BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB I

PENDAHULUAN

1.1. Latar Belakang

Keselamatan reaktor nuklir, baik reaktor daya (yang jika digunakan sebagai pembangkit listrik disebut pembangkit listrik tenaga nuklir, PLTN) dan reaktor riset (RR), didasarkan pada konsep pertahanan berlapis (defence in

depth). Konsep ini berhubungan dengan barier fisik berlapis (matriks bahan

bakar, kelongsong, sirkit primer dan kontainmen) dan kelengkapan lain yang disediakan yang ditujukan untuk mengendalikan bahan radioaktif. Termasuk dalam konsep ini adalah penerapan berbagai tingkat proteksi terhadap kerusakan barier fisik yang telah disiapkan dan terhadap impak radiologi pada instalasi ataupun lingkungan. Untuk menunjukkan bahwa tidak ada risiko yang lebih besar dari yang diperkirakan sebagai akibat dari pengoperasian reaktor nuklir tersebut, maka perlu dilakukan pengkajian atau penilaian keselamatan terhadap instalasi reactor tersebut. Uraian lebih rinci tentang konsep pertahanan berlapis dan tentang pengkajian keselamatan diberikan pada acuan [1-5].

Pengkajian keselamatan, seperti diterangkan pada acuan [3] adalah terminologi yang dapat berarti sangat luas. Pengkajian keselamatan menggambarkan suatu proses sistematis yang ditujukan untuk memastikan bahwa semua persyaratan keselamatan telah dipenuhi, termasuk: persyaratan prinsip (misalnya, pertahanan berlapis yang cukup, pertimbangan pengalaman operasi dan riset keselamatan), persyaratan peralatan instalasi (misalnya, kualifikasi komponen, pertimbangan penuaan dan keandalan sistem melalui kerangkapan dan keragaman) dan persyaratan desain sistem instalasi (misalnya, persyaratan khusus untuk teras reaktor, sistem pendingin, kontainmen dan ciri keselamatan terrekayasa). Secara lebih umum, pengkajian keselamatan dapat melingkupi semua tahap kegiatan yang berkaitan dengan reaktor nuklir, mulai pemilihan tapak, desain, konstruksi, komisioning, operasi dan dekomisioning, khususnya pada aktivitas tertentu yang berhubungan dengan keselamatan.

Pengkajian keselamatan mencakup analisis keselamatan yang merupakan bagian esensial, tetapi tidak terbatas hanya padanya. Dikenal dua metode yang saling melengkapi satu sama lain dalam analisis keselamatan, yaitu metode deterministik dan probabilistik. Pada metode deterministik, studi analitis dilakukan untuk menunjukkan bahwa persyaratan keselamatan telah dipenuhi untuk bebagai kejadian awal (internal dan eksternal) dan kondisi operasi yang dipertimbangkan .

Keseluruhan rentang kondisi yang dipertimbangkan dalam desain, sesuai dengan kriteria desain yang telah ditetapkan dan yang dijadikan dasar untuk menunjukkan bahwa kerusakan bahan bakar serta penglepasan bahan radioaktif sebagai akibatnya tetap dalam batas yang diijinkan, membentuk dasar desain suatu reaktor nuklir. Dalam dasar desain, sejumlah kejadian yang tidak diinginkan yang memiliki konsekuensi keselamatan tidak dapat diabaikan, termasuk kesalahan operasi dan kegagalan peralatan, harus dipertimbangkan. Sesuai dengan probabilitas terjadinya dan konsekuensi potensialnya, suatu kejadian dapat diklasifikasikan sebagai kejadian operasi diantisipasi (anticipated

operational occurrence) atau kecelakaan dasar desain (design basis accident,

DBA).

Sedangkan, kecelakaan yang digolongkan di luar dasar desain disebut kecelakaan di luar dasar desain (beyond design basis accident, BDBA). Kecelakaan seperti itu dapat atau tidak melibatkan kerusakan teras reaktor (mengarah pada kerusakan signifikan teras). Kecelakaan yang melibatkan kerusakan teras (secara khas, terjadi pelelehan teras) disebut pula kecelakaan parah (severe accident). Sesuai dengan dokumen IAEA Safety Requirements on

the Safety of Nuclear Power Plants: Design [1]. Paragraph 5.31, kecelakaan

parah juga dipertimbangakn dalam deain dan operasi PLTN, dan beberapa badan pengatur menyatakan bahwa kecelakaan parah dimasukkan dalam desain.

Analisis keselamatan deterministik meramalkan tanggapan instalasi reaktor nuklir dalam kondisi operasi spesifik terhadap kejadian awal yang dipostulasikan. Jenis analisis keselamatan ini menerapkan sekumpulan aturan

dan kriteria penerimaan khusus. Analisis deterministik secara khas memfokuskan pada netronik, termohidraulik, radiologik dan aspek struktur yang seringkali dianalisis dengan menggunakan piranti komputasi yang berbeda.

Analisis keselamatan probabilistik (probabilistic safety analysis, PSA) menggabungkan kemungkinan kejadian awal, skenario rentetan peristiwa dan konsekuensinya dalam estimasi frekuensi kerusakan teras, sumber produk fisi (source term) atau risiko keseluruhan dari suatu operasi reaktor nuklir. Jumlah rentetan kejadian dapat sangat besar.

Sangat mungkin terdapat variasi asumsi yang sangat banyak yang digunakan dalam analisis keselamatan deterministik. Model fisis (seperti yang diimplementasikan dalam program perhitungan komputer) dapat dimaksudkan sebagai realistik (perkiraan terbaik, best estimate) atau dapat secara sengaja diberikan dengan jalan pesimistik (disebut juga model konservatif). Demikian pula, nilai data input dan asumsi dapat diberikan sesuai desain dan/atau nilai operasi (realistik) atau nilai pesimistik (konservatif). Kombinasi yang umum dilakukan adalah model konservatif dengan data konservatif, model perkiraan terbaik dengan data konservatif dan model perkiraan terbaik dengan data realistik. Kombinasi terakhir ini disebut analisis perkiraan terbaik (best estimate

analysis) yang umumnya dilengkapi dengan analisis ketidakpastian (uncertainty analysis).

Analisis keselamatan deterministik pada umumnya dilaksanakan melalui perhitungan parameter instalasi menggunakan program perhitungan komputer (codes). Di dalam program computer tersebut diselesaikan satu kumpulan persamaan matematis yang menggambarkan model fisis instalasi yang dipelajari. Kepercayaan terhadap hasil-hasil analisis, dan sebagai konsekuensinya desain dan operasi instalasi yang aman, sangat bergantung pada kemampuan pemodelan fenomena fisis yang terlibat dan validasi kemampuan tersebut dengan data eksperimental atau data operasi riil (pada pengujian start-up, parameter tunak dan kejadian operasi). Terminologi analisis kecelakaan dalam buku ini digunakan untuk menggambarkan analisis

keselamatan deterministik dari kejadian operasi diantisipasi (transien), DBA dan BDBA.

Walaupun hampir semua instalasi dilisensi menggunakan pendekatan konservatif penuh (program perhitungan dan data konservatif), pendekatan seperti itu tidak memberikan hasil yang baik dalam beberapa aplikasi, misalnya prosedur operasi dan PSA. Oleh karena itu, penggunaan program komputer perkiraan terbaik perlu mendapat penekanan dan dorongan. Jika diperlukan hasil konservatif, maka dapat dicapai dengan: (a) asumsi konservatif untuk parameter input kunci dan analisis sensitivitas untuk memastikan tidak ada perubahan drastis dalam keselamatan ketika parameter berubah atau (b) analisis ketidakpastian untuk memasukkan rentang konsekuensi terhadap keselamatan dengan jalan lebih mendalam.

1.2. Tujuan Dan Cakupan

Analisis kecelakaan adalah piranti penting untuk memastikan kesesuaian dan efisiensi kelengkapan pertahanan berlapis dalam menghadapi tantangan terhadap keselamatan instalasi. Hal ini digunakan di berbagai aplikasi, seperti: perijinan instalasi baru, modifikasi instalasi yang ada, tinjauan ulang keselamatan periodik, analisis kejadian operasi, peningkatan kualitas atau justifikasi kondisi dan batas operasi, penunjang prosedur operasi darurat, program pelatihan operator, studi probabilistik, pengembangan program manajemen kecelakaan dan rencana kedaruratan.

Metode analisis kecelakaan telah berkembang secara signifikan dalam dua dekade terakhir dari sudut pandang pemahaman yang lebih baik terhadap fenomena fisis, kecanggihan komputer dan kemampuan komputasi serta integrasi hasil eksperimen ke dalam perhitungan komputer.

Diktat ini akan memberikan berbagai metode dan praktek, baik secara konseptual ataupun formal, didasarkan pada pengalaman pelaksanaan analisis kecelakaan di berbagai belahan dunia seperti yang disajikan dalam dokumen IAEA Safety Report Series No. 23 tentang Accident Analysis for Nuclear Power

Plants [6]. Cakupan diktat ini adalah: pemilihan kejadian awal, kriteria

penerimaan, metode analisis, jenis analisis kecelakaan, program perhitungan komputer dan asumsi pemodelan serta presentasi hasil analisis.

