ketentuan-ketentuan keselamatan rancangan · pdf fileatau karena pelepasan material radioaktif...

DAFTAR ISI

BAB I PENDAHULUAN.................................................................................... 1

1.1. Tujuan Keselamatan.............................................................................. 3

1.2. Fungsi Keselamatan Dasar.................................................................... 3

1.3. Konsep Pertahanan Berlapis................................................................. 6

BAB II SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA PWR DAN BWR............. 1

2.1. Pendahuluan.......................................................................................... 1

2.2. Sistem Instrumentasi dan Kendali......................................................... 1

2.3. Sistem Pendinginan Teras Darurat (ECCS)........................................ 15

BAB III KLASIFIKASI KESELAMATAN STRUKTUR, SISTEM DAN

KOMPONEN............................................................................................... 19

3.1. Pendahuluan........................................................................................ 19

3.2. Prinsip Klasifikasi Keselamatan........................................................... 22

BAB IV KESELAMATAN REAKTOR RISET.................................................. 27

4.1. Pendahuluan........................................................................................ 27

4.2. Instrumentasi dan Kendali................................................................... 29

4.3. Sistem keselamatan Reaktor Riset...................................................... 29

4.4. Keselamatan Radiologis...................................................................... 31

BAB V PENUTUP........................................................................................... 33

DAFTAR PUSTAKA....................................................................................... 35

Reactor Safety System and Safety Classification

BAB IPENDAHULUAN

Pemanfaatan tenaga nuklir untuk maksud-maksud damai seperti untuk

sumber tenaga listrik membutuhkan jaminan keselamatan dalam tahap

perancangan, konstruksi, pengoperasian, serta dekomisioning. Perancangan

instalasi nuklir seperti pembangkit daya listrik harus berdasarkan pada tujuan,

konsep dan prinsip untuk menjamin keselamatan pada individu, masyarakat

dan lingkungan. Dasar-dasar keselamatan yang meliputi tujuan, konsep dan

prinsip tersebut harus sudah melekat sejak tahap perancangan maupun pada

tahap kontruksi, pengoperasian dan dekomisioning. Pencapaian dasar-dasar

kelamatan ditentukan oleh pelaksanaan ketentuan-ketentuan tentang

keselamatan perancangan, kontruksi, pengoperasian maupun dekomisioning

tersebut.

Keselamatan perancangan pembangkit daya nuklir mengikuti falsafah

dan pendekatan keselamatan secara umum. Hal ini sangat penting

diperhatikan tentang keselamatan dalam perancangan meliputi :

1) Tujuan keselamatan : umum, proteksi radiasi dan teknis;

2) Tujuan tersebut dapat dicapai dengan melaksanakan fungsi

keselamatan dasar seperti kendali reaktivitas, pemindahan panas

dari teras reaktor dan pengungkungan material radioaktif;

3) Penerapan untuk mencapai tujuan dan fungsi keselamatan dapat

dilakukan dengan konsep pertahanan berlapis ;

a) Memakai strategi yang efektif dalam mengkompensasi kegagalan

peralatan dan kesalahan manusia;

b) Mengimplementasikan beberapa tingkat proteksi termasuk

penghalang ganda untuk mencegah pelepasan material

radioaktif ke lingkungan;

- pencegahan kegagalan dan operasi abnormal melalui

rancangan yang konservatif dan berkualitas tinggi dalam

konstruksi dan pengoperasian;

Pusdiklat – BATAN 2004 1

Reactor Safety and Safety Classification

- kendali operasi abnormal dan deteksi kegagalan melalui

pengendalian, pembatasan dan sistem proteksi serta ciri-

ciri pemantaun lain;

- proteksi dan kendali kecelakaan dibawah tingkat

keparahan yang dipostulasikan dalam DBA (design basis

accident) melalui ciri keselamatan terekayasa dan

prosedur kecelakaan;

- kendali kondisi kecelakaan parah termasuk pencegahan

perkembangan kecelakaan dan mitigasi konsekuensi

kecelakaan parah tersebut melalui ukuran-ukuran dan

manajemen kecelakaan;

- mitigasi konsekuensi radiologi akibat pelepasan material

radioaktif yang bermakna atau off site mitigation melalui

tanggap kedaruratan nuklir.

c) Kemampuan dan kegunaannya tergantung pada implementasi di

dalam rancangan.

Pendekatan umum dalam perancangan untuk mencapai tujuan dan

fungsi keselamatan dilakukan melalui pendekatan deterministik yang

dilengkapi dengan evaluasi probabilistik. Pendekatan deterministik

diutamakan untuk ;

1) Menggunakan asumsi, methoda dan perhitungan yang konservatif;

2) Menghadapi sejumlah kejadian-kejadian yang dipostulasikan sesuai

kriteria perancangan dan sesuai sasaran secara radiologis;

3) Mampu berurusan dengan rangkaian kejadian BDBA (beyond

design basis accidents).

Sedangkan evaluasi probabilistik dimaksudkan sebagai bagian untuk

menentukan rancangan yang baik dengan keandalan yang tinggi. Dengan

demikian pendekatan keselamatan terintegrasi tersebut dimaksudkan untuk

mendapatkan keselamatan instalasi yang berkeandalan tinggi.

Pusdiklat – BATAN 20042


1.1. Tujuan Keselamatan

Dasar-dasar keselamatan meliputi tujuan dari keselamatan yang

secara umum adalah untuk memproteksi individu, masyarakat dan lingkungan

dari bahaya yang disebabkan oleh pendirian instalasi pembangkit daya nuklir

dan menjaga pertahanan yang efektif dalam instalasi untuk melawan bahaya

radiologis.

Tujuan proteksi radiasi adalah untuk menjamin bahwa semua paparan

radiasi kondisi pengoperasian dalam instalasi pembangkit listrik tenaga nuklir

atau karena pelepasan material radioaktif yang telah direncanakan dari

instalasi tersebut tetap dijaga dibawah batas yang telah diijinkan dan

serendah mungkin yang dapat dicapai serta dijamin termitigasi dari

konsekuensi kecelakaan yang terjadi.

Tujuan keselamatan teknis adalah untuk menerima ukuran-ukuran

praktis yang dapat dipikirkan untuk mencegah kecelakaan dalam instalasi

nuklir dan untuk memitigasi konsekuensi dari kecelakaan tersebut. Selain itu

pula untuk bisa menjamin dengan tingkat kepercayaan yang tinggi bahwa

untuk semua kecelakaan yang mungkin telah dipikirkan dalam perancangan

instalasi dengan tingkat probabilitas yang sangat rendah. Demikian pula

konsekuensi radiologis adalah minor dan dibawah batas yang diijinkan serta

dijamin bahwa kecelakaan dengan konsekuensi radiologis yang serius

sangatlah rendah.

1.2. Fungsi Keselamatan Dasar

Pencapaian tujuan keselamatan umum, proteksi radiasi dan

keselamatan teknis memerlukan fungsi-fungsi keselamatan yang mendasar.

Hal ini dilakukan dengan perancangan instalasi pembangkit listrik tenaga

nuklir yang menggunakan fungsi kendali reaktivitas yang berkaitan dengan

pengoperasian reaktor nuklir dimana pengendalian reaksi pembelahan inti

yang berantai harus bisa dilakukan. Pengendalian reaktivitas dilakukan

dengan sistem kendali reaktor dan sistem proteksi reaktor. Sistem kendali



reaktor dan sistem proteksi reaktor merupakan bagian terkait erat dengan

keselamatan instalasi dari sistem instrumenatsi dan kendali yang ada di

reaktor nuklir. Pemadaman reaktor (shut down) oleh karena suatu sebab

dapat dilakukan secara outomatis maupun manual dalam rangka

pengoperasian maupun tindakan keselamatan.

Panas hasil reaksi berantai tersebut harus bisa dipindahkan dan

dikonversikan ke dalam bentuk gerak mekanik dan selanjutnya bentuk listrik.

Proses pemindahan panas ke bentuk mekanik (berupa gerak putar sudu-sudu

turbin) dilakukan melalui sistem pendingin sekunder yang berbentuk uap.

Panas dari bahan bakar atau teras reaktor dipindahkan ke pendingin

sekunder melalui pendingin primer. Sebagai media pembawa panas

pendingin primer dapat berupa gas, air maupun metal cair tergantung jenis

reaktor daya yang dipergunakan.

Sebagian besar di dunia ini reaktor daya pembangkit listrik tenaga

nuklir mempergunakan air sebagai pendingin. Reaktor berpendingin air dapat

terdiri atas jenis reaktor berpendingin air ringan (H2O) dan berpendingin air

berat (D2O). Untuk jenis reaktor air ringan atau LWR (ligth water reaktor)

dapat meliputi tipe reaktor air bertekanan atau PWR (pressurized water

reaktor) dan reaktor air didih atau BWR (boiling water reaktor). Uap tekanan

tinggi yang dihasilkan BWR langsung bisa dipergunakan sebagai pemutar

sudu-sudu turbin. Sedangkan reaktor penelitian seperti jenis MTR dan TRIGA

juga mempergunakan air ringan sebagai pendingin reaktor. Disamping

sebagai pendingin reaktor, air tersebut juga difungsikan sebagai moderator

yaitu media penurun tenaga neutron menuju neutron termal yaitu tenaga

neutron yang diperlukan untuk reaksi berantai dengan uranium sebagai

bahan bakar fisil. Contoh gambar skematik reaktor daya jenis PWR dan BWR

dapat dilihat pada Gambar 1.



