDENT MANAGEMENT STRATEGY FOR PWR TYPE REACTOR. Accident management is establishment of all the actions which aim to anticipate accidents and mitigate the consequences due to the accidents. In nuclear power plants such as PWR type reactors, there are two categories of accidents, that are; the accidents in the DBA (design basis accident) category and the accidents in the beyond DBA category, namely severe accidents. Accident management comprises the prevention measure to maintain the core coolability and containment integrity for design basis accident events using safety-related and inside the design limits. There are two phases of severe accident management One is the countermeasure to prevent severe damage to the reactor core that is called "phase-1 accident management" The other is the countermeasure to mitigate the consequences of severe accidents that is called "phase-2 accident management" this countermeasure particularly to keep the containment vessel integrity in order to mitigate the material radioactive release to the environment This paper describes a concept of some countermeasure according to the severe accident management such as to maintain core cooling, containment integrity and some support system to the safety function.

, ?.,,'re~gka)lanTekoOiogINuklir-Batan

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir

-

IV Serpong, 10- 11Desember 1995

ISSN .' 0854-2910

I. PENDAHULUAN

Manajemen kecelakaan adalah penetapan langkah-Iangkah yang perlu

diambil yang bertujuan untuk mengantisipasi kemungkinan kecelakaan dan

menghindari resiko yang dapat ditimbulkan oleh kecelakaan tersebut. Dalam

pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) misalnya reaktor tipe PWR, manajemen

kecelakaan meliputi tindakan preventif dengan tujuan untuk mempertahankan pendinginan teras reaktor dan integritas bejana pengungkung sesuai dengan

batas-batas rancangan yang berhubungan dengan keselamatan. Dalam hal

kecelakaan parah dengan adanya pelelehan teras reaktor, manajemen kecelakaan

bertujuan untuk menghindari kerusakan teras yang lebih parah dan mencegah

kemungkinan terjadinya pelepasan material radioaktif ke lingkungan. Tindakan ini

dilakukan dengan cara mengoptimalkan pemakaian sistem yang ada danfatau

penambahan sistem baru.

Meskipun tingkat keselamatan PLTN dengan sistem keselamatannya adalah

tinggi dan resiko PLTN dari hasil analisis keselamatannya adalah rendah [1,2],

pelaksanaan manajemen kecelakaan terhadap PLTN tetaplah penting terutama

setelah terjadi peristiwa kecelakaan TMI-2 dan Chernobyl. Belajar dari kedua

kecelakaan tersebut, ada beberapa pelajaran yang dapat diambil untuk

menentukan tindakan pencegahan dan penghentian perambatan kecelakaan parah

serta penghindaran konsekuensi yang serius yang dapat berkembang hila tindakan

yang memadai tidak diambil. Karena itu, pengguna PLTN harus dengan

sungguh-sungguh menetapkan langkah-Iangkah yang harus diambil untuk mengembangkan

strategi manajemen kecelakaan parah.

Strategi manajemen kecelakaan parah ini didasa~kan pada konsep

pertahanan berlapis yang ditetapkan untuk mempertahankan keselamatan PLTN

dan melindungi masyarakat maupun pekerja dari kemungkinan paparan radioaktif

yang tidak perlu akibat adanya suatu kecelakaan. Ada dua fase dalam pelaksanaan

prosedur manajemen kecelakaan parah. Pertama adalah tindakan untuk mencegah

kerusakan berat terhadap teras reaktor dan disebut sebagai "manajemen

kecelakaan fase-1", konsep tindakan ini banyak digunakan dalam petunjuk operasi

darurat (emergency operating manual). Fase kedua adalah tindakan untuk

menghindari konsekuensi dari kecelakaan parah dan disebut sebagai "manajemen

kecelakaan fase-2", konsep tindakan ini diperlukan untuk mempertahankan

integritas bejana pengungkung (containment vessel = CV) agar tidak terjadi

Pro siding Seminar Tei ~::;Iogi dan Keselamatan PL TN Serra Fasilttas Nuklir -IV

Serpong. 10- 11Dese""ber 1996

ISSN 0854-29;0

II.IDENTIFIKASIKECELAKAAN PARAH

Kerusakan teras reaktor atau kemungkinan terjadinya pelelehan teras

reaktor terutama disebabkan oleh kegagalan resirkulasi sistem pendingin teras

darurat (Emergency Core Cooling System = EGGS). Kejadian lain yang dapat

memberikan kontribusi pada terjadinya kerusakan teras reaktor dan bejana

pengungkung antara lain; kegagalan subkritikalitas (atau kegagalan fungsi sistem

shutdown), kegagalan injeksi EGGS, kegagalan sistem bypass bejana

pengungkung, kegagalan pendinginan bejana pengungkung dan kegagalan

sistem-sistem pendukung yang lain.