Di dalam diktat ini akan dibahas, baik analisis kecelakaan konservatif maupun perkiraan terbaik. Dari kejadian yang ditinjau, buku ini meliputi DBA maupun BDBA, walaupun uraian secara lebih detil difokuskan pada DBA. Fokus analisis didasarkan pada aspek termohidraulika, aspek netronik dan radiologi dibicarakan secara ringkas, sedangkan aspek struktur hanya ditinjau sangat terbatas.

1.3. Sistematika

Bab-bab 2, 3 dan 4 diktat ini lebih banya bersifat penjelasan. Bagian-bagian tersebut memperkenalkan terminologi dasar dan menerangkan fungsi analisis kecelakaan dalam memastikan keselamatan instalasi. Bagian-bagian berikutnya, walaupun berisi beberapa penjelasan, telah pula mencakup saran-saran praktis pada para analis kecelakaan.

Bab 5 membahas kemungkinan penerapan analisis di berbagai aspek, mencakup desain, perijinan, pendukung prosedur operasi darurat, simulator, PSA, manajemen kecelakaan, rencana kedaruratan dan lain-lain. Karakteristik setiap aplikasi akan disajikan.

Bab 6 akan mendiskusikan tentang prosedur pelaksanaan suatu analisis kecelakaan. Sedang Bab 7 berisi berbagai isu yang terkait dengan penggunaan program perhitungan komputer untuk analisis kecelakaan. Dasar dan ciri masing-masing program akan diuraikan. Beberapa aspek yang terkait dengan efek pengguna program juga akan dibahas dalam bagian tersebut.

Bab 8 akan berisi tentang preparasi data input untuk program perhitungan, sekaligus dengan presentasi dan evaluasi hasil analisis. Dalam pembahasan preparasi data input akan disinggung mengenai pengumpulan data dari sumber yang dipercaya, pembuatan buku pegangan keteknikan (engineering handbook) dan dek input (input decks), dan memeriksa kualitas

data input. Kemudian, di Bab 9 akan membahas tentang bagaimana hasil suatu analisis dipresentasikan, mencakup format dan struktur serta tinjauan ulangnya.

BAB II

KLASIFIKASI KEJADIAN AWAL

2.1. Fungsi Keselamatan Fundamental

Tujuan dasar dari keselamatan nuklir adalah proteksi perorangan, masyarakat dan lingkungan dari akibat kerusakan dengan membangun dan menjaga pertahanan yang efektif terhadap bahaya radiologi di suatu instalasi nuklir [7].

Untuk mencapai tujuan dasar keselamatan nuklir tersebut pada keadaan operasi normal, DBA dan BDBA, fungsi keselamatan fundamental berikut harus dilaksanakan: mengendalikan reaktivitas, pemindahan panas dari bahan bakar, mengungkung bahan radioaktif dan mengendalikan pembuangan selama operasi, seperti halnya pembatasan penglepasan selama kecelakaan.

Pengendalian reaktivitas pada umumnya berarti semua tindakan untuk menghindari kritikalitas tak dikehendaki, kehilangan kendali reaktivitas, ekskursi daya tak dikehendaki atau pengurangan marjin pemadaman (shutdown margin). Kehilangan kendali reaktivitas dapat berakibat pada pembangkitan panas yang berlebihan di dalam bahan bakar nuklir dan merusak penghalang terhadap penglepasan bahan radioaktif.

Pemindahan panas dari bahan bakar (yang merupakan sumber bahan radioaktif) memerlukan pendinginan bahan bakar secara cukup untuk mencegah pemanasan bahan bakar terlalu tinggi yang dapat berakibat pada penglepasan bahan radioaktif. Semua lokasi potensial (teras dan kolam bahan bakar bekas) dan kondisi potensial (operasi normal pada daya, mode penghentian, dan kecelakaan) perlu dipertimbangkan. Untuk pelaksanaan fungsi keselamatan fundamental tersebut memerlukan dipertahankannya integritas sistem pendingin, aliran pendingin dan pengendalian persediaan pendingin serta ketersediaan pembuangan panas akhir.

Pengungkungan bahan radioaktif, baik pada kondisi oprasi normal ataupun kondisi kecelakaan, mensyaratkan bahwa penghalang fisik yang relevan

(matriks bahan bakar, kelongsong, system perpipaan primer dan kontainmen) tetap utuh atau rusak secara terbatas. Untuk beberapa kecelakaan, seperti kecelakaan kehilangan air pendingin (loss of coolant accident, LOCA), ada potensi kerusakan beberapa penghalang. Penghalang dapat dipengaruhi misalnya oleh kehilangan sifat mekanis akibat pemanasan berlebihan, tekanan lebih sistem pendingin atau kontainmen, kerusakan struktur akibat tumbukan mekanik atau gaya benturan, kelelahan termal atau perambatan retak.

Jika penglepasan bahan radioaktif diperkirakan terjadi, baik sebagai bagian dari operasi rutin atau konsekuensi dari rentetan kecelakaan, penglepasan ini dalam operasi akan dikendalikan, dan dalam kondisi kecelakaan akan sedapat mungkin dibatasi atau diperlambat secara signifikan.

Insiden atau kecelakaan mungkin dipicu kapanpun kegagalan, kesalahan fungsi atau operasi yang salah dari sistem atau komponen yang mengancam pencapaian salah satu fungsi keselamatan fundamental.

Terdapat berbagai cara untuk mengklasifikasi kecelakaan di reaktor nuklir, khususnya reaktor daya. Kelas-kelas tersebut diberikan dalam bagian yang berikut.

2.2. Kategorisasi Kejadian Awal

Terminologi “kejadian awal dipostulasikan (kejadian awal)” berarti kejadian yang tidak diinginkan, termasuk kesalahan operasi atau kegagalan peralatan yang secara langsung atau tidak mengancam fungsi keselamatan fundamental. Secara khas, kejadian-kejadian seperti itu memerlukan tindakan protektif (otomatis, manual, di dalam/luar lokasi) untuk mencegah atau menghambat konsekuensi yang tidak dikehendaki pada peralatan instalasi, pekerja instalasi dan masyarakat.

Karena terdapat berbagai kemungkinan untuk terjadinya kehilangan dan/atau degradasi fungsi keselamatan fundamental, pembuatan dan pengembangan daftar kejadian awal merupakan pekerjaan yang kompleks yang

membutuhkan penggunaan pengalaman operasi, keputusan berdasar keteknikan, studi PSA dan analisis deterministik kecelakaan.

Meskipun demikian, membuat daftar kejadian awal, walaupun sifatnya temporer, sangat penting untuk menjamin cakupan analisis tanggapan instalasi atas gangguan variable proses yang diperkirakan, kegagalan peralatan yang diperkirakan dan kegagalan manusia. Analisis kecelakaan dimaksudkan untuk membantu menentukan konsekuensi kejadian dan untuk mengevaluasi kemampuan personil dan instalasi dalam mengendalikan atau mengakomodasi kondisi seperti itu.

Untuk keperluan analisis kecelakaan, semua kejadian awal dikelompokkan dalam beebrapa kategori. Terdapat berbagai kriteria untuk mengelompokkan kejadian sehingga mengarah pada berbagai daftar yang berbeda. Kategori yang umum digunakan pada DBA adalah mengelompokkan berdasarkan:

a) Efek terpenting pada degradasi potensial dari fungsi keselamatan fundamental,

b) Sebab terpenting dari kejadian awal,

c) Frekuensi dan konsekuensi potensial dari kejadian,

d) Hubungan kejadian dengan desain PLTN orisinil (untuk instalasi yang telah ada)

Mengelompokkan kejadian awal berdasarkan efek terpenting pada degradasi fungsi keselamatan fundamental membawa pada kategori kejadian berikut [8] yang dipertimbangkan pada desain reaktor:

• Peningkatan dalam pemindahan panas oleh sisi sekunder,

• Penurunan dalam pemindahan panas oleh sisi sekunder,

• Penurunan laju alir di sistem pendinginan reaktor,

• Peningkatan laju alir di system pendingin reaktor,

• Peningkatan cadangan pendinginan reaktor,

• Penurunan cadangan pendingin reaktor,

• Penglepasan radioaktivitas dari sub-sistem atau komponen

Setiap kategori kejadian secara khas dibagi dalam beberapa kejadian lebih spesifik. Kejadian-kejadian yang diharapkan terjadi selama umur operasi instalasi disebut kejadian operasi diantisipasi (tansien diantisipasi). Kejadian tersebut juga dianalisis dengan asumsi kegagalan seluruh sistem penghentian secara cepat yang dikenal dengan terminologi “transien diantisipasi tanpa pemancungan” (anticipated transient without scram, ATWS). Variasi tambahan dari masing-masing kejadian tunggal diperoleh dengan mempertimbangkan berbagai kondisi operasi pada saat kecelakaan. “Penglepasan radioaktif” mencakup kejadian-kejadian yang tidak mewakili konsekuensi kejadian lain yang disebut di atas; yaitu pengelepasan adalah hasil langsung kegagalan komponen yang berisi bahan radioaktif.