Air lautBatangkendali

Pressurizer

Pembangkit uap

Pemisah uap

Turbin tekananrendah

Pembangkitlistrik

Turbin tekanantinggi

KondensorPompa

sirkulasi

Pompapendingin

primer

Pompakondensat

Pompa airumpan

Pemanas airumpan

Pemanas airumpan

Bejana tekanreaktor

Teras reaktor

Ke Pembangkit uapyang lain

Pipa by passturbin

Gambar 1.a. Gambaran umum tentang reaktor daya jenis PWRBejana reaktor

Air laut

Pemisah uap

Turbin tekananrendah

Pembangkitl istrik

Turbin tekanantinggi

Kondensor Pompasirkulasi

Pompakondensat

Pompa airumpan

Pemanas airumpan

Pemanas airumpan

Pompasirkulasi

Pompa Jet

Pipa uap utama

Pipa air umpan

Pengering uap

Pemisah uap dan air

Batang kendali

Difuser

Teras reaktor

Pipa by passturbin

Gambar 1.b. Gambaran umum tentang reaktor daya jenis BWR

Hasil proses reaksi berantai selain panas juga material-material

radioaktif yang harus terkungkung agar tidak terlepas ke lingkungan. Proses

pengungkungan bertingkat berawal dari matrik bahan bakar dan kelongsong

bahan bakar, sistem pembatas tekanan atau sistem pendingin primer dan

bejana serta gedung pengungkung reaktor. Penahan fisik berlapis sebagai

penghalang ganda tersebut merupakan usaha untuk mempertahankan

material radioaktif tidak terlepas kelingkungan. Penghalang pertama adalah



kelongsong bahan bakar walaupun dalam rancangan bahan bakar dapat

dikatakan matrik bahan bakar dapat menjadi penghalang laju keluarnya

material radioaktif secara difusif. Namun secara pengungkungan tetap

kelongsonglah yang berperan utama penghalang pelepasan material

radioaktif tersebut.

1

2

3

Matrik dan kelongsongbahan bakar

Sistem pendingin primer/pembatas tekanan

Pengungkung

Gambar 2. Penahan fisik berlapis sebagai penghalang ganda dalam

instalasi pembangkit listrik tenaga nuklir.

Fungsi-fungsi keselamatan dasar terwujud dengan melaksanakan

penjagaan dan menghindari kegagalan fungsi penahan fisik tersebut.

Penjagaan dan menghindari kegagalan fungsi keselamatan dasar dilakukan

dengan menerapkan konsep pertahanan berlapis dalam disain reaktor nuklir.

1.3. Konsep Pertahanan Berlapis

Konsep pertahanan berlapis dimaksudkan untuk mencapai tujuan dan

fungsi keselamatan dari instalasi pembangkit listrik tenaga nuklir. Konsep

pertahanan berlapis sebagai falsafah keselamatan dilakukan dengan

menggunakan strategi yang efektif dalam mengkompensasi kegagalan

peralatan dan kesalahan manusia. Strategi tersebut meliputi beberapa

tingkatan tujuan, maksud dan implementasi dalam rancangan serta

kesuksesan yang diperoleh sesuai tujuannya ;



Tabel 1. Konsep pertahanan berlapis dan implementasi

LEVEL TUJUAN MAKSUD DAN IMPLEMENTASI

SUKSES

1 Mencegah kegagalan dan operasi tidak normal

Disain konservatif dan berkualitas tinggi dalam konstruksi dan operasi

Operasi berjalan normal

2 Kendali operasi tidak normal dan deteksi kegagalan

Pengendalian, pembatasan, dan sistem proteksi serta ciri-ciri pemantauan lain

Kegagalan terdeteksi, konsekuensi dapat diterima untuk kejadian operasional terantisipasi

3 Pengendalian kecelakaan dalam batas disain

Ciri-ciri keselamatan terekayasa, dan prosedur kecelakaan

Konsekuensi kecelakaan dapat diterima sesuai dasar disain

4 Pengendalian kondisi kecelakaan parah instalasi termasuk pencegahan dari perluasan kejadian dan mitigasi konsekuensi

Ukuran-ukuran pilihan dan manajemen kecelakaan

Kerusakan teras terbatasi dan integritas pengungkungan terjaga

5 Mitigasi konsekuensi radiologis pelepasan material radioaktif yang signifikan

Tanggap kedaruratan di luar kawasan instalasi nuklir

Pelepasan radioaktif kecelakaan terbatasi

Sedangkan dalam aktivitas pengoperasian reaktor strategi pertahanan

berlapis dapat di implementasikan dalam bentuk :

Tabel 2. Strategi dalam implementasi konsep pertahanan belapis dalam

pengoperasian

Level Strategi Implementasi dalam pengoperasian

1. Pencegahan Organisasi instalasi, pemilihan staf dan pelatihan

Prosedur operasi normal

Spesifikasi teknis

2. Pemantauan Program pengujian berkala

Program pemeliharaan preventif

Deteksi insiden dan analisis

3. Mitigasi Prosedur insiden dan kecelakaan

4. Manajemen kecelakaan

Prosedur kecelakaan diluar batas rancangan

Rencana kedaruratan internal (terkait dengan rencana kedaruratan eksternal)

5. Tanggap kedaruratan

Rencana kedaruratan eksternal



Halaman ini sengaja dikosongkan



BAB IISISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA PWR DAN BWR

2.1. Pendahuluan

Sistem keselamatan adalah sistem yang dirancang, dibuat serta

dioperasikan untuk memberikan jaminan keselamatan terhadap

pengoperasian reaktor nuklir dan dalam menghadapi kondisi operasional

terantisipasi maupun kondisi kejadian yang telah dipostulasikan (PIE) dalam

rancangan serta dapat memitigasi konsekuensi radiologis yang ditimbulkan

jika terjadi kecelakaan. Sistem keselamatan dapat dibedakan sesuai dengan

fungsi keselamatan dasar PLTN yaitu shut down reaktor, pendinginan dan

pengungkungan.

Sistem proteksi dimaksudkan untuk mencegah kondisi reaktor dari

penyimpangan diluar batas keselamatan dan jika batas keselamatan

dilampaui maka dapat memitigasi konsekuensinya. Konsekuensi paling besar

adalah pelepasan material radioaktif ke sistem primer atau sekunder maupun

ke pengungkung dan akhirnya bisa ke lingkungan. Sistem proteksi reaktor

termasuk sistem shut down reaktor dan termasuk sistem yang berefek ke

pengungkung seperti sistem pendingin teras darurat, isolasi pengungkung,

pengurangan tekanan pengungkung, sumber catu daya darurat dan

penyaringan udara. Semua sistem proteksi reaktor selain shut down reaktor

disebut sebagai ciri keselamatan terekayasa sebagai sarana tindakan

keselamatan teknis dalam PLTN. Sistem proteksi merupakan bagian dari

sistem instrumentasi dan kendali dalam PLTN.

2.2. Sistem Instrumentasi dan Kendali

Sistem intrumentasi merupakan bagian yang dapat memantau secara

terus menerus variabel dan sistem operasi yang menunjukan kondisi

operasional PLTN. Sedangkan kendali di sini mengandung arti bahwa

variabel-variabel tersebut dapat dikendalikan secara efisien dan selamat



sebagai sistem proses konversi dari tenaga nuklir ke tenaga listrik. Gambar 3

menunjukan secara umum blok diagram hubungan sistem proteksi reaktor

dan sistem instrumentasi untuk pengoperasian reaktor.

Instalasi Reaktor

Aktuator SistemOperasi Reaktor

Aktuator SistemProteksi Reaktor

InstrumentasiSistem Proteksi

InstrumentasiSistem Operasi

Reaktor

Sirkuit SistemKendali Operasi

Reaktor

Sirkuit LogikaSistem Proteksi

Reaktor

Tayangan(display)

Operator

Catu Daya Darurat

Catu Daya Darurat

Catu Daya Darurat

Gambar 3. Instrumentasi di dalam sistem operasi reaktor dan sistem proteksi

reaktor [digambar ulang dari ‘nuclear power reaktor instrumentation sistems”, handbookVol2,1974].

Kisaran kerja sistem instrumentasi dan kendali diperlukan dalam kondisi

operasi normal, dalam kejadian operasi terantisipasi, dalam kecelakaan

dasar rancangan maupun dalam kecelakaan parah suatu PLTN. Dengan

demikian status instalasi dapat dijamin perolehan informasinya.

Instrumentasi yang tersedia merupakan intrumentasi yang memantau

variabel-variabel yang dapat mempengaruhi pada proses reaksi pembelahan

inti bahan bakar di teras reaktor, integritas teras reaktor, sistem pendinginan

dan pengungkungan serta untuk mendapatkan data instalasi untuk keandalan

dan keselamatan operasinya. Dengan demikian sistem instrumentasi dan

kendali merupakan wahana yang mampu untuk : mendapatkan data

pengoperasian reaktor, memberikan sinyal untuk pengendalian proses

operasi reaktor, serta memberikan sinyal permulaan untuk tindakan proteksi

untuk keselamatan reaktor.