Kegagalan pendinginan bejana pengungkung dan sistem bypass bejana

pengungkung sangat berpengaruh terhadap kegagalan fungsi bejana

pengungkung. Kegagalan fungsi bejana pengungkung juga dapat disebabkan oleh

lepasnya sejumlah besar hidrogen dari kelongsong bahan bakar ke bejana

pengungkung karena perbedaan tekanan antara kelongsong bahan bakar dan

bejana pengungkung. Hidrogen ini diproduksi dalam kelongsong bahan baker oleh

reaksi zirconium-air pada kondisi suhu yang tinggi. Produksi hidrogen ini akan

menyebabkan tekanan dalam kelongsong bahan bakar meningkat. Sedangkan

pembakaran hidrogen dalam bejana pengungkung, bila ini terjadi, dapat

mengancam integritas bejana pengungkung karena tekanan dalam bejana akan

naik selama pembakaran hidrogen. Tekanan ini dapat melebihi tekanan desain

bejana pengungkung sehingga dapat menyebabkan kegagalan fungsi bejana

pengungkung.

Kejadian yang paling dominan menjadi penyebab kerusakan teras reaktor

adalah kegagalan resirkulasi EGGS akibat kecelakaan kehilangan pendingin (loss

of coolant accident= LOCA). Beberapa tipe PLTN yang telah dibahas oleh G.Bilia

dkk. dalam pustaka 1 den 2, menyebutkan bahwa terdapat sekitar 10% dari seluruh

kejadian kegagalan resirkulasi EGGS yang diakibatkan oleh kegagalan sistem

bypass bejana pengungkung. Urutan kejadian yang dominan menjadi penyebab

kegagalan bejana pengungkung, pertama adalah akibat keterlambatan

berfungsinya sistemoverpressure, kegagalan sistembypass bejana pengungkung

den pelelehan struktur penyangga teras reaktor, pembakaran hidrogen, den

deflagration.

Dalam kajian tindakan manajemen kecelakaan parah, tidak hanya dilakukan

pede fungsi keselamatan yang diperlukan untuk pencegahan kerusakan teras berat

dan/atau kegagalan bejana pengungkung, tetapi juga segala bentuk ancaman

Prosiding Seminar Teknologl dan Keselamatan PL TN Serta Fasilitas NukJir-IV

Serpong. 10- 11Desember 1996

ISSN . 0854.2910

balasan terhadap penyebab kecelakaan ini selanjutnya dikembangkan sebagai

strategi manajemen kecelakaan parah.

Pada prinsipnya pemilihan strategi manajemen kecelakaan parah didasarkan

pada 5 pertimbangan sebagai berikut:

1. Manajemen kecelakaan ditetapkan berdasarkan pada margin desain

untuk keselamatan, dan jika diperlukan akan dipertimbangkan

penambahan modifikasi perangkat keras.

2. Tentukan tindakan manajemen kecelakaan yang paling dominan untuk

serangkaian kejadian, terutama yang berpengaruh terhadap kerusakan

teras reaktor serta kegagalan fungsi bejana pengungkung.

3. Hindari strategi yang mempunyai pengaruh buruk terhadap sistem

keselamatan yang terpasang.

4. Perhatikan juga konsistensi legis dengan mempertimbangkan rancangan

keselamatan yang ada, tindakan pencegahan kecelakaan nuklir,

penerimaan masyarakat dan peraturan keselamatan yang berlaku.

5. Hindari strategi yang masih memungkinkan terjadinya pelepasan produk

fisi(fission product= FP) dalam jumlah besar ke lingkungan.

III. STRATEGI MANAJEMEN KECELAKAAN PARAH

Fungsi dan tindakan dalam strategi manajemen kecelakaan parah

ditunjukkan dalam Tabel 1, dan setiap strategi secara rind akan disajikan dalam keseluruhan makalah ini.

Tabel1. Strategi manajemen kecelakaan

Fungsi Tindakan manjemen kecelakaan

ShutdownReaktor

-

Diversifikasi pendinginan teras reaktor oleh sistem sekunder.

Pendinginan Teras - Pemanfaatan sistembypassturbin.

- _{Injeksi secara kontinu oleh sumber air pengisi dan optimasi}

resirkulasi alternatif.

- _{Optimasi resirkulasi pengganti.}

Pengungkungan - Pendinginan bejana pengungkung oleh konveksi natural.

radioaktivitas - Injeksi air kedalam bejana pengungkung.