Mengelompokkan kejadian awal berdasarkan penyebabnya yang dipertimbangkan dalam desain reaktor membawa pada kategori berikut (lihat juga acuan [5]):

• Anomali reaktivitas akibat kesalahan fungsi batang kendali,

• Anomali reaktivitas akibat pelarutan boron atau suntikan air dingin,

• Coastdown pompa sirkulasi primer,

• Kehilangan integritas system primer (LOCA),

• LOCA sistem antar muka (interface),

• Kehilangan integritas sistem sekunder,

• Kehilangan catu daya,

• Kesalahan fungsi di sistem primer

• Kesalahan fungsi di sistem sekunder,

• ATWS,

• Kecelakaan pada penanganan bahan bakar,

• Kecelakaan akibat kejadian eksternal

Pembagian ke kelompok lebih kecil lagi hingga berjumlah sekitar 15 untuk setiap kategori di atas kadang-kadang digunakan.

Pengelompokan kejadian awal berdasarkan hubungan kejadian dengan desain instalasi orisinil membawa pada kategori berikut [5]:

(a) Transien diantisipasi dan kecelakaan dipostulasi yang dipertim-bangkan dalam desain orisinil yang perlu dianalisis ulang sesuai metode baru,

(b) Transien diantisipasi dan kecelakaan dipostulasi yang tidak dicakup dalam desain orisinil yang perlu dianalisis untuk peningkatan kese-lamatan instalasi; kejadian ini perlu dianalisis dengan metode baru yang sama.

(c) Kecelakaan dipostulasikan yang tidak dicakup dalan desain orisinil karena probabilitas kejadian rendah; hal ini dapat dianalisis meng-gunakan metode perkiraan terbaik yang mempertimbangkan frekuensi actual dari kejadian, koinsekuensi dan ketidakpastian yang berkaitan.

Pengelompokan berdasarkan frekuensi kejadian berbeda di antara negara. Satu kemungkinan pembagian itu ditunjukkan pada Tabel 2.1. Nilai probabilitas yang diberikan di Tabel tersebut adalah ilustratif: nilai tersebut lebih pada pertimbangan kualitatif daripada kuantitatif. Pada umumnya, ada hubungan yang erat antara probabilitas kejadian dan kriteria penerimaan. Satu metode untuk menghitung frekuensi dari konsekuensi kejadian dilakukan dengan bantuan PSA tingkat 1. PSA mengidentifikasi tidak hanya kejadian yang membawa pada degradasi teras, tetapi juga kejadian yang lebih sering yang tidak mengarah pada degradasi teras. Meskipun PSA sering digunakan untuk untuk mengidentifikasi rentetan kecelakaan parah, tidak perlu mengerjakan PSA sebelum dilakukan analisis kecelakaan parah. Rentetan kecelakaan parah

‘generik’ mungkin digunakan untuk menguji kemampuan kontainmen dan untuk merancang ciri tindakan mitigatif seperti penyebaran lelehan dan/atau area pembanjiran.

Tabel 2.1. Contoh kategorisasi kejadian berdasarkan frekuensi. Kejadian

(1/tahun reaktor)

Karakteristik Kategori Terminologi Kriteria Penerimaan 10-2 _{– 1} (diharapkan sepanjang umur instalasi) Diharaplan Peristiwa operasi diantisipasi Transien diantisipasi, transien, kesalahan sering, insiden dengan frekuensi moderat, kondisi abnormal Tidak ada tambahan kerusakan bahan bakar 10-4 _{– 10}-2 (Kesempatan lebih besar dar

1% dalam

umur instalasi)

Mungkin DBA Insiden jarang,

kegagalan jarang, kegagalan pembatas, kondisi darurat Tidak ada impak radiology sama sekali atau tidak ada impak radiologi di luar area eksklusi 10-6 _{– 10}-4 (kesempatan lebih kecil dari

1% dalam umur instalasi) Tidak mungkin BDBA Faulted conditions Konsekuensi radiologi di luar area eksklusi dalam nilai batas < 10-6 (Sangat tidak mungkin untuk terjadi) Sangat tidak mungkin Kecelakaan parah Faulted conditions Tanggap kedaruratan diperlukan

Kejadian di luar dasar desain dan kecelakaan parah (tidak tercakup dalam diskusi di atas) pada umumnya diperlakukan secara terpisah dalam analisis kecelakaan, walaupun beberapa kejadian awal berasal dari kejadian yang sama. Hasil analisis kecelakaan sangat membantu dalam menentukan tindakan-tindakan untuk mencegah kecelakaan parah dan untuk menghambat (mitigasi)

konsekuensi radiologi. Manajemen kecelakaan dan tindakan tanggap kedaruratan adalah perlu jika semua penghalang bahan radioaktif terdagradasi secara signifikan dalam BDBA yang dipertimbangkan. Untuk kecelakaan parah, kontainmen dan/atau pengungkung pada umumnya tetap dipertahankan karena merupakan satu-satunya penghalang untuk membatasi penglepasan radioaktif. Tindakan-tindakan untuk mengembalikan dan memelihara fungsi keselamatan di bawah kondisi seperti itu mencakup penggunaan:

(1) Sistem alternatif atau yang bervariasi, prosedur dan metode, misalnya pengekangan lelehan di dalam bejana (in-vessel melt retention), terma-suk menggunakan perlatan bertingkat bukan keselamatan (non-safety graded);

(2) Peralatan eksternal untuk mengganti sementara komponen standar; (3) Tindakan kedaruratan di luar kawasan (pembatasan konsumsi bahan

makanan, tempat perlindungan dan evakuasi)

Sejumlah besar skenario masing-masing kecelakaan dapat ditarik dari kombinasi kategori kejadian, kondisi operasi, kriteria penerimaan yang diakui. Oleh karena itu diusulkan untuk memilih dari setiap kategori kejadian sejumlah layak kasus-kasus pembatas (limiting cases) yang merupakan tantangan terbesar terhadap criteria penerimaan yang relevan dan yang mendefinisikan parameter kinerja untuk peralatan terkait keselamatan. Kasus pembatas perlu dianalisis secara lebih detil dan dilaporkan ke badan pengatur. Pemilihan kasus pembatas tersebut dapat didasarkan pada perhitungan lebih rinci, dengan perbandingan kualitatif dengan kejadian lain atau berdasarkan pertimbangan keteknikan.

Konsep kasus-kasus pencakup (bounding)/pembatas seringkali digunakan dalam analisis perijinan. Untuk tujuan lain, seperti pengembangan dokumen untuk operasi instalasi atau untuk studi probabilistik, dipergunakan analisis yang lebih realistis.

Penting untuk dicatat bahwa tidak ada satu pun metode yang telah disebut di atas memberi jaminan dapat diperolehnya identifikasi satu kumpulan

yang lengkap dari semua kecelakaan. Pada umumnya, kombinasi metode digunakan, ditambah dengan tinjauan ulang tentang:

• Analisis kecelakaan untuk desain yang mirip;

• Pertimbangan keteknikan dan tinjauan ulang pakar;

• Metode “bawah atas (“bottom-up” seperti mode kegagalan dan analisis efek;

• Pengalaman operasi riil untuk menentukan keandalan peralatan;

• Kejadian precursor (pemicu);

BAB III

KRITERIA PENERIMAAN

Kriteria penerimaan digunakan untuk mempertimbangkan kemamputerimaan hasil-hasil analisis keselamatan. Kriteria penerimaan tersebut dapat merupakan:

• Kumpulan batas numerik atas nilai-nilai parameter yang diperki-rakan;

• Kumpulan kondisi untuk status instalasi selama dan setelah kece-lakaan;

• Kumpulan persyaratan kinerja sistem;

• Kumpulan persyaratan kebutuhan tindakan operator

Kriteria penerimaan diterapkan paling umum pada perhitungan perijinan, baik konservatif maupun perkiraan terbaik. Kriteria penerimaan dapat pula diterapkan pada hasil-hasil analisis kecelakaan parah, secara khusus untuk dosis ke publik atau pencegahan kerusakan kontainmen. Rentang dan kondisi keterpakaian setiap kriteria spesifik harus diterangkan secara jelas.

Kriteria penerimaan dasar pada umumnya didefinisikan sebagai batasan oleh badan pengatur yang ditujukan untuk mencapai tingkat yang sesuai dari pertahanan berlapis. Contohnya, dosis publik atau pencegahan kegagalan batas tekanan (perpipaan, dinding bejana) selama kecelakaan.

Kriteria penerimaan khusus dapat ditambahkan dengan memasukkan marjin tambahan. Kriteria ini digunakan untuk memastikan bahwa tersedia marjin yang cukup di luar batas yang telah ditentukan. Tujuan dari marjin tambahan ini adalah untuk mengakomodasi ketidakpastian (hasil perhitungan desain atau kondisi operasi) dan memberikan tingkat pertahanan berlapis yang cukup. Penentuannya dapat dilakukan oleh desainer atau pengoperasi dan disetujui oleh badan pengatur. Contoh kriteria penerimaan khusus ini dapat ditemukan pada batas temperatur kelongsong dalam hal LOCA di reaktor air tekan (pressurized water reactor, PWR).

Penganalis dapat menetapkan satu kumpulan target analisis yang lebih rinci (dari kriteria penerimaan yang diminta) untuk menyederhanakan analisis (misalkan untuk menghindari analisis dengan perhitungan yang canggih) atau untuk membatasi kerugian ekonomi akibat kejadian diantisipasi. Contohnya adalah pencegahan kekeringan pada bahan bakar (fuel dryout) pada kejadian kehilangan aliran menggunakan asumsi “perkiraan terbaik”.