Pada saat operasi normal (start up, operasi dan shut down reaktor),

instrumentasi sistem operasi reaktor memberikan pantauan dalam rangka

untuk kendali reaktor melalui sirkuit sistem kendali operasi reaktor untuk



mengawali perintah pengendalian operasi pada aktuator sistem operasi

reaktor. Sedangkan instrumentasi sistem proteksi reaktor memberikan

pantauan dalam rangka tindakan keselamatan melalui sirkuit logika sistem

proteksi reaktor untuk mengawali perintah berupa proteksi reaktor. Pantauan

oleh instrumentasi sistem operasi maupun dalam rangka tindakan

keselamatan di tayangkan sebagai data pengoperasian dan kendali operasi

maupun pengawalan tindakan keselamatan melalui sistem proteksi reaktor.

Dengan demikian operator dapat melaksanakan pengoperasian secara

interaktif terhadap aktuator sistem operasi reaktor maupun untuk melakukan

tindakan keselamatan melalui sistem proteksi reaktor.

Fungsi sistem proteksi reaktor untuk dapat memberikan tindakan awal

secara otomatis pengoperasian sistem yang diperlukan termasuk sistem shut

down reaktor. Tujuan fungsi sistem proteksi tersebut di maksudkan untuk

menjamin batas yang dispesifikasikan oleh rancangan tidak dilewati dan

hasilnya merupakan kejadian pengoperasian terantisipasi. Fungsi selanjutnya

adalah untuk dapat mendeteksi adanya kecelakaan dasar rancangan dan

memulai pengoperasian sistem yang diperlukan untuk membatasi

konsekuensi kecelakaan tersebut di dalam batas-batas rancangan. Fungsi

lain adalah mampu membaca situasi tindakan tidak aman sistem kendali

reaktor ( misal periode pengangkatan batang kendali dari teras reaktor yang

terlalu cepat dalam start up reaktor).

Dalam hal kejadian kegagalan catu daya utama reaktor harus tetap

bisa di padamkan. Dengan demikian aktuator sistem proteksi dan

instrumentasi sistem proteksi serta tayangan dalam rangka menjamin

keselamatan secara utuh harus dilengkapi dengan catu daya darurat.

2.2.1. Shut down

Shut down reaktor merupakan bagian dari sistem proteksi yang

dimaksudkan untuk pengurangan reaktivitas. Shut down dilakukan dengan

menyisipkan batang kendali di dalam teras reaktor yang berisi bahan bakar.



Ada tipe reaktor yang dilengkapi dengan larutan racun (penyerap) neutron

seperti larutan Boron. Penyisipan secara cepat disebut juga pancung (scram)

reaktor atau trip reaktor digunakan untuk tindakan keselamatan atau proteksi

reaktor. Kemampuan shut down reaktor dilaksanakan dengan

mengimplementasikan proses kendali reaktivitas melalui sistem instrumentasi

dan kendali.

Tindakan keselamatan terkait dengan shut down reaktor berupa

proteksi reaktor melalui pancung atau trip reaktor yang dapat disebabkan oleh

beberapa kejadian tidak normal dan dapat mengakibatkan kondisi darurat

serta memberikan sinyal shut down pada sistem proteksi reaktor. Kondisi

darurat tersebut dapat meliputi kondisi tidak normal yang melewati batas

operasi atau spesifikasi rancangan. Kondisi tidak normal dapat meliputi :

- ketidak normalan atas perubahan reaktivitas atau distribusi daya dalam

teras reaktor (penarikan batang kendali keluar dari teras reaktor saat start

up atau operasi untuk PWR dan BWR, khusus PWR dapat pula terjadi

batang kendali jatuh dan salah posisi dan ketidak-normalan pelarutan

Boron pada air pendingin reaktor);

- ketidak normalan dalam perubahan pembangkitan panas atau kondisi

pendinginan teras (PWR : kehilangan sebagian aliran pendingin reaktor,

kesalahan dimulainya shut down untai sistem pendingin reaktor,

kehilangan catu daya listrik utama, kehilangan aliran air umpan pendingin

utama, kenaikan tidak normal beban uap, ketidak normalan penurunan

tekanan sistem pendingin sekunder, catu air ke pembangkit uap

berlebihan; BWR : kehilangan sebagian aliran pendingin reaktor,

kesalahan dimulainya shut down untai sistem pendingin reaktor,

kehilangan catu daya listrik utama, kehilangan aliran pemanas air umpan,

kesalahan fungsi sistem kendali aliran pendingin reaktor) ;

- ketidak normalan atas perubahan tekanan atau pengumpulan pendingin

reaktor (PWR : kehilangan beban, ketidak-normalan penurunan tekanan

sistem pendingin reaktor, kesalahan start up sistem pendinginan teras

darurat selama operasi daya; BWR :kehilangan beban, penutupan katup



isolasi uap utama dengan kesalahan, kegagalan sistem kendali air umpan,

kegagalan sistem kendali tekanan reaktor, kehilangan total aliran air

umpan ).

Ketidak normalan atas perubahan dalam pengoperasian tersebut

disebut sebagai transien. Ketidak normalan atas perubahan yang dapat

diantisipasi dan kembali kekondisi aman disebut kondisi transien operasi

terantisipasi. Kondisi tidak normal yang dapat diantisipasi ditunjukan dalam

tindakan pancung reaktor untuk shut down reaktor. Tindakan keselamatan

berupa shut down reaktor atau trip reaktor akibat ketidak normalan tersebut di

atas dapat dilihat dalam Gambar 4.

Kreteria keselamatan reaktor dipenuhi agar tidak terjadi kerusakan

teras dan mampu kembali ke kondisi operasi normal. Hal ini dikreteriakan

secara khusus dengan tidak tercapainya DNBR minimum (departure from

nucleate boiling) atau DNBR harus tetap di atas batas yang diijinkan,

kelongsong bahan bakar tidak mengalami kerusakan, entalpi bahan bakar di

bawah batas nilai yang diijinkan, tekanan dalam sistem pembatas tekanan

pendingin reaktor tidak melewati nilai batas yang diijinkan.

2.2.2. Pendinginan

Tipe reaktor daya dengan media air sebagai pendingin reaktor seperti

PWR dan BWR, merupakan tipe reaktor yang memanfaatkan uap air sebagai

penggerak turbin pembangkit listrik. Sistem instrumentasi tipe reaktor tersebut

dipengaruhi oleh proses perubahan tenaga nuklir yang dikonversikan ke

tenaga listrik melalui media air. Dengan demikian sifat pendingin air secara

termalhidroulika maupun neutronik penting sebagai bagian dari proses yang

harus bisa dioperasikan dan dikendalikan oleh sistem instrumentasi dan

kendali reaktor. Pengoperasian dan pengendalian daya maupun pendinginan

dalam operasi reaktor selalu harus dipantau oleh sistem instrumentasi dan

kendali.



BWR ↓ PWR

Tekanan reaktor naik →Level air reaktor turun →Jumlah neutron naik →Piranti pemantau neutron tidak

bekerja

→ Sinyal shut down reaktor

bekerja

← Jumlah neutron naik← Laju perubahan dalam jumlah neutron

naik← Pendingin primer mendidih← Daya termal lebih besar dari kapasitas

pendinginan oleh pendingin primerTekanan bejana pengungkung

reaktor naik

→ ↓ ← Tekanan reaktor naik

Katup isolasi uap utama

menutup→

Katup penghenti uap utama

turbin menutup

→

Katup kendali turbin menutup

secara cepat

→

Semua batang kendali

tersisipkan ke teras reaktor

← Tekanan reaktor turun

← Aliran pendingin primer berkurang← Katup penghenti uap utama turbin

menutup

Radioaktivitas dalam jalur uap

utama naik

→ ↓ ← Level air di pembangkit uap turun

Level air naik pada elemen

sistem tekanan mekanisme

batang kendali

→

Penambahan percepatan seismik →

Batang kendali menyerap

neutron & daya reaktor

turun secara tajam

← Level air pressurizer turun← Penambahan percepatan seismik

Shut down manual oleh operator → ↓ ← Sistem pendingin teras darurat bekerjaReaksi berantai berhenti ← Shut down manual oleh operator

Gambar 4. Skema kondisi transien operasi terantisipasi dengan tindakan

keselamatan shut down reaktor.

2.2.2.1. Sistem Instrumentasi dan kendali di PWR

Di PWR instrumentasi dalam operasi normal untuk mengetahui

perubahan : daya reaktor, temperatur pendingin primer dan atau daya

pembangkitan listrik. Pada sistem primer untuk mengetahui perubahan

tekanan dan level air pressurizer dan atau temperatur pendingin primer (sisi

masuk/dingin dan keluar/panas ), laju alir pendingin primer (sisi keluar

pembangkit uap dan sisi dingin maupun sisi panas bejana tekan).

Instrumentasi pada sistem sekunder memantau proses untuk mengetahui

perubahan di pembangkit uap : level air, laju alir uap dan tekanan dalam pipa

uap utama. Pada bagian turbin instrumentasi untuk memantau tekanan

keluaran dari turbin tekanan tinggi.



Intrumentasi di teras reaktor di bagi menjadi dua; intrumentasi di luar

teras dan instrumentasi di dalam teras. Instrumentasi diluar teras untuk

memantau fluk neutron atau daya reaktor dipasang di sekitar bagian luar

bejana tekan. Komponen utama adalah detektor-detektor; detektor kisaran

sumber neutron untuk pemantauan kondisi start up reaktor, detektor kisaran

daya menengah untuk pemantauan reaktor selama start up sampai operasi

normal, detektor kisaran daya untuk pemantauan reaktor selama operasi

normal. Sedangkan instrumentasi di dalam teras reaktor dapat meliputi

instrumentasi untuk : memantau distribusi fluk neutron atau daya reaktor dan

memantau temperatur pendingin primer dibgian atas teras reaktor.