- _{Penurunan tekanan secara paksa pada sistem pendingin reaktor}

(reactor coolant system= RCS).

- _{Pengendalian pembakaran hidrogen.}

Pendukung fungsi - Sistem air pendingin komponen(Component cooling water

keselamatan system= CCWS).

Prosiding Seminar 7"".";'ogl don Keselamatan PL TN Ser:a Fastlttas Nuklir-IV

Serponfl. 10 - 11!::ese-;er 1996

ISSN 085':-2;':;

Ada dua sasaran yang ingin dicapai dari penetapan manajemen kecelakaan

yaitu mencegah terjadinya pelelehan teras reaktor dan mempertahankan integritas

bejana pengungkung agar tidak terjadi pelepasan produk fisi. Kedua sasaran ini

dapat tercapai apabila keempat fungsi keselamatan yang tercantum di dalam Tabel

1 dapat bekerja dengan baik.

Sistem Shutdown Reaktor dan Divers~fikasi Pendingin Teras Reaktor

oleh Sistem Sekunder

Untuk menjamin fungsi shutdown reaktor agar tetap bekerja, maka selain

batang kendali perlu adanya diversifikasi sistem shutdown yang berasal dari

pendinglnan teras reaktor. Diversifikasi ini dilakukan dengan penambahan injeksi

asam borat berkonsentrasi tinggi ke dalam sistem primer. Asam borat diinjeksikan

pada keluaran dari pompa primer seperti yang ditunjukkan dalam Gambar 1.

111.1.

!;e.,f.I," "'I'

'.,','."., ",.",,", " _{r", 1','""", l,. ,I.d.""}

l'el11h",~", ""I'

"""'1"""""" .~

"""'1"""""'" \<"""

Gambar 1. Diversifikasi pendingin teras reaktor

Selain itu. panas yang dibangkitkan dari teras reaktor perlu dibuang dari

sistem primer oleh sistem sekunder selama terjadinya transien yang tidak regular

misalnyaAnticipated Transient Without Scram(ATWS) atau selama pompa primer

mengalami kebocoran keciL Dalam peristiwa ini sistem air pengisi pada pembangkit

uap akan bekerja untuk mempertahankan level air dalam bejana pembangkit uap.

Apabila pompa sistem bantu gagal dioperasikan, maka pompa sistem utama(Main

Feed Water System Pump =MFWS pump) akan dihidupkan. Modifikasi jalur ini

akan efektif karena daya pompa pada Main Feed Water Sistem (MFWS) dicatu

melalui jalurnon safeguard,

111.2.1.Pemanfaatan Sistem Bypass Turbin untuk Pendinginan Teras

Selama terjadinya kecelakaan kehilangan pendingin(lost of coolant accident

= LOCA) baik skala kecil ataupun menengah, sistem injeksi bertekanan tinggi(High

Pressure Injection System = HPIS) diharapkan akan beroperasi untuk

Prosiding Seminar Teknologi dan Kese/amatan PL TN Sena Fasi/rtas Nuklir -IV

SerponIl. 10- 71 Desember 1996

ISSN 0854.2910

pembangkit uap (Steam Generator

=

SG) yang membawa panas dari sistem pending in reaktor (Reactor Coolant System

=

RCS) ke sistem sekunder. Panas

selanjutnyaakan dilepaskansecara terus-menerusmelaluikatup pembebas uap

utama dengan catu air yang cukup ke dalam pembangkituap oleh sistem air

pengumpanbantu.

f;a"'rl~",I,<. .

// "."""..",:,'" ~""'I"'~"""""'"

, I"';""" "\

t

. """""""" .

""'~""fk"". ~ ~""'"rm"""'" (""""""",.,.,.1 "!',,",,""

i 1"..,."";=,.",,.:;,:,11' .J, ;-...-.

" JJ--wl~ . ,~;:.£lli"'-'

"t~t= _. ""h:"

Gambar 2. Pemanfaatan sistem bypass turbin

Secara formClI,jalur non safeguard sangat penting untuk pemakaian sistem

bypass turbin. Namun sistem ini akan berhenti (trip) yang dikerjakan oleh

pengaktifan injeksi keselamatan. Semua sistem ini telah dimodifikasi untuk di catu

secara kontinyu dengan pengaktifan SI. Jika Katub Pembebas Uap Utama(Main

Steam Relief Valfe = MSRV) gagal membuka, sistem bypass turbin dapat

digunakan sebagai alternatif karena mempunyai kapasitas dumping uap yang

cukup untuk pendinginan RCS melalui pembangkituap.