Kriteria penerimaan bervariasi menurut kondisi yang terkait dengan kecelakaan, misalkan, frekuensi kejadian awal, desain reaktor dan kondisi instalasi. Kriteria yang berbeda diperlukan untuk menilai kelemahan penghalang dan untuk aspek kecelakaan yang berbeda. Kriteria yang lebih keras diperlukan untuk kejadia-kejadian yang memiliki probabilitas kejadian lebih tinggi, seperti ditunjukkan pada Tabel 2.1. Sebagai contoh, kriterium ‘tidak ada konsekuensi kerusakan kontainmen’ tepat diterapkan untuk semua kejadian dalam DBA, sedangkan ‘tidak ada kerusakan kelongsong’ hanya tepat untuk kategori kecelakaan yang sering atau kejadian operasi diantisipasi. Secara sama, kriterium ‘tidak ada krisis pendidihan’ tepat diterapkan untk kejadian operasi diantisipasi, sedang kriterium ‘temperatur kelongsong lebih rendah dari 1204°C’ digunakan untuk LOCA.

Marjin yang tepat antara hasil yang diperkirakan dari analisis kecelakaan dengan kriteria penerimaan dihubungkan dengan ketidakpastian dalam analisis kecelakaan. Jika, hasil analisis memiliki ketidakpastian yang rendah, marjin terhadap criteria penerimaan dapat semakin kecil. Pembuktian bahwa marjin tersebut telah cukup dapat dilakukan dengan berbagai jalan, baik kuantitatif atau kualitatif, seperti:

(1) Menggunakan analisis kecelakaan konservatif untuk memenuhi kriteria penerimaan: Pendekatan ini bersifat konservatif tetapi dengan besar marjin yang akan tidak diketahui dengan pasti dan memberikan infor-masi yang tidak tepat tentang bagaimana tanggapan instalasi dalam kenyataannya.

(2) Menggunakan analisis kecelakaan yang lebih realistik tetapi memilih target analisis rinci di bawah nilai kriteria penerimaan: Perilaku

insta-lasi dapat disajikan lebih realistis tetapi marjin aktual tidak dapat dike-tahui dengan pasti.

(3) Menggunakan analisis kecelakaan perkiraan terbaik dengan analisis ketidakpastian untuk memenuhi kriteria penerimaan: keuntungan pen-dekatan ini adalah marjin keselamatan dapat terkuantifikasi. Akan tetapi, perhitungan memerlukan sumber daya lebih besar.

Kriteria penerimaan dapat ditetapkan dengan metode analisisnya, tetapi dapat pula independen. Hal ini bergantung pada peraturan nasional masing-masing. Pada beberapa kasus, metode ditetapkan sebelumnya demikian pula dengan asumsi analitisnya. Tetapi dibeberapa kasus yang lain, badan pengatur hanya menetapkan kriteria, tapi metode analitis dan asumsi yang digunakan diserahkan pada pemohon untuk memberikan justifikasi.

Beberapa contoh kriteria penerimaan dasar untuk DBA adalah sebagai berikut:

(a) Dosis perorangan dan masyarakat harus lebih rendah dari nilai yang ditetapkan untuk kelas kecelakaan tertentu oleh badan pengatur. Batas tersebut mungkin berbeda antara kejadian operasi diantisipasi, kecelakaan dan kecelakaan parah. Batas tersebut ditetapkan bersama-sama dengan interval waktu paparan dan kondisi atmosfer yang diasumsikan.

(b) Satu kejadian harus tidak menimbulkan kecelakaan yang lebih serius tanpa ada kegagalan tambahan lainnya. Sehingga, transient diantisi-pasi harus tidak menimbulkan kecelakaan, dan kecelakaan tidak menimbulkan kecelakaan yang lebih serius.

(c) Sistem yang diperlukan untuk memitigasi konsekuensi suatu kece-lakaan harus tidak menjadi tidak efektif karena kondisi yang diaki-batkan oleh kecelakaan. Terdapat banyak criteria yang terkait dengan kriterium tersebut, seperti:

(i). Dalam kejadian LOCA, kontainmen harus tidak rusak oleh berbagai kejadian:

− Gaya semburan (jet) dari kebocoran,

− Tekanan yang dibangkitkan dari dalam oleh karena kebo-coran atau pembakaran hydrogen,

− Tekanan di dalam kompartemen

− Temperatur tinggi akibat kebocoran atau akibat pem-bakaran hidrogen.

(ii). Pipa pendinginan teras darurat (ECC) harus tidak rusak oleh gaya dinamik yang ditimbulkan oleh kebocoran;

(iii). Jika sistem penghentian reaktor diperlukan dalam LOCA, maka sis-tem tersebut harus ttidak rusak karena efek dinamik kebocoran Analisis kecelakaan harus dilakukan hingga dapat ditunjukkan bahwa instalasi berhasil dibawa pada kondisi penghentian yang stabil dan aman, sehingga bahwa:

(a) Reaktivitas dapat dikendalikan secara normal yang berarti bahwa teras tetap dalam kondisi subkritis.

(b) Teras reaktor tetap dalam geometri yang dapat didinginkan (coolable) dan tidak ada kerusakan bahan bakar lebih lanjut,

(c) Panas dapat dipendahkan dengan sistem pemindah panas, dan

(d) Pelepasan bahan radioaktif dari kontainmen dapat dihentikan atau batas atas penglepasan dapat diperkirakan.

Kriteria penerimaan bervariasi di berbagai negara, baik dari aspek lingkup, rentang keterpakaiannya dan nilai numeriknya. Sebagai contoh, di Amerika Serikat (AS), satu kumpulan berisi 64 kriteria desain umum ditetapkan. Juga, di AS empat kategori kejadian bersama-sama dengan kriteria penerimaan terseleksi didefinisikan dengan dasar frekuensi kejadian dan konsekuensi radiologi potensial.

BAB IV

METODE ANALISIS

4.1. Latar Belakang

Kemamputerimaan analisis DBA untuk reaktor air ringan (light water

reactors, LWR) terpengaruh oleh peraturan yang dipakai di AS. Catatan

tambahan A (appendix A) dalam publikasi US NRC 10 CFR 50 menetapkan persyaratan minimum untuk criteria desain utama LWR. Dokumen General

Design Criterion No. 35 menetapkan bahwa ECCS dipersyaratkan untuk

pendinginan teras reaktor dalam kejadian putus pipa pendingin atau terbukanya katup pembuang (relief valves) atau katup pengaman (safety valves) secara tak sengaja.

Pada Januari 1974, US NRC mempublikasikan 10 CFR 50.46 menetapkan criteria penerimaan untuk ECCS untuk LWR dan memberikan batas keselamatan yang harus dijamin dalam kondisi LOCA, seperti:

(1) Temperatur kelongsong zircaloy maksimum, (2) Oksidasi kelongsong maksimum,

(3) Jumlah maksimum hydrogen yang dibangkitkan oleh reaksi kimia antara kelongsong zircaloy dengan air dan/atau uap,

(4) Geometri teras dapat didinginkan (5) Pendinginan jangka panjang.

Selain itu, hukum di AS mengadopsi suatu pendekatan yang mensyaratkan model evaluasi yang digunakan dalam perijinan harus mengikuti persyaratan konservatif yang ditetapkan di Catatan Tambahan K dokumen 10 CFR 50.

Setelah 15 tahun upaya program eksperimental secara komprehensif untuk memahami fenomena termohidraulik yang berlangsung selama LOCA dan aktuasi ECCS, USNRC merevisi 10 CFR 50.46 dengan mengadopsi pendekatan yang berorientasi kinerja. Lima kriteria seperti disebut di atas tetap

dipertahankan, tetapi membuka kemungkinan untuk menggunakan pendekatan perkiraan terbaik untuk model evaluasi.

Bagaimanapun, persyaratan tambahan telah ditetapkan untuk validasi model analitis menggunakan data eksperimental. Persyaratan tersebut juga ditetapkan untuk mengidentifikasi dan mengkaji ketidakpastian yang terkait dalam model analitis dan data input. Dengan cara demikian, ketidakpastian dalam perhitungan dapat dikuantifikasi saat hasil-hasil dibandingkan dengan kriteria penerimaan. Sehingga, ada kepastian bahwa criteria penerimaan dapat dipenuhi.

Pendekatan konservatif dan perkiraan terbaik telah digunakan di banyak negara. Namun. Di beberapa negara, badan pengatur telah menyesuaikan dengan kebutuhan khusus mereka. Peraturan sekarang [9] mengijinkan penggunaan program komputer perkiraan terbaik, tetapi ada persyaratan tambahan menggunakan asumsi input konservatif, studi sensitivitas atau studi ketidakpastian. Contoh asumsi konservatif dapat berupa asumsi yang menyangkut kemampuan dan/atau ketidaktersediaan fungsional peralatan, tindakan atau tidak ada tindakan oleh operator dan kondisi awal instalasi.