Sistem kendali reaktor daya PWR dapat meliputi pengendalian reaktor

melalui kendali : daya reaktor menggunakan batang kendali dan larutan

Boron, tekanan sistem primer, level air pembangkit uap dan tekanan turbin

pada sistem sekunder.

Batang kendali diperlukan untuk pengendalian daya reaktor atau

panas yang secara tidak langsung kendali temperatur pendingin primer

dengan mengatur posisi batang kendali dan membandingkan temperatur

pendingin primer rerata dan sesungguhnya. Batang kendali juga diperlukan

untuk merubah reaktivitas dalam jangka pendek disebabkan kondisi operasi

termasuk daya dan temperatur. Larutan Boron diperlukan untuk pengendalian

daya dengan perubahan reaktivitas saat start up dan shut down melalui

injeksi larutan Boron ke dalam sistem primer.

Pengendalian level air pada pembangkit uap dalam kisaran yang

diijinkan dengan pengaturan katup kendali air umpan utama pembangkit uap.

Sedangkan untuk untuk menjaga tekanan sistem sekunder pada kisaran

konstan dengan menggunakan katup kendali uap turbin dan katup potong

cepat (by pass) turbin.

Selain untuk kondisi operasi normal maka untuk kondisi tidak normal

dan atau kecelakaan sistem instrumentasi dan kendali diperlukan agar dapat

mencegah perkembangan kejadian yang tidak normal tersebut dan



meminimalkan pengaruh-pengaruhnya. Instrumentasi dan kendali juga

diperlukan untuk mengukur atau memantau material radioaktif dan radiasi

diluar instalasi PLTN. Dalam instrumentasi dan kendali tersebut dibagi dua

kelompok yaitu : instrumentasi dan kendali untuk sistem proteksi reaktor dan

instrumentasi untuk sistem fasilitas keselamatan terekayasa. Dengan adanya

sistem instrumentasi dan kendali terkait dengan kedua sistem keselamatan

tersebut maka diharapkan jika terjadi salah satu dari mereka gagal yang lain

akan berfungsi.

Jika terjadi ketidak normalan pengoperasian yang akan dapat

menyumbangkan kerusakan pada batang bahan bakar, maka sistem proteksi

reaktor akan bekerja dan semua batang kendali tersisipkan kedalam teras

reaktor secara cepat atau pancung reaktor sehingga reaktor shut down.

Sistem fasilitas keselamatan terekayasa dirancang untuk dapat

memitigasi pengaruh dari suatu kecelakaan yang meliputi sistem pendinginan

teras darurat (emergency core cooling sistem, ECCS) dan fasilitas

pengungkungan reaktor. Kedua sistem instrumentasi dan kendali pada ECCS

dan fasilitas pengungkungan reaktor terpisah dari sistem instrumentasi dan

kendali yang lain. Hal ini untuk memperkecil pengaruh kegagalan dari yang

satu ke yang lainnya.

Sistem instrumentasi dan kendali lain adalah yang terkait dengan

masalah pemantauan tingkat radiasi. Sistem instrumentasi dan kendali ini

mengukur atau memantau radiasi pada berbagai titik di dalam tapak atau

lokasi instalasi dan mengirimkan sinyal hasil pantauan atau pengukuran ke

sistem pengendali. Jika ada pelepasan material radioaktif keluar diukur dan

dipantau sehingga tidak melewati batas yang diperbolehkan atau sebaik-

baiknya.

2.2.2.2. Instrumentasi dan kendali di BWR



Fungsi sistem proteksi dan kendali serta pemantauan pada sistem

instrumentasi dan kendali di BWR dipersiapkan untuk dapat memberikan

pelayanan reaktor saat start up, operasi dan shut down yang aman. Sistem

instrumentasi dipasang pada titik-titik penting di isntalasi PLTN. Sistem

instrumentasi dirancang untuk dapat mengukur atau memantau temperatur,

tekanan, laju alir, level air dan lain-lain sedemikian hingga masih dalam batas-

batas operasi normalnya. Perubahan kondisi setiap saat dari daya reaktor

dipantau melalui pemantauan fluk neutron di dalam teras reaktor yakni oleh

pemantau fluk neutron kisaran sumber untuk selama start up, pemantau fluk

neutron kisaran tingkat daya menengah untuk pemantauan selama start up

hingga normal operasi, dan pemantau fluk neutron untuk pemantauan kisaran

daya untuk pemantauan sewaktu operasi normal. Pada bejana tekan reaktor

yang perlu dipantau adalah : tekanan, level air, temperatur dan kemungkinan

adanya kebocoran pada bagian atas bejana atau di bagian flange.

Pemantauan laju alir uap dan air umpan dilakukan untuk mengetahui

perubahan yang terjadi pada bagian air umpan ke bejana tekan dan jalur uap

utama dari bejana tekan.

Sistem kendali reaktivitas dengan menggunakan batang kendali di

BWR di atur menggunakan sistem hidrolik. Pemantauan atas beda tekanan

antara tekanan air untuk menggerakan batang kendali dan tekanan dalam

reaktor sangat penting untuk keselamatan dan keandalan pengoperasian

fungsi sistem batang kendali di BWR. Demikian pula pemantauan

temperature, posisi batang kendali, tekanan luaran pompa air penggerak

batang kendali, tekanan nitrogen pada akumulator pancung reaktor (bejana

yang menyediakan tekanan tinggi nitrogen untuk memberikan gerakan

penyisipan batang kendali saat pancung atau scram reaktor), level air pada

volume bejana dari sistem penyedia tekanan air penambahan (wadah air

pelepasan dari bejana tekanan reaktor sewaktu batang kendali disisipkan

secara cepat untuk pancung reaktor).

Instrumentasi diperlukan pula dalam beda tekanan masuk dan keluar

serta jumlah rotasi pompa sirkulasi utama, laju alir dan temperatur pendingin.



Demikian juga instrumentasi diperlukan untuk memantau daya pembangkit

listrik. Sedangkan dalam rangkan pengendalian di BWR secara umum yang

diperlukan adalah : sistem pengendalian tekanan pada tekanan teras reaktor

agar konstan melalui sistem kendali bypass turbin yakni pengendalian katup

kendali uap turbin dan katup bypass turbin; sistem kendali level air yang

mengendalikan air umpan masuk ke dalam kolam reaktor; sistem kendali

daya reaktor melalui sistem kendali posisi batang kendali dan sistem kendali

sirkulasi kembali aliran pendingin. Daya reaktor dikendalikan oleh sistem

sirkulasi ulang aliran dengan pompa sirkulasi. Sirkulasi kembali aliran ke

dalam reaktor dikendalikan dengan mengatur perputaran pompa dan laju alir

atau dengan kata lain merubah rapat jenis air sebagai moderator neutron dari

perubahan temperature air yang terjadi. Dengan demikian perubahan dan

penjagaan distribusi daya direaktor tetap dapat dilakukan secara terkendali.

Selain itu daya reaktor juga dikendalikan melalui pengaturan penyisipan

batang kendali di dalam teras reaktor. Proses pengendalian daya ini

dilakukan dalam rangka perubahan drastic daya reaktor seperti kondisi start

up, shut down maupun pancung raktor.

Sistem instrumentasi dan kendali lain dapat meliputi sistem

instrumentasi untuk pemantauan radiasi dan sistem kendali berupa sistem

instrumentasi dan kendali proteksi keselamatan. Sistem pemantauan radiasi

mengukur atau memantau radiasi pada titik-titik ukur di dalam tapak atau

lokasi instalasi dan mengirimkan sinyal ke sistem pengendalian. Material

radioaktif jika ada yang keluar dari instalasi diukur atau dipantau sesuai batas

yang diperbolehkan atau sebaik-baiknya. Sistem intrumentasi dan kendali

proteksi keselamatan di rancang untuk dapat mencegah kejadian tidak normal

yang dapat merusak keselamatan reaktor. Jika terjadi kejadian tidak normal

maka sistem instrumentasi dan kendali proteksi keselamatan dapat

memproteksi reaktor secara aman dan menghilangkan kejadian tidak normal

tersebut.



Selain untuk mencegah kejadian tidak normal sistem instrumentasi dan

kendali reaktor juga dirancang untuk dapat mencegah perkembangan lebih

lanjut dari kejadian tidak normal atau kecelakaan dan jika terjadi maka dapat

meminimalkan pengaruhnya atau memitigasi konsekuensinya. Sistem

pencegahan dan mitigasi kecelakaan ini dapat dikelompokan menjadi dua

yaitu sistem shut down reaktor untuk kondisi darurat dan sistem fasilitas

keselamatan terekayasa. Kedua sistem ini terpisah dari sistem instrumentasi

dan kendali yang lain untuk dapat memberikan watak ketidakgayutan sistem

(independence) sebanyak mungkin sehingga diharapkan tidak dipengaruhi

oleh kegagalan dari yang lain. Jika terjadi ketidak normalan pengoperasian

dan kondisi dalam keadaan darurat maka dapat menjadikan bahan bakar

mengalami kerusakan. Dalam hal ini diperlukan shut down reaktor dengan

menyisipkan semua batang kendali ke dalam teras reaktor secara cepat.

Seandainya kecelakaan terjadi maka sistem fasilitas keselamatan terekayasa

dirancang untuk dapat memitigasi pengaruh dari kecelakaan tersebut. Sistem

mitigasi kecelakaan tersebut meliputi sistem pendinginan teras darurat atau

ECCS dan fasilitas pengungkungan reaktor.