111.2.2. Injeksi Secara Kontinyu oleh Sumber Air Tambahan untuk

Pendinginan Teras

, '

.

-. o.

I

' Ii'1"""""""""""","...~"""",..~:::';,~:"'1"".."L::;,~'

.,

""'-;:.:.\

.

'

, ' l'

. 1"",,1, 2J I~.,til ~~'/."' '-'0

",."'."'""",(-"".,] . 'J:.J -<}- !""Si

~

I

l,'

O.,,"~:::~?-B

J

-'"

J~

J[

"

.,.

~ .""", h..,.\ r:Y,~1 ,.

'1

f

,

L. II~' 1.3:1 . .-+) """'1'" :"". "

rl-'Li7Ti::J)'~rT"'" . -~. ;""""'" 10"'C\

::,' Wi,hJ~./ ~,,7 --;,

,;.;=-1:",c,r~'1""~'--' """"'1""':

~;0j;~~1~}

_o,,=,.'""~

Gambar 3, Injeksi secara kontinyu oleh sumber air tambahan

Apabila resirkulasi ECCS gagal beroperasi selama terjadinya LOCA, mode

injeksi dapat dilakukan dengan menggunakan air make-up dari sumber alternatif

seperti halnya kolam penyimpan bahan bakar bekas (spent fuel pit =SFP), Hal ini

Prosidmg Seminar Tekno/ogi dan Kesela'T1alan PL TN Serra Fasilitas Nuklir -IV

SerDon9:10

-

11Desember 1996

ISSN ..0854-2910

recovery ataupun persiapan sistem resirkulasi alternatif sehingga pendinginan teras

tetap dapat dilakukan untuk sementara waktu.

Injeksi secara kontinyu menggunakan sumber air tambahan yang dicampur

dengan air borat diperlukan hingga sistem dapat ditransfer ke mode resirkulasi

alternatif. Air borat diperlukan untuk menurunkan populasi neutron di dalam teras.

Oleh karena itu, apabila fasilitas reaktor yang sistem air boratnya tidak mencukupi,

maka direkomendasikan untuk menambahkan sistem air borat ini.

111.2.3.OptimasiResirkulasipenggantiuntukPendinginanTeras

Injeksi secara kontinyu menggunakan sumber airmake-up ke bejana reaktor

akan menjadi tindakan yang penting apabila resirkulasi ECCS gagaI, terutama pada

saat sistem resirkulasi pengganti belum beroperasi. Berdasarkan pada alasan ini,

maka resirkulasi pengganti sangat diperlukan untuk mengantisipasinya dengan

memanfaatkan sumber air make-up. Optimalisasi dan penambahan sistem ini

ditunjukkan pada Gambar 4.

//0000-"_0 0

1:,1""1""':"",:1"",,- ')

~

_.~-

-(;(~'I (1, ,

'--~,' \ )',,--- ..- _On 1'...",.",0'"

1\I

r

0- ' C _._~,~:::::"..I.."

(

I"

. "",00,o;,J1

hi"'"

,f(2J

lj

-,--

11,..-~~-,,~J

1'""

. ",- I

, -) '0"i~ r-

I

--, "p"","'r'OI 1

..'> . ,~. ..:;::--r'- !

I"

,~~~_:' ([<lCI-it

+-

~-

O' ~'::~~::'~:;,;~,;~:,-;;-:;:-!

~}..._.

Gambar 4. Optimasi sistem pengganti

Resirkulasi pengganti diperoleh baik melalui pemasangan pipa yang

berhubungan langsung dengan sistem penyemprot bejana pengungkung atau

pemasangan jalur untuk menjamin resirkulasi melalui pompa pengisi dan

seterusnya dengan menggunakan pompa pembanjir bejana pengungkung.

Dalam keadaan gagal mengisolasi pembangkit uap yang mengalami

kerusakan tabungnya, jumlah air dalam RCS harus dikompensasi oleh HPIS.

Sementara itu, RCS akan didinginkan oleh masukan pada pembangkit uap dan

tekanannya diturunkan oleh katup pembebas tekanan yang berhubungan dengan

sistem pembuang panas sisa (residual heat removal system = RHRS). Dalam

strategi ini, fasilitasnon-safeguard(misalnya: pompa pengisi, sistembypassturbin,

dan sistem penyemprot utama/bantu) dapat menggantikan fungsi-fungsi yang

non-Prosidmg Seminar Teknologi dan Keselamatan PLTN Serra Fasilitas Nuklir-IV Serpon2c 10-11Desember1996

ISS.\' 0554-2910

safeguard juga dicatu oleh pengaktifan SI. Perlu dicatat bahwa resirkulasi oleh

feed-and-bleed dengan HPIS dan PORV dapat menggantikan RHRS untuk

pendinginan jangka panjang. Beberapa perlengkapan tambahan yang diperlukan

untuk menjamin injeksi ke dalam teras ditunjukkan dalam Gambar 5.