Walaupun definisi pendekatan konservatif dan perkiraan terbaik diberikan lebih jelas dalam panduan peraturan nasional, definisi berikut dapat membantu memberikan ide dasar masing-masing pendekatan:

a. Model konservatif: suatu model yang memberikan perkiraan pesimistik hadap proses fisis dalam hubungannya dengan kriterium penerimaan ter-tentu.

b. Program perhitungan konservatif: kombinasi seluruh model yang perlu un-tuk memberikan cakupan pesimistik terhadap proses yang berhubungan dengan kriteria penerimaan tertentu.

c. Model perkiraan terbaik: suatu model yang memberikan perkiraan realistik terhadap suatu proses fisis pada tingkat yang sesuai dengan ketersediaan data dan pengetahuan tentang fenomena terkait.

d. Program perhitungan perkiraan terbaik: suatu kombinasi model perkiraan terbaik yang perlu untuk memberikan perkiraan realistik dari keseluruhan tanggapan instalasi selama kecelakaan. Sesuai dengan acuan [9], termi-nologi ‘program perhitungan perkiraan terbaik’ berarti bahwa program terbe-bas dari pesimisme dan berisi model dan korelasi yang cukup rinci untuk menggambarkan proses transien yang dimodelkan oleh program tersebut. e. Data konservatif: parameter instalasi, kondisi awal instalasi dan asumsi

ten-tang ketersediaan peralatan dan rentetan kecelakaan yang dipilih untuk memberikan hasil pesimistik saat digunakan untuk analisis kecelakaan dalam hubungannya dengan kriteria penerimaan tertentu.

f. Data realistik: parameter instalasi, kondisi awal instalasi dan asumsi tentang ketersediaan peralatan dan rentetan kecelakaan yang dipilih untuk mem-berikan hasil realistic (disebut pula ‘as designed’, ‘as built’ dan ‘as operate’) g. Data pencakup (bounding data): kategori ini khas dalam data nuklir yang

pada umumnya berubah dari satu siklus ke siklus yang lain atau dari awal hingga akhir siklus. Menggunakan data yang bervariasi seperti itu, hasil konservatif akan diperoleh.

Pada terminologi yang lebih sederhana, pendekatan konservatif diadopsi untuk menjamin bahwa tanggapan aktual instalasi dalam hubungannya dengan kriteria yang dipilih dicakup atau dibatasi oleh nilai konservatif tanggapan tersebut. Sebagai contoh, temperatur kelongsong puncak (peak cladding

temperature, PCT), pendekatan konservatif menjamin bahwa:

PCT konservatif > PCT aktual

Pendekatan perkiraan terbaik menjamin bahwa perilaku instalasi yang diprediksikan dengan ketidakpastian mencakup nilai aktual, yaitu:

PCTperkiraanterbaik – PCTketidakpastian≤ PCTaktual≤ PCTperkiraanterbaik +PCTketidakpastian

Pendekatan konservatif dapat menggunakan data konservatif atau data pembatas (bounding data, maksimum atau minimum, sesuai kasusnya). Pada

kasus yang pertama, berbagai perhitungan yang berbeda yang menyangkut kondisi yang berbeda dan siklus yang bebeda perlu dilakukan. Memilih data pembatas, yaitu nilai data yang melingkupi data konservatif yang mungkin untuk kondisi instalasi, dapat mengurangi jumlah perhitungan guna memperoleh hasil konservatif.

Pendekatan konservatif tidak dapat memberikan indikasi harga marjin yang sebenarnya antara tanggapan instalasi yang sebenarnya dengan harga yang diprediksikan. Sebaliknya, perkiraan ketidakpatian yang diberikan dalam pendekatan perkiraan terbaik adalah ukuran langsung dari marjin tersebut. Sehingga, pendekatan perkiraan terbaik memungkinkan penghilangan konservatisme yang tidak diperlukan dalam analisis. Selain itu, pendekatan konservatif juga tidak dapat memberikan perilaku instalasi aktual, termasuk skala waktu, yang bermanfaat untuk penyiapan tindakan kedaruratan.

Analisis sensitivitas, termasuk variasi sistematik dalam variabel input atau pemodelan parameter di dalam program, dapat digunakan untuk membantu mengidentifikasi parameter penting dalam analisis kecelakaan. Hal ini dapat dicapai dengan mengurtkan tingkat pengaruh fenomena kecelakaan. Di samping itu, hasil-hasil eksperimen dapat pula digunakan untuk mengidentifikasi parameter penting tersebut.

Meskipun kemamputerimaan metode pendekatan yang digunakan dalam analisis kecelakaan merupakan hal yang ditetapkan oleh badan pengatur, namun penggunaan pendekatan konservatif total (model, data dan kondisi instalasi yang konservatif) saat ini telah dirasa tidak memberikan penerimaan yang baik. Program perhitungan perkiraan terbaik yang matang telah banyak tersedia, begitu pula kumpulan data yang lengkap untuk hampir seluruh desain reaktor daya dan dokumentasi hasil perhitungan perkiraan terbaik.

Namun demikian, penggunaan pendekatan perkiraan terbaik total tidak selalu mungkin atau tidak selalu dikehendaki karena kesulitan mengkuantifikasi semua ketidakpastian untuk setiap fenomena dan rentetan kejadian. Khususnya, kekurangan data eksperimental untuk BDBA tidak memungkinkan kuantifikasi

ketidakpastian program untuk kecelakan jenis tersebut. Dalam hal ini, diusulkan untuk melakukan kombinasi kedua pendekatan.

Analisis kecelakaan dengan program perhitungan perkiraan terbaik menggunakan kombinasi data input konservatif dan perkiraan terbaik sangatlah tepat karena pendekatan seperti ini akan menghasilkan beberapa perkiraan tentang ketidakpastian dalam perilaku instalasi keseluruhan. Kemudian, perkiraan ini dapat dibandingkan dengan perkiraan ketidakpastian yang dilakukan di tempat lain yang sering dilakukan untuk validasi program perhitungan. Hal yang demikian akan memberikan keyakinan dalam meramalkan perilaku instalasi sebenarnya.

4.2. Analisis Konservatif

Meskipun kecenderungan dalam analisis kecelakaan menggunakan pendekatan perkiraan terbaik, pendekatan konservatif tetap digunakan [10]. Sebagai contoh, program perhitungan perilaku bahan bakar masih memasukkan pilihan untuk penggunaan model konservatif [11]. Pendekatan konservatif juga lebih jauh digunakan dalam analisis BDBA karena alasan menghindari biaya untuk mengembangkan model lebih realistis. Dalam praktek, penggunaan model konservatif dievaluasi kasus per kasus.

Untuk aplikasi pendekatan konservatif dalam DBA secara terperinci, prosedur formal pada umumnya ditetapkan. Sebagai contoh, aturan di A.S. mendefinisikan sangat spesifik tentang pendekatan yang harus diambil, termasuk jenis model fisis dan korelasi yang digunakan untuk menjamin tingkat konservatisme yang sesuai. Dalam pendekatan ini, kategori umum dibawah ini dipertimbangkan [5]:

Kondisi awal. Ini adalah parameter yang dapat diukur langsung pada instalasi atau dihitung yang menentukan keadaan sistem sebelum kecelakaan. Contohnya, daya, distribusi daya, tekanan, temperature, laju alir dan fraksi bakar bahan bakar. Untuk analisis konservatif, kondisi awal ini dipilih nilai yang

memberikan hasil konservatif, khususnya untuk parameter yang dipilih sebagai criteria penerimaan. Pemilihan harga tersebut dapat didasarkan pada batas kepercayaan tertentu untuk ketidakpastian parameter tersebut. Parameter khusus yang diperlukan bergantung pada metode yang digunakan untuk menganalisis transient atau kecelakaan.

Tidak semua parameter dapat dipilih sebagai nilai konservatif: misalkan, meminimumkan pemindahan panas kontainmen adalah konservatif untuk memperkirakan tekanan puncak, tetapi tidak konservatif untuk memperkirakan sinyal keselamatan yang berhubungan dengan tekanan kontainmen tinggi. Seleksi kondisi awal tanpa mempertimbangkan kondisi awal tertentu lainnya yang terkait dapat mengakibatkan ketidakkonsistenan yang mungkin tidak tepat untuk keperluan komputasi. Cara umum yang dilakukan untuk menghindari itu adalah dengan memilih nilai konservatif untuk parameter yang memiliki pengaruh terkuat pada hasil sesuai dengan criteria yang dipertimbangkan. Sedangkan, parameter lain dapat dipilih dengan data perkiraan terbaik. Dalam situasi seperti ini disarankan untuk melakukan beberapa perhitungan, sehingga hasil yang merupakan batas dari semua hasil konservatif dapat dipetakan.

Ketersediaan dan fungsi sistem dan komponen. Ketersediaan sistem dan komponen selama kejadian transien dan DBA pada umumnya didasarkan pada kriteria kegagalan tunggal (single failure). Kriteria ini menetapkan bahwa sistem keselamatan harus berfungsi meskipun ada satu kegagalan lain yang terjadi. Salah satu contohnya, kegagalan pada salah satu disel darurat untuk menjalankan pompa ECCS dalam kejadian LOCA. Kriteria kegagalan tunggal pada umumnya berlaku untuk sistem aktif daripada sistem pasif.

Analisis juga harus mempertimbangkan kegagalan-kegagalan yang diakibatkan oleh kejadian itu sendiri. Jika kegagalan itu terjadi, maka harus dipertimbangkan sebagai tambahan kegagalan tunggal.