Kecelakaan sangatlah jarang terjadi relatif dibanding dengan transien

atau kejadian tidak normal selama operasi normal. Kecelakaan pada PLTN

dapat berdampak luas pada instalasi maupun lingkungan masyarakat

disekitarnya. Dengan kejadian yang dipostulasikan atau mengasumsikan

kecelakaan yang mungkin terjadi maka diharapkan dalam rancangan PLTN

dapat menyediakan sistem keselamatan terekayasa yang menjamin

keselamatan yang tinggi. Kecelakaan postulasi yang dilibatkan dalam

perancangan PLTN dianalisis untuk menentukan derajat keselamatan yang

terpasang di rancangan suatu PLTN. Beberapa kecelakaan yang

dipostulasikankan dapat meliputi kecelakaan terkait dengan kejadian awal

seperti tercantum dalam Tabel 3.

Kriteria yang perlu dikonfirmasikan dalam rancangan PLTN sesuai

dengan kejadian kecelakaan yang dipostulasikan dapat meliputi :



1. Tidak ada keraguan terhadap teras meleleh maupun tidak ada

keraguan terhadap kerusakan teras yang serius;

2. Tidak ada kerusakan berlanjut atau kedua yang dapat

menyebabkan kondisi tidak normal tambahan dalam proses

kejadian kecelakaan;

3. Penghalang fisik dapat memblokir pelepasan material radioaktif

sebaik rancangannya.

Sesuai dengan maksud untuk keselamatan maka untuk mencapai ketiga

kriteria tersebut adalah dengan menjaga agar dalam proses kejadian

kecelakaan :

- teras tidak inginkan untuk rusak secara serius dan dapat didinginkan

secara penuh;

- entalpi bahan bakar tidak melewati batas spesifikasi;

- tekanan dalam pembatas tekanan pendingin reaktor tidak melewati yang

diperbolehkan;

- tekanan dalam bejana pengungkung reaktor lebih rendah dari tekanan

maksimum yang dipergunakan;

- tidak ada paparan radiasi yang serius ke masyarakat.

Tabel 3. Kumpulan kecelakaan yang dapat terjadi dan diasumsikan dalam

rancangan PLTN (PWR dan BWR)

No. Tipe kecelakaan Kejadian awalPWR BWR

1. Kehilangan

pendinginan atau

perubahan

pendinginan teras

yang sangat

serius

- LOCA

- LOFA (loss of flow

accident)

- pompa pendingin

reaktor trip

- pipa air umpan

utama pecah

- pipa uap utama

pecah

- LOCA

- LOFA (loss of flow

accident)

- pompa pendingin

reaktor trip



2. Perubahan cepat

daya reaktor atau

pemasukan

reaktivitas positif

secara tidak

normal

- pengeluaran batang

kendali dari teras


kendali dari teras

3. Pelepasan

material radioaktif

ke lingkungan

secara tidak

normal

- kegagalan fasilitas

pembuangan gas

radioaktif

- tabung pembangkit

uap pecah

- perangkat bahan

bakar jatuh

- LOCA


kendali dari teras

- kegagalan fasilitas

pembuangan gas

radioaktif

- perangkat bahan

bakar jatuh

- LOCA


kendali dari teras

4. Ketidaknormalan

perubahan

tekanan

pengungkung

reaktor atau

atmosfir reaktor

- LOCA

- Pembangkitan gas

dapat bakar

- LOCA

- Pembangkitan gas

dapat bakar

- Pembangkitan

beban dinamik

2.2.3. Pengungkungan

Reaktor tipe PWR mempunyai pengungkung sebagai fungsi dasar

keselamatan. Fasilitas pengungkungan tersebut dirancang untuk mengurangi

jumlah kebocoran ke lingkungan sampai pada level terendah. Hal ini

disiapkan jika uap yang dilepaskan ke bejana pengungkung akibat dari

kejadian pecahnya pipa sistem primer atau LOCA, mengandung material



radioaktif. Komponen utama dari fasilitas pengungkungan adalah : bejana

pengungkung untuk menahan atau mengurung material radioaktif, sistem

penyemprotan untuk mendinginkan uap dan memindahkan material

radioaktifnya untuk turun ke bawah, sistem pembersih udara dari material

radioaktif sebelum dikeluarkan lewat cerobong udara ke luar.

Sistem pengungkungan di PLTN dimaksudkan memproteksi

lingkungan dari pelepasan yang tidak terkontrol, tidak terkecuali jika terjadi

kecelakaan seperti LOCA. Pemantauan oleh sistem instrumentasi di BWR

adalah temperature, tekanan, kosentrasi gas hydrogen dan oksigen di dalam

bejana pengungkung serta pemantau kebocoran pendingin dari pembatas

tekanan pendingin reaktor. Selama kejadian yang dipostulasikan seperti

LOCA maupun adanya pembebasan tekanan oleh katup keselamatan, maka

penggembosan tekanan akan memberikan tekanan tambahan pada sistem

pengungkungan karena beban massa dan tenaga yang dibebaskan tersebut.

Penurunan tekanan secara cepat pada fasilitas atau sistem pengungkungan

diperlukan dan dicirikan secara bermakna dengan adanya kondensasi uap di

kolam air. Kolam air akan menyerap uap yang dibebaskan dan

mengkondensaikannya. Untuk dapat memberikan penurunan di dalam sistem

pengungkungan maka BWR dilengkapi dengan apa yang disebut sebagai

kolam penekan (suppression pool). Instrumentasi yang diperlukan dalam

kaitan dengan fungsi kolam penekan adalah instrumentasi untuk pemantauan

level air dan temperature air kolam tersebut.

Pengungkungan di reaktor tipe BWR mempunyai perbedaan dengan

PWR seperti yang disebut di atas, yaitu di lengkapi kolam penekan sebagai

penurun tekanan pengungkung. Fungsi fasilitas pengungkungan reaktor

dirancang sama seperti di PWR yaitu untuk menurunkan sejumlah kebocoran

ke lingkungan ke tingkat yang cukup rendah jika uap yang mengandung

material radioaktif dilepaskan ke bejana pengungkung reaktor dalam kejadian

LOCA pada pipa dan lainnya yang terhubung dengan bejana tekan reaktor.

Komponen utama fasilitas pengungkungan dapat meliputi : bejana

pengungkung reaktor yang akan menampung material radioaktif jika terjadi



kecelakaan; sistem pendingin bejana pengungkung reaktor dengan

semprotan untuk mendinginkan uap terbebaskan sehingga dapat turun dan

memindahkan bagian material radioaktifnya; sistem pengendali gas dapat

bakar untuk mencegah pembakaran gas hydrogen dan oksigen yang

dibangkitkan di dalam bejana pengungung reaktor; kolam penekan untuk

mengekang kenaikan tekanan di dalam bejana pengungkung reaktor; dan

sistem perlakuan gas atau udara dari gedung reaktor yang akan di buang

lewat cerobong.

2.3. Sistem Pendinginan Teras Darurat (ECCS)

Kecelakaan di PLTN merupakan kejadian tidak normal saat operasi dan

tidak terantisipasi oleh sistem proteksi reaktor. Kecelakaan dasar rancangan

merupakan kecelakaan yang diperkirakan dalam rancangan dan di daftar

sebagai PIE untuk maksud penyetelan kondisi batas sesuai dengan struktur,

sistem dan komponen penting untuk keselamatan. Sebagai tanggapan atas

kejadian dari salah satu PIE maka pengawalan tindakan sistem keselamatan

secara otomatis yang diperlukan dalam rangka mencegah kecelakan berlanjut

menjadi semakin parah dan memitigasi konsekuensinya yang mungkin dapat

mengancam pada tingkat pertahanan berikutnya. Waktu tindakan sangatlah

penting berkaitan dengan kecepatan perkembangan dari kecelakaan. Jika

tindakan yang cepat tidak diperlukan maka tindakan secara manual dapat

dilakukan dengan pertimbangan kecukupan waktu dan prosedur yang

memadai (administrasi, operasi dan darurat) dan keandalan tindakan

tersebut.

Seperti yang telah disebutkan di atas bahwa sistem pendinginan teras

darurat merupakan sistem fasilitas keselamatan yang terekayasa. Sistem ini

dirancang untuk menghadapi PIE seperti LOCA sehingga dapat memberikan

kemampuan mitigasi konsekuensi atas kejadian kecelakaan tersebut. Hal ini

diperlukan guna mendinginkan teras secara cukup pada kejadian kecelakaan

sehingga dapat meminimalkan kerusakan bahan bakar dan membatasi



pelepasan produk reaksi pembelahan dari bahan bakar. Pendinginan tersebut

harus dapat menjamin :

- membatasi parameter untuk integritas bahan bakar atau kelongsong

bahan bakar seperti temperature tidak melewati nilai yang dapat diterima

untuk kecelakaan batas rancangan atau yang dikriteriakan dalam

rancangan;

- membatasi reaksi kimia yang mungkin sampai tingkat yang dapat diterima;

- perubahan dalam bahan bakar dan struktur internal tidak mengurangi

efektifitas maksud pendinginan teras darurat secara bermakna;

- cukup waktu untuk pendinginan teras.