// "'--'."-'"

/

"

~""'I"""""""""I""""'"

"',""'p,"r,""""""

J

,I

:~'

..'.. -'.. I ~

f,""'I'I~"~"I""""

j

r

, ~ , """;;'~~" ~"""" , "'~ , --,

'-:,~ 1o

(

ULf , ' , -J, , \

--<",," , ":]]Dc::' "..,.110"1

~~i !"" [J ~ "" ,

!

w

-. Lu-:

~

>:(-._, ,"--"-(~-)~'~'~I:h'i:';:':""'h'"

.

f

.

]

-,

1

j

I"':' ) J

i J, - [1<1'1 1 l!ii 1'",,1"";""""

;"~L,,,,?;J::"'o--O,"""""""" " "--""

""",,0' lt~

1

IT

J

,,__ll_o """1'""".'-"10,'"""""",,,,; t=jl<\\S'

. "I...,,::n.. ,'j,/],,-- :v.i_oon,,:

j

1--"',_,,~,',~.cJ L'_I --, ."""--B'",,;;j;;-j<J 11<_{""""":'-';11;;:;0."---",--<;} !'",'r',!J"~),I'~I!~~.!:~_"""--"'G--r.~,",m,."p"""", <)

Gambar 5. Pendinginan teras dan optimasi resirkulasi

Dalam hal terjadi kegagalan isolasi pembangkit uap yang disebabkan oleh

keretakan bejana, tampungan air dalam RCS harus dikompensasi oleh HPIS.

Sementara itu, RCS akan didinginkan oleh pembangkit uap dan tekanannya

diturunkan melalui katub pembebas tekanan yang dihubungkan ke sistem

pemindah panas sisa. Dalam strategi ini, fasilitas non-safeguard(pompa pengisi,

sistem bypass turbin, dan sistem penyemprotpressurizer utama dan bantu) dapat

menggantikan sebagai fasilitassafeguard(pompa HPI, MSRV, dan PORV) karena

yang non-safeguardjuga dipicu dengan aktuasi SI. Sebagai tambahan, resirkulasi

oleh feed-and-bleeddengan HPIS dan PORV dapat menggantikan RHRS dalam

jangka waktu pendinginan yang lama,

Diagram peralatan yang diperlukan untuk menjamin injeksi ke dalam teras

yang digerakkan oleh sistem sekunder dan oleh penurun tekanan sistem primer

digambarkan oleh Gambar 5. Dengan melakukan perubahan dalam penggunaan

sumber daya listrik dari fasilitas non-safety, fungsi-fungsi ini dapat dilaksanakan

secara sederhana dengan memberikan prosedur penanganannya,

111.3.MEMPERTAHANKAN INTEGRITAS BEJANA PENGUNGKUNG

Dalam hat terjadi kecelakaan parah dimana terjadi pelelehan teras reaktor,

integritas struktur bejana pengungkung menjadi penghalang utama untuk

menghindari terjadinya pelepasan produk fisi. Kejadian-kejadian yang didasarkan

pada rancangan untuk bejana pengungkung generasi sekarang perlu

mempertimbangkan semua kemungkinan kecelakaan parah. Oalam praktek bahwa

Prosiding Seminar Teknologl dan Keselamalan PLTN Sena Fasililas Nuklir-IV Serpong. 10-11Desember1995

ISSN 0854.2;-0

maksimum yang dihasilkan dari kejadian-kejadian yang telah diprediksi dalam

rancangan. Selain itu analisis terhadap berbagai reaktor air ringan diberbagai

negara, LOCA besar termasuk dalam kategori DBA.

111.3.1.Pendinginan Bejana Pengungkung oleh Konveksi Natural.

//~::_;;;::;;:~-'~I' .-- r""""",

B

"

/, l_~L.> -~, " ~J--~J

",m".""""'",,,_{~fTL_~;--.r;-!XJ - ""}

~II

~ii41

l

(jl ,..",""',. "'..,,<c,'

,--, (

1

~

1 ~ =- ..