Selain kegagalan tunggal dan kegagalan yang menjadi konsekuensi (kegagalan dampak) kecelakaan yang dipostulasikan sering dianalisis dengan kondisi ketiadaan catu daya listrik (loss of off-site power) Kejadian ini harus

diasumsikan secara konservatif, yaitu pada awal kejadian sebagai konsekuensi penghentian reaktor. Analisis yang lebih realistis harus mempertimbangkan keandalan jaringan atau keandalan pemindahan catu daya.

Dalam sebagian besar kasus, sistem kendali berfungsi untuk memitigasi konsekuensi kecelakaan. Sehingga, seringkali akan lebih konservatif jika mengandaikan kegagalan fungsi sistem kendali tersebut. Namun demikian, dalam beberapa situasi sistem kendali bahkan dapat memperburuk kejadian transien atau memperlambat aktuasi kelengkapan proteksi. Analis harus menginvestigasi keadaan tersebut, mulai dengan kemampuoperasian penuh sistem kendali.

Analisis juga perlu mempertimbangkan nilai konservatif untuk keterlambatan dalam aktuasi sistem keselamatan, titik-titik batas (set points) proteksi dan untuk parameter kunci sistem keselamatan (seperti laju alir ECCS dan katup pengamanan). Pemilihan nilai tersebut akan dihubungkan dengan kondisi saat tindakan harus dilakukan untuk menghentikan reaktor.

Tindakan operator. Untuk analisis konservatif, pada umumnya diasumsikan bahwa tindakan operator tidak berlangsung pada waktu yang diinginkan, tetapi bahwa setelah itu dapat dilakukan dengan baik. Kegagalan operator, selain yang dinyatakan sebagi kejadian awal, pada umumnya tidak dipertimbangkan dalam analisis transein diantisipasi atau DBA, tetapi mungkin dipertimbangkan dalam BDBA atau dalam PSA.

Hal-hal berikut harus dipenuhi agar tindakan operator dapat berlangsung dengan baik:

(a) Adanya informasi yang cukup yang diberikan pada operator melalui instrumentasi yang tersedia atau dengan gejala lain memungkinkan dilakukannya diagnosis kejadian tanpa ada kerancuan satu sama lain.

(b) Tindakan yang diperlukan harus ditentukan sebelumnya secara je-las melalui prosedur operasi.

(c) Keharusan tersedianya perlatan yang diperlukan oleh operator un-tuk memulihkan kondisi instalasi ke keadaan aman.

(d) Operator harus mendapat pelatihan yang cukup untuk melakukan tindakan yang diinginkan.

(e) Tersedia marjin waktu yang cukup (pada umumnya antara 15 – 30 menit) untuk operator dapat melakukan diagnosis terhadap apa yang terjadi dan melakukan tanggapan yang tepat.

Program perhitungan komputer dan model. Model dan korelasi konservatif spesifik yang digunakan adalah yang telah terbukti dapat memberikan hasil-hasil pesimistik tentang perilaku instalasi. Sebagai contoh, korelasi untuk oksidasi kelongsong bahan bakar dipilih secara tepat untuk memberikan batas atas untuk parameter jumlah panas dan skala proses oksidasi pada kecelakaan tertentu. Model konservatif pada umumnya digunakan secara kombinasi, sehingga dapat diasumsikan bahwa kondisi konservatif berlangsung berurutan untuk semua fenomena yang ditampilkan oleh model konservatif. Sebagai contoh, dapat saja digunakan nilai konservatif untuk pembangkitan panas akibat oksidasi kelongsong dan panas peluruhan (decay heat) sehingga hasil perhitungan laju pemanasan bahan bakar meningkat dengan dua perkiraan konservatif tersebut.

4.3. Analisis Perkiraan Terbaik

Analisis perkiraan terbaik memberikan gambaran yang baik marjin atau batas yang tersedia pada pengoperasian reaktor nuklir dalam hubungannya dengan analisis keselamatan. Penggunaan program perhitungan komputer perkiraan terbaik adalah sangat penting untuk analisis perkiraan terbaik. Program seperti itu tidak memasukkan model yang ditujukan sebagai model konservatif.

Program sistem termohidraulik dan program BDBA telah digunakan secara luas oleh badan pengatur dan lembaga riset [11-16]. Dalam beberapa hal, pemakai program dapat “mengatur” model di dalam program untuk memperoleh hasil konservatif. Namun, hal ini biasanya hanya diperlukan untuk keadaan khusus dimana ketidakpastian tidak diketahui atau terlalu besar

sehingga sulit diterima. Program perilaku bahan bakar juga dipertimbangkan sebagai program perkiraan terbaik, walaupun beberapa masih berisi opsi untuk pilihan model konservatif. Program dapat memiliki tingkat kualifikasi yang berbeda-beda untuk alasan seperti ketersediaan data eksperimental atau penggunaannya.

Pendekatan perkiraan terbaik sangat bergantung pada kumpulan data eksperimental yang luas untuk membangun kepercayaan dalam program perkiraan terbaik dan mendefinisikan ketidakpastian yang harus ditentukan dalam hasil perkiraan terbaik. Untuk kasus DBA, kumpulan data ini telah tersedia secara luas, khususnya untuk kondisi LWR, termasuk LWR maju (advanced

LWR). Untuk BDBA, kumpulan data yang ada lebih terbatas, kecuali untuk fase

awal kecelakaan. Perbandingan antara program perhitungan dengan data eksperimental adalah bagian sangat penting dari pendekatan perkiraan terbaik, khususnya untuk menentukan bias dan ketidakpastian program. Perbandingan dengan data operasi juga dapat dilakukan untuk tujuan itu, namun keterbatasan instrument dalam instalasi perlu menjadi bahan pertimbangan tersendiri.

Perkiraan ketidakpastian program dapat dilakukan dengan bermacam cara. Metode terperinci untuk menentukan perkiraan ketidakpastian perhitungan perkiraan terbaik dan aplikasinya untuk kejadian LOCA ukuran kecil dan besar diberikan pada acuan [17-18].

4.4. Sensitivitas dan Ketidakpastian

Definisi analisis sensitivitas, ketidakpastian dan analisis probabilistik dapat diberikan sebagai berikut:

Analisis sensitivitas mencakup variasi secara sistematis dari variabel input atau pemodelan parameter di dalam suatu program perhitungan untuk menentukan pengaruh fenomena penting atau model terhadap hasil-hasil analisis, khususnya parameter kunci dari setiap kejadian.

Analisis ketidakpastian meliputi perkiraan ketidakpastian pada masing-masing pemodelan atau keseluruhan program dan ketidakpastian data instalasi

untuk analisis masing-masing kejadian. Studi penyekalaan (scaling study) untuk mengkuantifikasi pengaruh variasi penyekalaan antara eksperimen dan instalasi sebenarnya termasuk dalam definisi ini.

Analisis probabilistic dilaksanakan untuk mengkuantifikasi konsekuensi keadaan akhir suatu rentetan kejadian. Oleh karena terdapat banyak sekali kejadian dengan variasi rentetan kejadian, pada umumnya dilakukan pengelompokan dalam beberapa kategori. Salah satu dari kejadian yang dapat mewakili kelompoknya dipilih untuk dilakukan analisis probabilistic.

Di dalam beberapa program perhitungan, opsi studi sensitivitas dimasukkan dalam program tersebut sehingga memungkinkan pemakai untuk memperoleh hasil analisis perkiraan terbaik dengan perkiraan sensitivitas. Untuk beberapa kondisi, hasil tersebut dapat memberikan hasil pencakup (bounding

results) tanpa mengetahui ketidakpastian untuk beberapa model yang dipakai

dalam program tersebut. Namun, kadang-kadang hasil analisis sensitivitas secara tidak sengaja disalahartikan sebagai ketidakpastian program. Studi sensitivitas bersama-sama dengan penilaian pakar dapat dijadikan dasar untuk memilih kejadian mana yang dimasukkan dalam analisis DBA.

Untuk program perhitungan termohidraulik yang digunakan dalam analsisi DBA, beberapa metodologi yang berbeda telah dikembangkan untuk membantu mengevaluasi ketidakpastian dalam hasil-hasil yang diprediksikan dalam analisis. Beberapa metodologi tersebut dapat dilihat misalnya pada acuan [19].

Sumber-sumber ketidakpastian dalam program dapat dikurangi dengan berbagai cara, salah satu yang terpenting adalah pelatihan pada pemakai untuk menghindari sumber ketidakpastian yang disebut efek pengguna (user effects). Efek ini dapat muncul antara lain dari cara pemakai membuat nodalisasi.

4.5. Analisis Probabilistik

Adalah hal yang sangat tidak praktis untuk mensimulasikan semua kejadian transient yang diperkirakan dapat terjadi dalam suatu reaktor nuklir. Oleh karena itu, seringkali diperlukan pendekatan probabilistic. Dengan pendekatan probabilistic yang diimplementasikan untuk analisis probabilitas

kejadian dan konsekuensi suatu kecelakaan (khususnya, dalam konteks penglepasan bahan radioaktif), maka dapat ditentukan kejadian mana yang memiliki pengaruh penting pada instalasi. Selanjutnya, berdasarkan hasil tersebut, analisis deterministic dapat dilakukan.