Suatu contoh Implementasi ketentuan tersebut di atas memberikan

kreteria penting untuk keselamatan terkait dengan peristiwa LOCA dengan

memfungsikan ECCS yaitu :

- teras tidak diinginkan rusak tapi didinginkan secara penuh dan kriteria

khusus (seperti temperatur kelongsong maksimum tidak lebih dari 1200 oC, ketebalan lapisan film oksida pada kelongsong tidak lebih dari 15 %

ketebalan kelongsong bahan bakar )

- jumlah pembangkitan hidrogen saat kelongsong dan material struktur

bereaksi cukup kecil untuk memblokir hidrogen terbakar (jumlah oksidasi

kelongsong bahan bakar kurang 1 % dari seluruh kelongsong bahan bakar

yang ada)

- deformasi bahan bakar yang terjadi tidak mengganggu perpindahan panas

sisa dalam periode yang cukup lama.

2.3.1. ECCS PWR

ECCS merupakan sistem yang dirancang di PWR untuk dapat

menginjeksikan larutan Boron sebagai racun atau penyerap neutron ke dalam

teras reaktor. Hal ini dilakukan untuk menghindari kerusakan batang bahan

bakar oleh karena suatu kecelakaan akibat keluarnya air pendingin dari teras



reaktor seperti pecahnya pipa atau di sebut sebagai kecelakaan kehilangan

air pendingin (loss of coolant accident, LOCA). Injeksi air pendingin

mengandung larutan Boron ini juga dapat dikatakan sebagai penambahan air

ke sistem primer (make up). ECCS di PWR meliputi sistem injeksi tekanan

tinggi, sistem injeksi dari akumulator, dan sistem injeksi tekanan rendah

(sistem pemindah panas berlebih).

Tangki air injeksi

Larutan asamboron

Akumulator

Wadahpensirkulasi ulang

pada bejanapengungkung

Pompa injeksitekanan tinggi

Pompa injeksitekanan rendah

Bejana tekanreaktor

Bejanapengungkung

reaktor

Gambar 5. Sistem pendinginan teras darurat sebagai sistem keselamatan

terekayasa pada PWR (diagambar ulang dari [5]).

2.3.2. ECCS BWR

ECCS dirancang di BWR untuk dapat menginjeksikan air secukupnya

ke dalam reaktor jika adanya suatu kejadian kecelakaan (misal : kehilangan

air pendingin akibat pecahnya pipa dan lainnya yang terhubung dengan

bejana tekan reaktor dan menyebabkan level air reaktor berkurang) yang

akan menyebabkan batang bahan bakar mengalami kerusakan. ECCS

mempunyai kemampuan otomatis menginjeksikan air ke dalam reaktor dalam

kasus level air menurun dan terdiri atas 4 sistem. ECCS dapat terdiri atas : 1)



sistem penyemprot teras dengan tekanan tinggi, 2) sistem penyemprot teras

reaktor dengan tekanan rendah, 3) sistem injeksi pendingin tekanan rendah

dan 4) sistem penurun tekanan secara otomatis yang menyertai selama

injeksi air dengan menurunnya tekanan reaktor.

Batangkendali

Tankippenyimpankondensat

Pompapenyemprot

tekanan tinggi

Pompapenyemprot

tekanan rendah

Pompa injeksipendingin

tekanan rendah

Tanki Katupkeselamatan relief

uap utama

1

23

4

Air kolam penekan

Bejana pengungkungreaktor

Bejana tekan reaktor

Gambar 6. Sistem pendinginan teras darurat sebagai sistem keselamatan

terekayasa pada BWR (diagambar ulang dari [5]).



BAB IIIKLASIFIKASI KESELAMATAN STRUKTUR, SISTEM DAN

KOMPONEN

3.1. Pendahuluan

Pada instalasi PLTN pengelompokan struktur, sistem dan komponen

(SSK) perlu untuk diidentifikasi dan diklasifikasikan. Secara umum

pengelompokan SSK dapat dibedakan terkait atau penting untuk keselamatan

dan SSK tidak terkait dengan keselamatan. Semua SSK termasuk perangkat

lunak untuk instrumentasi dan kendali yang penting untuk keselamatan

diidentifikasi dan diklasifikasikan berdasarkan fungsi keselamatan dan

memperhatikan kepentingannya untuk keselamatan instalasi. SSK di

dirancang, dikonstruksi dan dijaga untuk mencapai kualitas dan keandalan

yang sesuai dengan klasifikasi keselamatannya. Metoda klasifikasi SSK yang

penting untuk keselamatan terutama melalui metoda deterministik yang

dilengkapi dengan metoda probabilistik dan keputusan para pakar keteknikan

dengan memperhatikan beberapa hal berikut :

1. Fungsi keselamatan yang dilakukan oleh SSK;

2. Konsekuensi kegagalan SSK dalam melakukan fungsinya;

3. Probabilitas fungsi keselamatan yang dilakukan oleh SSK selagi

diminta untuk berfungsi;

4. Waktu yang menyertai PIE atau periode yang dilalui PIE yang akan

dilakukan oleh SSK selagi diminta untuk berfungsi.

Dalam rancangan PLTN perlu diperhatikan pula bahwa terjadinya kegagalan

sistem yang diklasifikasikan lebih rendah tidak akan menyebar atau

mempengaruhi ke sistem yang diklasifikasikan lebih tinggi.

Klasifikasi keselamatan dalam hal ini mengandung arti bahwa

pengelompokan SSK di dalam instalasi nuklir didefinisikan sesuai dengan

fungsi keselamatan SSK untuk keselamatan instalasi nuklir tersebut. Fungsi



keselamatan dari SSK merupakan perwujudan pencapaian tujuan

keselamatan yang meliputi keselamatan proteksi radiasi dan keselamatan

teknis.

Fungsi keselamatan proteksi radiasi suatu SSK adalah kemampuan

SSK tetap bisa menjamin dalam kondisi operasi normal bahwa paparan

radiasi di dalam instalasi nuklir maupun akibat pelepasan material radioaktif

dari dalam instalasi nuklir, terjaga tetap rendah serta dibawah batas yang

diperbolehkan dan mampu memitigasi penyebaran paparan radiasi akibat dari

suatu kecelakaan.

Fungsi keselamatan teknis SSK adalah kemampuan teknis SSK

dalam;

1. Mencegah kecelakaan di dalam instalasi nuklir dengan

derajat kepercayaan yang tinggi;

2. Menjamin bahwa konsekuensi radiologis jika ada minor (kecil

sekali) untuk semua kecelakaan dasar desain dan dalam

batas-batas yang diperbolehkan;

3. Menjamin bahwa tidak ada konsekuensi radiologis yang

serius untuk semua kecelakaan parah yang ditujukan pada

desain;

4. Menjamin bahwa sangat jarang terjadi suatu kecelakaan

parah yang dapat menyebabkan konsekuensi radiologis yang

secara ekstrim kecil.

Didalam perkembangan desain reaktor, pertimbangan kecelakaan

parah dapat dimasukan ke dalam desain dengan fungsi keselamatan teknis

dari SSK yang menjamin bahwa konsekuensi radiologis kecelakaan tersebut

tidak bermakna. Dengan demikian maka klasifikasi keselamatan tersebut di

atas berdasarkan fungsi keselamatan yakni SSK yang berfungsi untuk

mencegah terjadinya kondisi kecelakaan dan SSK yang berfungsi untuk

memitigasi konsekuensi kecelakaan.



Fungsi keselamatan sesuai pengelompokan untuk pemenuhan

persyaratan atau ketentuan rancangan PLTN oleh IAEA adalah :

a = mencegah transien reaktivitas yang tidak dapat diterima ;b = Menjaga reaktor dalam kondisi shut down yang aman setelah

tindakan semua shut down;c = shut down reaktor untuk mencegah kejadian operasional

terantisipasi menjadi kecelakaan dan shut down reaktor untuk

mitigasi konsekuensi kondisi kecelakaan;d = melaksanakan shut down reaktor setelah reaktor mengalami

LOCA, hal ini dilakukan untuk mengijinkan pendinginan yang dapat

diterima teras reaktore1 = Menjaga kecukupan pengumpulan pendingin reaktor selama dan

setelah kondisi kecelakaan yang tidak meliputi kegagalan

pembatas tekanan pendingin reaktore2 = Menjaga kecukupan pengumpulan pendingin reaktor saat

beroperasi;f = Pemindahan panas dari teras setelah kegagalan pembatas

tekanan pendingin reaktor dalam rangka membatasi kerusakan

bahan bakarg = Pemindahan panas sisa selama keadaan operasi dan kondisi

kecelakaan dengan kondisi pembatas tekanan pendingin reaktor

masih utuh termasuk (h)h = Pemindahan panas dari sistem keselamatan lain ke pemindah

panas akhir;i = Menjamin fungsi pendukung penting untuk sistem keselamatan

(misal listrik, pneumatik, catu daya hidrolik, lubrikasi) seperti dalam

kelompok fungsi j dan k;j = Menjaga integritas yang dapat diterima kelongsong bahan bakar

dalam teras reaktork = menjaga integritas pembatas tekanan pendingin reaktorl = Pembatasan pelepasan radioaktif dari pengungkung saat kondisi

kecelakaanm = Pembatasan pelepasan radioaktif dari sumber-sumber keluar

pengungkung reaktor selama dan setelah kondisi kecelakaann = Pembatasan pelepasan limbah radioaktif dan material radioaktif di



udara di bawah nilai batas yang diijinkan untuk semua kondisi

operasi.o = Menjaga kondisi lingkungan yang terkendali di dalam instalasi

PLTN untuk operasi sistem keselamatan dan kenyamanan personil

yang diperlukan untuk kinerja pengoperasin penting untuk

keselamatanp = Kendali pelepasan radioaktif dari bahan bakar terirradiasi yang

ditransportasikan atau disimpan di luar sistem pendingin reaktor

tetapi masih di dalam tapak PLTN (diluar pengungkung) untuk

semua kondisi operasi q = Pemindahan panas peluruhan dari bahan bakar yang disimpan di

luar sistem pendingin reaktor tetapi masih di dalam tapak PLTNr = Menjaga subkritikalitas bahan bakar terirradiasi yang disimpan di

luar sistem pendingin reaktor tetapi masih di dalam tapak PLTNs = Mencegah kegagalan atau membatasi konsekuensi kegagalan

komponen atau struktur yang kegagalannya merusakkan fungsi

keselamatan

3.2. Prinsip Klasifikasi Keselamatan

Klasifikasi SSK disebutkan dalam kelas-kelas keselamatan yang dapat

dibedakan menjadi 4 kelas sesuai fungsi keselamatannya. Klasifikasi ini

dipersyaratkan terkait aspek perancangan termasuk dalam pemilihan bahan,

rancangan mekanik, kualitas, fabrikasi dan inspeksi.