""'

]

11""" ~~

,-I(, \ """"""~ "e'"

"c'_{:;( 11,_1 r.}'-' _{=-< """"":;:;;;"""",,,}

-Go-"~lf"l!::cI" =--"" '-'

rlln.~{~- i """"",,,.\!"""~"""::",~"

E~t8~t~~!~~,~~~1

Gambar 6. Pendinginan bejana pengungkung oleh konveksi natural

Jika fungsi penukar panas pad a resirkulasi air pendingin bejana

pengungkung gagal dan sistem pending in bejana pengungkung darurat juga gagal,

tindakan untuk mengatasi kejadian ini dilakukan menggunakan chiller sirkulasi

pengarur udara pada bejana pengungkung normal. Tindakan ini memungkinkan

konveksi natural dibangkitkan dalam bejana pengungkung untuk membuang panas.

Untuk itu perlu dipasang mekanisme pembukaan otomatis pada saluran keluar

chiller.Sistem ini secara keseluruhan ditunjukkan dalam Gambar 6.

111.3.2.Injeksi Air ke dalam Bejana Pengungkung

Teras yang meleleh akan berinteraksi baik dengan pendingin yang tersisa

dalam bejana tekan reaktor dan/atau dengan struktur penyangga pada dasar

bejana reaktor. Interaksi antara teras yang meleleh dengan pendingin akan

menyebabkan kerusakan pada bejana pengungkung, jika akibat interaksi ini

dihasilkan uap dalam jumlah besar secara tiba-tiba.

Seandainya injeksi air ke dalam teras mencukupi (tidak berlebih) sedangkan

bejana pengungkung reaktor telah mengalami kegagalan, tindakan pembanjiran

teras yang meleleh ini akan menghasilkan uap melalui panas peluruhan dalam

teras. Oleh karena itu, pembanjiran sistem dengan jumlah yang memadai akan

dapat mencegah pemanasan berlebih serta menghindari kemungkinan erosi pada

Prosidmg Seminar Teknologi dan Keselamatan PL TN Serra Fasilitas Nuklir

-

IV

Serpong. 10 - 11Desember 1996

ISSN 0854-2910

r

"---: - '\

~~::;""'~;";,

-~~J

1

«~:J~~~~

.

' f~\~J'G

I ".;

~

j

. -"I'D"""""'"

.\ ~

()II.""""""""""I"'n~';~"","~'" ~

",,"~,'d",""""

Gambar 7. Injeksiair kedalam bejana pengungkung

111.3.3 Penurunan Tekanan Sistem Primer Secara Paksa

Jika bejana reaktor berada dalam kondisi tekanan tinggi yang diakibatkan oleh kegagalan sistem injeksitekanan tinggiatau kegagalan pembuangan panas ke sistem sekunder, maka tindakan manajemen kecelakaan diperlukan untuk membuka katup pembebas tekanan yang ditujukan untuk menurunkan tekanan.Penambahan sistem iniditunjukkanpada Gambar 8.

,..., "-'- ,- -""'---',

1\,-""",I'c"~'n.-<""~"\

K,,"'J' 1"'",1>,-1",,

I

""""""1"-""""':'"

~'T

1

'

I

I"""I';OJ"'"~""",'I>"",,,

""",h",,~I.oI""J' ~

,-,

-, I

sc;) 1','1 ( - 1-1---

~-'--lc~)=~

I

' ' (,/' ~

~

, ,c- """glll""""""'I"""'"

\1

0

111 '

~

..

I.

"" ""'lo' '-,-1<.../"",

"0.,,""'111""'"

I

:1

~

--- ):§.

. '--6<~ 1""'1'"""\'l,,ik"I11'I11'I11~P

IT"'_~,:I.'1"""""""'1""""",;:,.,.

Gambar 8. Penurunan tekanan sistem primer secara paksa

111.3.4.Pengendalian Pembakaran Hydrogen

Sejumlah besar hidrogen akan dihasilkan oleh reaksi Zirconium-air ketika

suhu kelongsong bahan bakar naik yang diakibatkan oleh hilangnya pendingin

teras dalam keadaan kecelakaan parah. Hidrogen akan dilepaskan ke dalam

bejana pengungkung melalui sistem pendingin reaktor. Pembakaran hydrogen, jika

terjadi, dapat merusak integritas bejana pengungkung karena terjadi kenaikan suhu

dan tekanan yang sangat tinggi selama pembakaran. Kenaikan suhu dan tekanan

ini melampaui suhu dan tekanan rancangan pada bejana pengungkung. Selain itu,

Prosiding Seminar Te/.;nologi dan Keselama:an PL TN Ser1a Faslbtas Nukhr-IV

Serpong. 10- 11Dese"':;er 1996

ISSN 0854-2910

,~ ~

/I"'I'Cbcl"'"I""g"",,""'r

"

I . ,k"I:"" pond",cm,'" '\

I .' \

I

..

l

.