Analisis deterministik dan probabilistik sering kali dikombinasikan dengan berbagai cara. Analisis probabilistik digunakan pula dalam penilaian instalasi tunggal dan pengkajian risiko untuk mengidentifikasi kondisi kecelakaan khusus yang akan digunakan dalam analisis perkiraan terbaik kejadian BDBA. Sebagai contoh, probabilitas kegagalan kontainmen akibat pemanasan kontainmen langsung (direct containment heating, DCH) dapat ditentukan berdasarkan hasil kombinasi studi sensitivitas, ketidakpastian dan analisis probabilistik.

BAB V

JENIS ANALISIS KECELAKAAN

Hasil-hasil analisis keselamatan digunakan di sejumlah bidang. Bagian ini akan menguraikan sepintas tentang tujuan, aplikasi, bagian dari setiap tahap proyek yang menggunakan hasil-hasil analisis keselamatan.

5.1. Analisis Desain

Analisis desain dilaksanakan pada tahap desain suatu instalasi baru atau instalasi yang mengalami modifikasi. Tujuan dari analisis desain tersebut adalah memastikan bahwa desain yang dibuat telah dapat memenuhi semua persyaratan keselamatan yang ditetapkan dalam peraturan yang berlaku. Analisis desain ini dilakukan untuk membantu menetapkan karakteristik berikut:

(a) Penetapan ukuran, termasuk menentukan parameter untuk tekanan, temperature, catu daya listrik, laju alir dan pendinginan untuk perlaatan yang terkait dengan keselamatan, seperti ECCS, semprotan (spray) kontainmen dan pasokan air darurat;

(b) Penentuan nilai titik batas (set points) untuk parameter yang memicu system protektif untuk memastikan bahwa titik batas tersebut efektif dan memberikan marjin operasi yang sesuai;

(c) Pengkajian dosis ke publik untuk memastikan aspek-aspek seprti laju kebocoran kontainmen dan radius area eksklusi.

Analisis desain juga digunakan untuk memeriksa pada tahap sangat awal bahwa desain memang telah sesuai dengan peraturan nasional yang diterapkan dalam perijinan. Analis keselamatan bekerja bersama-sama dengan perancang sehingga konfigurasi desain dapat dioptimalkan untuk memenuhi keselamatan dan biaya sekaligus. Sudah barang tentu, prosesnya adalah iteratif.

Analisis desain sangat efektif apabila dilakukan sejak tahap desain konsep. Analisis keselamatan pada tahap ini dapat memberikan arahan pada

perancang dan menghindari waktu terbuang dalam mengembangkan desain rinci. Pada umunya, lebih mahal untuk mengubah desain ketika desain rinci telah dimulai daripada mengulang analisis keselamatan.

Secara umum, pada analisis desain, pendekatan yang digunakan adalah pendekatan konservatif, termasuk memilih asumsi konservatif pada data instalasi, kinerja system dan ketersediaan system. Paket program komputer yang digunakan untuk ananlisis perijinan dapat digunakan pula pada tahap analisis desain. Namun demikian, pada tahap ini sering kali belum teridentifikasi dan terkarakterisai dengan baik, oleh karena itu analis keselamatan dan perancang harus setuju pada data yang kurang tersebut dan mencatatnya dengan baik untuk cek ulang pada tahap selanjutnya. Dalam kaitan ini, system jaminan kualitas harus sudah tersedia untuk menjamin adanya prosedur yang benar. Sehingga, pada saat data berkembang dapat dicek ulang, jika perlu dimungkinkan adanya analisis ulang.

Kriteria penerimaan yang sama seperti untuk perijinan perlu digunakan pada tahap ini, sehingga menjamin bahwa hasil desain dapat dilisensi. Namun demikian, marjin keselamatan yang ditunjukkan pada tahap desain ini dapat berubah pada saat desain rinci mulai berkembang oleh karena beberapa faktor berikut:

(1) Modifikasi desain (misalnya, modifikasi yang timbul untuk mengu-rangi biaya atau karena keterbatasan tapak atau juga beban elek-trik);

(2) Pertimbangan hasil-hasil penelitian dan pengembangan; (3) Pertimbangan hasil-hasil pengalaman operasi reaktor sejenis; (4) Hasil dari analisis keselamatan yang diperoleh dari

penyempur-naan model.

Oleh karena itu kehati-hatian dan kecermatan perlu diberikan untuk dasar pertimbangan kasus per kasus, untuk memasukkan marjin ekstra. Marjin ini dapat dikurangi ketika desain rinci berada pada akhir tahap.

Analisis desain untuk mendukung modifikasi suatu instalasi yang telah ada dapat memiliki ruang lingkup yang lebih terbatas, karena pada umumnya telah jelas dari Laporan Analisis Keselamatan jenis kecelakaan yang perlu dipertimbangkan dalam analisis keselamatan. Hasil studi PSA untuk instalsi dimaksud (jika telah dilakukan sebelumnya) dapat digunakan untuk mengambarkan semua kecelakaan yang berkaitan dengan peralatan yang dimodifikasi dan digunakan sebagai dasar untuk menentukan kecelakaan paling penting untuk dianalisis.

5.2. Analisis Perijinan

Analisis (untuk) perijinan dilakukan untuk desain instalasi baru atau modifikasi desain instalasi yang ada untuk memberikan bukti pada badan pengatur bahwa desain tersebut aman. Badan pengatur dapat meminta perhitungan baru jika ada bukti baru yang lain yang muncul dari eksperimen atau pengalaman operasi. Badan pengatur juga dapat meminta penggunaan program perhitungan terkini yang menyatukan hasil-hasil yang muncul dari eksperimen baru atau pengalaman operasi.

Kriteria penerimaan yang digunakan dalam analisis perijinan ditentukan oleh badan pengatur atau oleh perancang dengan persetujuan badan pengatur. Pada kasus terakhir ini, kesepakatan antara badan pengatur dan perancang perlu dilakukan sebelum analisis dimulai.

Untuk instalasi yang baru, analisis perijian awal dilakukan sebelum dan sebagai kondisi untuk pemberian lisensi (ijin) konstruksi; analisis perijinan akhir dilakukan sebelum dan sebagai syarat untuk pemberian ijin operasi. Untuk modifikasi instalasi yang telah ada, analisis perijinan akhir dilakukan sebelum penyambungan atau penggunaan peralatan; untuk kasus perubahan besar, dapat saja menjadi persyaratan untuk menyampaikan analisis perijinan awal sebelum bagian yang dimodifikasi dikonstruksi. Analisis perijinan untuk instalasi yang telah ada dapat pula dimintakan jika pengkajian keselamatan aktual menandakan perlunya perbaikan berdasarkan hasil-hasil penelitian dan

pengembangan atau pengalaman operasi (misalkan, efek penuaan) atau dari adanya penyempurnaan model perhitungan.

Secara historis, untuk analisis perijinan digunakan pendekatan konservatif, termasuk mengambil asumsi konservatif atas data instalasi, kinerja sistem dan ketersediaan sistem. Pada tahap pemberian ijin konstruksi, data instalasi harus tersedia secar alebih baik. Beberapa data rinci barangkali tidak tersedia, sehingga perlu dipecahkan dengan mengambil nilai yang wajar. Nilai tersebut harus dikonfirmasi ulang, atau ditunjukkan bahwa nilai tersebut tidak sensitif terhadap nilai yang dipilih. Program perhitungan harus divalidasi pada rentang pemakaiannya. Penelitian dan pengembangan masih mungkin diteruskan untuk memastikan perilaku komponen baru.

Sebelum permohonan untuk ijin operasi dilakukan, data instalasi harus dilengkapi dan diverifikasi, dan setiap validasi pemodelan komputer harus telah dilengkapi. Jika analisis keselamatan berhubungan dengan prosedur operasi, maka asumsi yang dipergunakan dalam analisis keselamatan harus disatukan dalam prosedur tersebut.

Pada umumnya, analisis keselamatan akhir disampaikan sebelum program komisioning. Oleh karena itu, perubahan potensial terhadap asumsi yang dipergunakan dalam analisis keselamatan atau adanya data baru yang muncul dalam tahapan komisioning harus dikaji kembali, dan jika diperlukan analisis direvisi. Hal itu dapat dilakukan tanpa analisis ulang, tapi cukup berupa tinjauan ulang.

Untuk modifikasi atau pengkajian ulang suatu instalasi yang telah ada, metode dan asumsi yang dipergunakan dalam perijinan awal mungkin butuh diubah karena beberapa alasan, yaitu:

(a) Dasar perijinan awal mungkin tidak sama dengan instalasi termodi-fikasi

(b) Piranti analisis keselamatan yang dipergunakan pada instalasi awal mungkin perlu diganti dengan piranti analisis yang lebih mutakhir dan canggih.

(c) Dasar perijininan instalasi awal mungkin disadari tidak mencukupi atau tidak lagi memenuhi persyaratan.

Bebagai pendekatan untuk analisis keselamatan instalasi yang telah ada berbeda antara satu negara dengan negara yang lain. Berikut beberapa contoh pendekatan tersebut:

(1) Penggunaan piranti analisis keselamatan terkini, karena piranti tersebut mewakili perilaku fisis yang riil.

(2) Penggunaan data instalasi “as built” (terkonfirmasi di lapangan, jika perlu) dan data system dan batasan “as operated”.

(3) Penggunaan PSA instalasi untuk menentukan risiko yang dominan (relevan dengan modifikasi yang dipelajari, jika analisis berhubun-gan denberhubun-gan modifikasi).

(4) Penggunaan program perhitungan data perkiraan terbaik.