3.2.1. Kelas keselamatan 1

Kelas keselamatan yang berfungsi sewaktu tindakan sistem

keselamatan tidak ada untuk mencegah dari pelepasan fraksi produk reaksi

berantai di teras yang terkumpul ke lingkungan. Fungsi keselamatan ini

termasuk :



- menjaga integritas pembatas tekanan pendingin reaktor (dikelompokkan

(k));

- melaksanakan shut down reaktor setelah reaktor mengalami LOCA, hal ini

dilakukan untuk mengijinkan pendinginan yang dapat diterima teras

reaktor (dikelompokkan (d)).

Persyaratan rancangan untuk kelas keselamatan 1 adalah kelas keselamatan

paling tinggi untuk komponen-komponen PLTN. Kelas keselamatan 1 untuk

ketentuan rancangan dapat di acu dari code standar seperti ASME Bab III,

bagian 1, sub bab NB.


Kelas keselamatan SSK yang berfungsi sewaktu diperlukan untuk

memitigasi konsekuensi kecelakaan atau sebab produk reaksi berantai yang

terkumpul dalam teras ke lingkungan. Konsekuensi kegagalan fungsi

keselamatan SSK kelas keselamatan 2 perlu dipertimbangkan setelah

kegagalan awal fungsi keselamatan yang lain.

- fungsi keselamatan yang penting untuk mencegah dari perkembangan

kondisi kejadian operasi yang terantisipasi ke kondisi kecelakaan

(dikelompokkan (h), (i), (o) kecuali fungsi keselamatan tersebut

mendukung fungsi keselamatan yang lain);

- fungsi keselamatan lain yang kegagalannya dapat berakibat menghasilkan

pelepasan yang besar fraksi produk reaksi berantai dan probabilitas fungsi

keselamatan sangat diperlukan contoh seperti sistem pemindah panas

sisa reaktor.

Fungsi keselamatan dapat meliputi kelompok :

k (1) = menjaga integritas pembatas tekanan pendingin reaktor dan (1)

berarti kegagalannya dapat dikompensasi oleh sistem penambah

air (make up) c = shut down reaktor untuk mencegah kecelakaan atau mitigasi



konsekuensi kecelakaan;e1 = Menjaga pendingin reaktor terkumpul saat kecelakaan yang tidak

meliputi kondisi LOCAf = Pemindahan panas dari teras setelah LOCAg = Pemindahan panas sisa selama keadaan operasi dan kondisi

kecelakaan tanpa LOCAl = Pembatasan pelepasan radioaktif dari pengungkung saat kondisi

kecelakaan

Rancangan kelas keselamatan 2 kurang bersifat membatasi seperti pada

kelas keselamatan 1. Akan tetapi kelas keselamatan 2 ini merupakan

persyaratan yang ditujukan untuk komponen PLTN. Kelas keselamatan 2

untuk ketentuan rancangan dapat di acu dari code standar seperti ASME Bab

III, bagian 1, sub bab NC.


Fungsi keselamatan yang mendukung fungsi keselamatan dalam

kelas 1, 2 dan 3. Pencantuman dalam kelas keselamatan 3 dipertimbangkan

dari kelas keselamatan 1 atau 2 adalah karena konsekuensi kegagalan fungsi

pendukung tersebut tidak akan menyebabkan kenaikan langsung paparan

radiasi. Fungsi keselamatan untuk mencegah paparan radiasi ke masyarakat

atau personil pekerja di tapak melewati dari nilai batas yang diijinkan. Fungsi

keselamatan diluar sistem pendingin reaktor dan dikaitkan dengan kendali

reaktivitas pada skala waktu yang lebih rendah dari pada fungsi kendali

reaktirvitas dalam kelas keselamatan 1 dan 2. Demikian juga fungsi

keselamatan yang dikaitkan dengan penjagaan subkritikalitas bahan bakar

yang disimpan diluar sistem pendingin reaktor dan dengan pemindah panas

peluruhan dari bahan bakar terirradiasi yang disimpan diluar sistem pendingin

reaktor. Fungsi keselamatan tersebut meliputi kelompok :

a = menjaga transien reaktivitas yang dapat diterima ;b = Menjaga reaktor dalam kondisi shut down yang aman setelah



tindakan semua shut down;e2 = Menjaga pengumpulan pendingin reaktor saat beroperasi;h = Pemindahan panas dari sistem keselamatan lain ke pemindah

panas akhir;i = Menjamin fungsi pendukung penting untuk sistem keselamatan

(misal listrik, pneumatik dan lain-lain);m = Pembatasan pelepasan radioaktif dari sumber-sumber keluar

pengungkung reaktoro = Menjaga kondisi lingkungan untuk keselamatan sistem dan

kenyamanan personilp = Kendali pelepasan radioaktif saat operasi dari bahan bakar

terirradiasi di luar pengungkungq = Pemindahan panas peluruhan dari bahan bakar yang disimpan di

luar sistem pendingin reaktorr = Menjaga subkritikalitas bahan bakar terirradiasi yang disimpan di

luar sistem pendingin reaktorn = Pembatasan pelepasan radioaktif di bawah nilai batas yang

diijinkan selama kendisi operasi.

Ketentuan rancangan kelas keselamatan 3 kurang bersifat membatasi seperti

pada kelas keselamatan 2 dan menyerupai kelas keselamatan 4 dengan

tambahan terkait dengan keselamatan. Kelas keselamatan 3 untuk ketentuan

rancangan dapat di acu dari code standar seperti ASME Bab III, bagian 1, sub

bab ND.


Kelas keselamatan 4 merupakan kelas keselamatan SSK yang

mempunyai fungsi keselamatan diluar kelas keselamatan 1,2 dan 3. Fungsi

keselamatan dalam kelas ini membatasi pelepasan radioaktif dibawah nilai

batas yang diijinkan selama kondisi operasi (di kelompokan dalam n(2),

hanya komponen yang kegagalannya tidak akan menghasilkan paparan yang

melewati batas yang diijinkan).

Ketentuan rancangan untuk kelas keselamatan 4 konsisten dengan

code dan standar yang paling tinggi untuk instalasi pembangkit tenaga listrik



non nuklir dengan tambahan ketentuan rancangan yang terkait dengan

keselamatan. Contoh ketentuan rancangan dalam code dan standar

ANSI/ASME untuk pipa bertekanan B31.

k

d

k(1)

c

e1

f

g

l

ab

e2himn1

op

qr

n2

1

2

3

4 KelasKeselamatan

SSK

s

Gambar 7. Matrik Kelas keselamatan SSK sesuai fungsi keselamatan.

BAB IVKESELAMATAN REAKTOR RISET

4.1. Pendahuluan

Reaktor Riset adalah reaktor nuklir yang terutama digunakan untuk

pembangkitan dan penggunaan fluk neutron dan radiasi pengion yang

selanjutnya dimanfaatkan dalam berbagai kegiatan riset dan penggunaan

lain, misalnya produksi radioisotop maupun pendidikan. Secara umum aspek

keselamatan yang harus dipenuhi adalah dipenuhinya tujuan umum

keselamatan.

Tujuan umum dari semua pertimbangan keselamatan tersebut adalah

melindungi individu, masyarakat dan lingkungan dari bahaya radiologis



dengan cara melengkapi sistem pertahanan yang efektif pada seluruh fasilitas

nuklir

Sistem pertahanan yang dimaksud adalah berbagai tindakan dan

perangkat untuk mempertahankan fasilitas nuklir dari ancaman tersebarnya

bahan nuklir yang radioaktif secara tak terkendali dari kungkungannya.

Prinsip dasar yang dianut untuk sistem pertahanan ini dikenal sebagai Prinsip

Pertahanan Berlapis (defense-in-depth principles). Prinsip ini didasarkan pada

tiga aspek : pencegahan (prevention), perlindungan (protection) dan

pembatasan akibat (mitigation). Secara teknis, prinsip dasar ini dapat

diimplementasikan dengan berbagai cara dan bentuk, baik dalam bentuk

perangkat keras maupun perangkat lunak.