J

1~'P:"pc""~"~"'"

6

'

~

1 ~

1i

-' ' to.

..'."" ' ~,

li;~~ r it~i!~~ P,.!.""",

.::

~

~h

I .

rl

]l

'

.

:~"~: .

~

_.'."""'"2'" .I""

,J?ill

L

)

.:;,,:~I 1'""""""

~-. l=b-"*'. .

- C _.<:i>

J

@:

'\"dd"",

Gambar 9. Pengendalian pembakaran hidrogen

Ada dua pendekatan yang dipakai sebagai manajemen kecelakaan bejana

pengungkung untuk pembakaran hidrogen; pertama adalah untuk mengisi bejana

pengungkung dengan gas nitrogen dan yang lain adalah untuk menggunakan

perlengkapan recombineatau pembakaran hidrogen ketika jumlah hidrogen masih

sedikit. Tindakan ini, yaitu dengan membakarnya ketika masih dalam keadaan

konsentrasi rendah, akan dapat menjaga dari kemungkinan menjadi berkonsentrasi

tinggi, dan memperkecil kemungkinan pembakaran hidrogen pada konsentrasi

yang tinggi.

111.4.Sistem Pendukung Fungsi Keselamatan

Salah satu sistem pendukung fungsi keselamatan adalah sistem air

pendingin komponen(component cooling water system=CCW). Sistem ini sangat

penting tidak hanya untuk kondisi darurat tetapi juga pada kondisi operasi normal,

karena sebagian besar pompa didinginkan oleh CCWS ini. Oleh karena itu

kegagalan sistem ini dapat mempengaruhi kegagalan pompa. Dengan demikian

dalam strategi manajemen kecelakaan perlu juga memperhatikan sistem ini agar

dapat bekerja dengan baik. Adapun air pendingin pada sistem air pendingin

komponen ini dapat dicatu dari sumber air pengganti misalnya tangki air diluar

bejana ataupun sistem air pendingin yang lain.

IV. Kesimpulan

Strategi manajemen kecelakaan diperlukan untuk mengantisipasi atau

menghindarkan kecelakaan, dan jika kecelakaan terpaksa terjadi, strategi ini

diperlukan untuk memperkecil resiko. Berdasarkan tindakan-tindakan pada konsep

pertahanan berlapis, tindakan manajemen kecelakaan dapat dibagi ke dalam tiga

Presiding Seminar Teknologl dan Keselamatan PL TN Serta Fasilitas Nuklir

-

IV

Serpong. 10-11 Desember 1996

ISSN 0854-2910

tindakan untuk menghindari konsekuensi kecelakaan parah pada bejana

pengungkung, dan tindakan untuk mendukung fungsi keselamatan. Tindakan yang

digunakan untuk mencegah kerusakan parah pada teras adalah diversifikasi

pendinginan teras reaktor oleh sistem sekunder, pemanfaatan sistem bypass

turbin, injeksi secara kontinyu oleh sumber air make-up, dan optimasi resirkulasi

pengganti. Tindakan kedua yang diperlukan untuk mempertahankan integritas

bejana pengungkung adalah pendinginan teras dengan konveksi natural, injkesi air

ke dalam bejana pengungkung, penurunan tekanan secara paksa pada sistem

primer, dan pengendalian pembakaran hidrogen. Dan yang ketiga adalah tindakan

yang diperlukan untuk mendukung fungsi keselamatan.

DAFTAR PUSTAKA

1. _{C. BILLA, F. D'AURIA, and G.M. GALASSI, "Accident Management for a Loss}

of Feedwater in a Pressurized Water Reactor," Nucl. Tech., 98,277 (1992).

C. BILLA, F. D'AURIA, and G.M. GALASSI, "Accident Management in case of

Loss of Feedwater in PWRs," Energia Nucleare, 8, 66 (1991).

J. LlBMANN, "Basic Technical Nuclear Safety Principles and Objectives,"

French-Indonesian Seminar on Technical Nuclear Safety, Jakarta-March

28-29, (1995). 2.

3.

4. _{CSNI Report 161, "Thermohydraulics of Emergency Core Cooling in Light}

Water Reactors," OECD-NEA, Oktober, (1989).

K. SODA, "Roles of Containment Severe Accident Management," Int. Conf. on

Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants, Tokyo, Oktober (1992).

L. KABANOV, M. GASPARINI, C.A. GOETZMANN, "IAEA Activities on Safety 5.

6.

7.

Aspects of Future Nuclear Power Plants," Int. Conf. on Design and Safety of

Advanced Nuclear Power Plants, Tokyo, Oktober (1992).