(5) Jika program perkiraan terbaik dipergunakan, analisis sensitivitas atau analisis ketidakpastian terhadap parameter kunci direkomen-dasikan untuk menunjukkan tidak ada peningkatan risiko ketika salah satu parameter tersebut berubah pada daerah ketidakpas-tiannya.

5.3. Validasi Prosedur Operasi Darurat dan Simulator Instalasi

Prosedur operasi darurat (EOP) mendefinisikan tindakan operator selama transien diantisipasi dan kondisi kecelakaan. Oleh karena adanya keterbatasan menggunakan trnasien riil untuk validasi EOP, analisis menggunakan program komputer dilakukan untuk mendukung pengembangan dan validasi EOP.

Analisis yang dilakukan untuk pengembangan atau validasi EOP perlu memiliki karakteristik spesifik sebagai berikut:

(a) Rentetan kecelakaan yang dipilih untuk pengembangan atau validasi EOP dapat digunakan dalam PSA, termasuk kehilangan catu daya listrik yang dapat secara signifikan mengubah proses kecelakaan. (b) Jika strategi yang diterapkan mengijinkan operator untuk memilih

di-antara berbagai sistem yang memiliki fungsi keselamatan yang sama, analisis mempertimbangkan berbagai kemungkinan dan kombinasi sistem tersebut perlu dilakukan.

(c) Jika nilai beberapa parameter tertentu dapat mempengaruhi secara signifikan terhadap tindakan yang diperlukan, studi sensitivitas perlu dilakukan.

(d) Instrumentasi yang tersedia di instalasi perlu dimodelkan untuk memastikan bahwa suatu kejadian dapat didiagnosa dan untuk memeriksa langkah-langkah prosedur.

(e) Di dalam perhitungan, kinerja sistem yang tidak dimodelkan tetapi punya pengaruh besar pada perjalanan kecelakaan harus dipertim-bangkan; dalam beberapa kasus, hal ini dapat dipertimbangkan den-gan merubah input rentetan kejadian dalam model atau denden-gan men-gasumsikan rentang variasi untuk setiap parameter yang relevan. Analisis yang ditujukan untuk mendukung validasi simulator instalasi memfokuskan pada verifikasi akurasi simulator, terutama untuk operasi dalam kondisi transient dan kondisi DBA. Dalam hal ini, penggunaan data instalasi untuk validasi direkomendasikan. Namun demikian, tidak mudah untuk mendapatkan data kondisi transient dan DBA. Oleh karena itu, proses validasi simulator perlu dilakukan dengan cara membandingkan kinerja simulator dengan hasil analisis kecelakaan acuan. Tujuannya adalah untuk mengecek saat-saat (timing) proses yang disimulasikan dan akurasi model simulasi yang diaplikasikan.

Pada umumnya, algoritma yang digunakan dalam simulator lebih sederhana daripada program analisis perkiraan terbaik yang saat ini ada. Sehingga, validasi simulator perlu dilakukan untuk memastikan bahwa simulator

menggambarkan tanggapan instalasi pada tingkat akurasi yang layak. Satu persyaratan penting yang menunjukkan kinerja simulator adalah dapat memberikan informasi secara jelas pada operator dan tidak menimbulkan interpretasi yang keliru. Program dan model perkiraan terbaik yang digunakan untuk memvalidasi simulator harus memiliki ruang lingkup dan kemampuan yang setara dengan perangkat lunak di dalam simulator, dan tentu saja harus telah divalidasi dengan hasil eksperimen dan data instalasi riil.

Simulator instalasi penuh yang saat ini memiliki cakupan yang terbatas, khususnya untuk simulasi BDBA dan beberapa kejadian DBA. Termasuk dalam hal ini adalah semua situasi yang model dan persamaan yang digunakannya dan merupakan dasar dari simulator tersebut tidak mungkin divalidasi. Dalam konteks ini, analisis perkiraan terbaik adalah penting untuk menentukan kondisi dimana simulator tidak dapat digunakan. Di sisi lain, terdapat simulator yang dasarnya menggunakan program perkiraan terbaik. Dalam hal ini validasi independen perlu dilakukan dengan memanfaatkan data eksperimental dan program perhitungan perkiraan terbaik yang lainnya.

Ruang lingkup validasi perlu ditetapkan dan diatur dengan peraturan, tetapi paling tidak harus mencakup rentang dimana simulator akan digunakan. Selain itu, validasi harus mencakup pula kejadian-kejadian yang memiliki kemungkinan terbesar dan menimbulkan risiko dominan.

5.4. Analisis Yang Berhubungan Dengan Analisis Keselamatan Probabilistik

Dalam kerangka PSA, kelompok kecelakaan ditentukan oleh kejadian awal, aktuasi dan kegagalan sistem, dan tindakan manusia, termasuk saat-saatnya. Dalam diktat ini tidak dikehendaki untuk menguraikan secara rinci dan komprehensif perihal PSA. Meskipun demikian analisis kecelakaan yang berhubungan dengan PSA adalah alat penting untuk:

(a) Memberikan pengukuran akurat tentang risiko yang bersesuaian den-gan scenario yang berbeda,

(b) Membantu pengembangan EOP,

(c) Menentukan satu rentetan kejadian dapat berlangsung atau tidak. Hal yang minimum yang perlu dicakup dalam analisis ini adalah penentuan kondisi akhir suatu skenario kecelakaan, yang itu adalah:

(1) Untuk PSA tingkat 1, integritas teras terjaga atau ada kerusakan; (2) Untuk PSA tingkat 2, aktivitas sumber radioaktif dihitung;

(3) Untuk PSA tingkat 3, konsekuensi radiologis dihitung

Terdapat berbagai definisi kerusakan teras, seperti kehilangan integritas kelongsong, pelelehan sebagian teras dan pelelehan keseluruhan teras. Pencegahan pelelehan teras dapat dipertimbangkan sebagai kriteria keberhasilan untuk setiap skenario kecelakaan.

Spektrum sknario kecelakaan yang dianalisis dalam PSA pada umumnya lebih luas daripada untuk maksud perijinan. Dalam PSA, semua mode operasi instalasi, termasuk mode penghentian dipertimbangkan; kejadian-kejadian di luar dasar desain, berbagai kegagalan ganda (di luar kegagalan tunggal) dan kegagalan dengan sebab yang sama (common cause failures) juga ikut dipertimbangkan. Dari sudut pandang fenomenologi, analisis lebih rumit karena fenomena termohidraulik dan teras yang lebih kompleks. Hasil-hasil PSA adalah penting untuk mengidentifikasi scenario kejadian yang mengarah pada BDBA atau kecelakaan parah.

5.5. Manajemen Kecelakaan Dan Rencana Kedaruratan

Analisis kecelakaan untuk mendukung manajemen kecelakaan menggambarkan perilaku instalasi dalam kondisi BDBA. Tindakan operator pada umumnya diperhitungkan dalam pengkajian BDBA. Hasil-hasil dari analisis BDBA dipergunakan untukmengembangkan strategi tindakan operator, sasaran utamanya adalah mencegah kerusakan parah teras dan membatasi konsekuensi

dalam hal kejadian kerusakan teras. Dengan dasar tersebut, arahan untuk manajemen kecelakaan dapat dikembangkan. Hasil yang menguraikan besar sumber radioaktif dan penglepasannya dapat pula diperguinakan untuk pengembangan rencana kedaruratan.

Analisis BDBA dilakukan baik pada instalasi yang beroperasi atau untuk instalasi dalam tahap akhir desain. Untuk reactor-reaktor masa dating, analisis seperti itu perlu dilakukan pada tahap yang lebih awal, sebab persyaratan untuk implementasi tindakan mitigasi kecelakaan parah dalam desain.

Untuk kecelakaan parah, program computer khusus digunakan untuk memodelkan rentang fenomena fisis yang luas, seperti efek-efek termohidraulik, pemanasan dan pelelehan teras, ledakan uap (steam explosion), interaksi beton dengan lelehan teras (molten core – concrete interactions) pembangkitan dan pembakaran hydrogen serta perilaku produk fisi. Untuk itu, pendekatan perkiraan terbaik diharapkan dapat digunakan untuk analisis keseluruhan tanggapan instalasi. Namun demikian, dalam hal ketiadaan data dan informasi mengenai perilaku lelehan teras, pendekatan konservatif masih tetap dipakai.

Analisis yang melibatkan kerusakan parah teras memerlukan informasi tambahan khusus, antara lain:

(1) Daftar semua sistem yang disediakan untuk beroperasi dalam kondisi BDBA;

(2) Mode aktivasi system yang tersedia (otomatis atau manual); (3) Rincian lokasi system instrumentasi dan kendali (I&C);

(4) Daftar sinyal yang dapat mempengaruhi perilaku kecelakaan; (5) Titik batas dan rentang operasi system I&C;

(6) Karakteristik rinci sistem yang dipertimbangkan

Pemahaman tentang kemampuan dan keterbatasan peralatan dalam kondisi kecelakaan parah sangat penting untuk dapat memodelkan sistem tersebut. Seringkali jika kondisi yang dianalisis melibatkan kerusakan teras yang serius, ketidakpastian menjadi semakin besar. Hal ini berbeda dengan pada saat teras masih utuh, ketidakpastian dapat dianalisis secara lebih realistis dan dikuantifikasi.