TU. MARSTON, W.H. LAYMAN, G. BOCKHOLD Jr., M. MONTANI, "Safety

Criteria for The Passive Advanced Light Water Reactors," Int. Conf. on Design

and Safety of Advanced Nuclear Power Plants, Tokyo, Oktober (1992).

G. GROS, Y. CORNILLE, and J. JALOUNEIX, "Allowance for Severe 8.

Accidents in Design," Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear

Power Plants, Tokyo, Oktober (1992).

9. M. UCHIDA, "Realiability and Safety of Mitshubishi PWR," Pros. Seminar

Teknologi dan Keselamatan PLTN, Serpong, Juli (1994).

10. LEONARD SOFFER and JAY Y.LEE, "Revised Reactor Accident Source

PrOSidlng Seminar Tekno/og; dan Keselamatan PL TN Ser:a Fasdttas Nuklir

-

IV Serponfl. 10 - 11Des ember 1996

ISSN 0854-2910

Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants, Tokyo, Oktober(1992).

DISKUSI

1. pertanyaan (Amir Djuhara

-

PPBGN) :

Apabila terjadi kerusakan atau kecelakaan pada tipe PWR bagaimana upaya

penanggulangannya ?

Jawaban :

Mungkin perlu dijelaskan lagi beberapa jenis kecelakaan. Ada 2 kategori

kecelakaan yaitu DBA dan BDBA. Kecelakaan yang menjadi perhatian pada studi

ini adalah kecelakaan parah yaitu kecelakaan yang termasuk dalam kategori

BDBA.Kecelakaan ini bisa mengakibatkan terjadinya pelelehan teras reaktor dan pelepasan produk fisi kelingkungan. Upaya penanggulangannya adalah usaha agar

pelelehan teras dan pelepasan produk fisi tidak terjadi. Beberapa tahapan

manajemen kecelakaan telah diuraikan dalam makalah ini, namun secara garis

besar adalah :

a) Agar reaktor dapat dishutdown

b) Pendinginan teras reaktor tetap dapat dilaksanakan

c) Keutuhan bejana pengungkung tetap dapat dipertahankan

2. Pertanyaan (Erlan Dewita

-

PPkTN) :

Apakah kriteria untuk kecelakaan parah ?, dan bagaimana tahapan

penanganan yang dilakukan apabila terjadi kecelakaan parah ?

Bagaimana mekanisme terjadinya gas hidrogen dan bagaimana

mekanisme reaksi pembakaran gas hidrogen dengan gas nitrogen?

Jawaban :

.

.

.

_{Ada dua kategori kecelakaan yaitu kecelakaan dalam kategori DBA dan}

kecelakaan dalam kategori "beyond DBA". Kecelakaan parah termasuk

dalam kategori "beyond DBA" atau diluar DBA. Kecelakaan ini dapat

diawali oleh pelelehan teras yang kemudian dapat disusul oleh

pelepasan produk fisi. Tahapan penanganan pertama adalah diusahakan

agar sistem shutdown dan sistem pendinginan teras dapat bekerja

dengan baik sehingga kemungkinan pelehan teras dapat segera

dihindari/dicegah. Tahapan kedua mengusahakan agar integritas

Pros/ding Seminar Teknologi dan Keselamatan PL TN Ser1a Fasilitas Nuklir

-

IV Serpon2: 10. 11Desember 1996

ISSN 0854.2910

.

Gas hidrogen dapat dihasilkanoleh reaksi zirconium

-

air bila suhu bahan bakar tinggi. Gas hidrogen ini harus dibakar ketika masih dalam kondisi konsentrasi rendah. Salah satu tindakan yang diusulkan dalam makalah iniadalah mereaksikannya dengan gas nitrogen.

3. pertanyaan (Sugiyanto

-

PPTKR) :

Skenario kecelakaan yang bagaimana dalam studi ini?

Faktor-faktor apa saja yang mempengaruhi terbentuknya hidrogen dan pembakarannya ?

Jawaban :

.

.

.

Skenario kecelakaan yang terutama dipertimbangkan dalam studi ini adalah kecelakaan yang disebabkan oleh hilangnya pendinginan primer taua gagalnya fungsi sistem pendinginan primer.

Gas hidrogendapat terbentuk/dihasilkan oleh reaksi zirconium

-

air pada

suhu tinggi dalam bahan bakar. Oengan demikian ketiga faktor zirconium, air dan suhu tinggi merupakanfaktor yang mempengaruhi terbentuknyahidrogen.Oari sudut keselamatanpengungkungreaktor makahidrogenini harusdibakarketikamasihberadadalamkonsentrasi rendah.