Secara umum persyaratan penting untuk keselamatan rancangan reaktor riset

dapat meliputi :

• penerapan konsep pertahanan berlapis dalam rancangan;

• komponen, sistem dan struktur dengan keandalan tinggi;

• pertimbangan khusus dalam rancangan untuk meminimalkan paparan

radiasi pada personil;

• klasifikasi komponen, sistem dan struktur termasuk perangkat lunak

yang penting untuk keselamatan sesuai dengan makna

keselamatannya;

• ciri yang dapat meminimalkan kemungkinan kegagalan akibat sebab

bersama seperti ketidak-tergantungan, pemisahan dan keragaman

komponen/sistem;

• teknologi yang telah terbukti atau terkualifikasi oleh pengalaman atau

pengujian atau kedua-duanya, memenuhi aturan yang konservatif;

• ciri keselamatan teknis dan keselamatan diri;

• konsep rancangan gagal aman sejauh dapat diterapkan.

Sedangkan persyaratan penting lain untuk keselamatan rancangan

dan operasi sesuai dasar-dasar keselamatan reaktor penelitian adalah

berkaitan untuk eksperimen (penelitian, irradiasi) dan modifikasi.



Keselamatan rancangan eksperimen atau modifikasi dapat berupa hal yang

penting untuk keselamatan reaktor seperti peralatan eksperimen dapat di

pasang dan dioperasikan tanpa menimbulkan gangguan atau kompromi

terhadap keselamatan reaktor dan selama keadaan operasi reaktor paparan

radiasi terhadap personil dan anggota masyarakat masih di dalam batas laju

dosis yang diijinkan.

Persyaratan untuk keselamatan terhadap operasi reaktor

memperhatikan batasan kondisi operasi yang telah ditetapkan di dalam

laporan analisis keselamatan. Batasan spesifik dan ketentuan perlengkapan

untuk pengoperasian reaktor yang aman dan untuk hal yang berkaitan

dengan kondisi tidak normal yang disebut sebagai spesifikasi. Spesifikasi

teknis mewakili keseluruhan hal teknis yang mendalam tentang

pengoperasian reaktor yang aman.

Batasan keselamatan dispesifikasikan untuk variabel yang dapat

diamati dan dikaitkan dengan kinerja termal dan hidrolika dalam teras reaktor

seperti ; daya reaktor, distribusi daya, laju alir sistem pendingin primer,

temperatur inlet pendingin reaktor dan level air kolam reaktor.

Sedangkan untuk mengendalikan operasi tetap dalam kondisi yang

aman maka diperlukan batasan aktuasi sistem keselamatan. Pengendalian

kondisi ini dilakukan oleh aktuasi ; sistem proteksi reaktor dan sistem isolasi

pengungkung. Sistem proteksi reaktor berfungsi untuk memantau dan

memproses berbagai variabel yang penting untuk keselamatan instalasi

reaktor dan secara otomatis melakukan proteksi awal untuk menjaga instalasi

reaktor tetap berada pada batas-batas keselamatan. Aktuasi tersebut berupa

trip reaktor oleh karena terjadi salah satu dari :

4.2. Instrumentasi dan Kendali

Sistem instrumentasi dan kendali reaktor riset dirancang untuk dapat

berfungsi dari kondisi padam (shut down), mulai beroperasi (start up) sampai

dengan kondisi daya penuh. Apabila terjadi anomali pengoperasian reaktor

atau transien lain, sistem instrumentasi dan kendali harus dapat



mengendalikan operasi reaktor pada kondisi aman. Jika diperlukan maka

harus mampu mengaktuasi sistem keselamatan untuk tindakan keselamatan

operasi atau kondisi pancung reaktor (scram).

Sistem proteksi reaktor sebagai bagian tindakan keselamatan operasi

reaktor merupakan sistem yang memantau operasi reaktor dan seandainya

ada abnormalitas maka sistem ini secara otomatis akan melakukan inisiasi

tindakan proteksi atau preventif terhadap kondisi tidak aman.

4.3. Sistem keselamatan Reaktor Riset

Reaktor penelitian dirancang dan dibangun dengan peryaratan-

persyaratan keselamatan dengan demikian kegiatan pemanfaatan reaktor

tidak mengancam keselamatan pekerja dan masyarakat. Konsep pertahanan

berlapis diterapkan pada rancangan reaktor riset. Beberapa hal yang terkait

dengan sistem keselamatan reaktor dapat meliputi hal berikut :

a) Sebagai tindakan pencegahan (prevention) melalui : pemilihan material

yang bermutu sesuai fungsi keselamatan, pendekatan perancangan yang

konservatif;

b) Keselamatan reaktor bertumpu pada sifat keselamatan diri (inheren

safety)

c) Sistem pancung (scram) merupakan sistem keselamatan yang utama

semua reaktor nuklir termasuk reaktor riset. Pemancungan dapat

dilakukan dengan moda manual maupun otomatis. Sebagai tindakan

keselamatan atau proteksi reaktor, sistem pancung dihubungkan dengan

sistem proteksi reaktor sebagai bagaian sistem instrumentasi dan kendali

reaktor berupa sensor-sensor dan kanal pengukuran parameter operasi

(fluk neutron, temperatur bahan bakar, pendingin primer, level ketinggian

air kolam reaktor);

d) Pendingin kolam selain berfungsi sebagai pendingin kondisi normal,

bersama-sama dengan tangki reaktor, beton kolam dan sistem ventilasi



serta gedung reaktor berfungsi sebagai perisai radiasi dan pengungkung

material radioaktif;

e) Sistem proteksi reaktor juga dihubungkan dengan sistem peringatan

dini/alarm yang akan memberikan peringatan secara awal pada operator

adanya kejadian parameter operasi tertentu melampaui harga batas

operasi. Hal ini diperlukan untuk tindakan keselamatan lebih dini dan atau

melakukan tindakan perbaikan meskipun tidak harus mengaktifkan sistem

keselamatan reaktor.

Sedangkan reaktor riset dapat pula dilengkapi seperti sistem

keselamatan teknis (engineered safety features) yang menyerupai di PLTN

dimana dirancang untuk dapat mengatasi dalam segala kondisi, reaktor harus

dapat dimatikan/di scram, panas dan panas peluruhan dapat dipindahkan

atau dibuang secara sempurna serta zat radioaktif yang timbul (bila terjadi)

harus dapat dikungkung dalam sistem pengungkungan yang ada. Tujuan

utama adalah memitigasi konsekuensi kecelakaan yang dipostulasikan

seperti pelepasan kecelakaan radionuklida ke lingkungan. Dengan demikian

sistem ini sebagai back-up keselamatan yang telah ada dari aspek disain

teras, batasan pendingin reaktor dan sistem proteksinya. Sistem

keselamatan teknis dapat meliputi ;

• ECCS (contoh TRIGA 2000 Bandung untuk menghadapi kejadian

LOCA)

• Sistem Pemindahan Panas atau Panas Peluruhan;

• Sistem Penjagaan Integritas Kolam Reaktor;

• Sistem Penjagaan Fungsi Pengungkungan (Safety Enclosure) contoh

di RGS-GAS;

• Sistem Pemadaman (Shut Down) Reaktor, Pemantauan, Sistem

Kendali dan Penyediaan Catu daya Listrik Darurat.

4.4. Keselamatan Radiologis



Perlindungan terhadap personil, masyarakat dan lingkungan dari

bahaya radiologis yang dapat ditimbulkan memerlukan proteksi radiasi.

Prinsip proteksi radiasi ini adalah membatasi paparan radiasi serendah

mungkin (as low as reasonably acheivable, ALARA). Oleh karena itu

diperlukan seperti perisai biologi yang cukup, dan ditempatkan di dalam

gedung yang tertutup, berventilasi dan bertekanan negatif terhadap tekanan

luar. Ketebalan bahan struktur gedung juga memberikan perisai terhadap

paparan radiasi dalam hal ini dipergunakan sebagai bagian dari sistem

pengungkungan. Selain itu diberbagai posisi di sekitar dan di dalam gedung

reaktor dipasang sejumlah alat pemantau radiasi. Detektor-detektor ini

dihubungkan dengan sistem peringatan dini untuk mengantisipasi bila terjadi

aktivitas atau pelepasan material radiokatif yang berlebihan.

Selama pengoperasian normal, kelengkapan adanya difuser dapat

pula diperlukan di dalam reaktor yaitu alat yang menyemburkan sebagian air

pendingin yang masuk ke reaktor di atas teras reaktor atau seperti

pemanfaatan apa yang disebut sistem lapisan air hangat. Hal ini untuk

mencegah dan atau menghambat laju difusi gas-gas dengan laju paparan

cukup tinggi sampai ke atas permukaan kolam reaktor.



BAB VPENUTUP

Tujuan dan fungsi keselamatan dasar untuk keselamatan reaktor nuklir

merupakan bagian penting yang harus dicapai oleh instalasi PLTN maupun

reaktor riset. Sistem keselamatan reaktor daya maupun riset merupakan

bagian penting dari instalasi yang ditujukan untuk mencapai masud tersebut.

Demikian pula pengunaan SSK sesuai klasifikasi keselamatannya untuk

memberikan jaminan atas implentasi konsep pertahanan berlapis dan

penghalang ganda yang andal dan fungsi keselamatan sesuai tujuan

keselamatan.

Bahan diklat ini walaupun tidak sempurna dalam menjelaskan secara

keseluruhan atau dalam pemaparan belum lengkap, namun harapan bahan

diklat ini dapat memenuhi secara mendasar maksud dan tujuan diklat.



DAFTAR PUSTAKA

1. R.T.Lahey, Jr & F.J. Moody, “ The thermal hydraulics of A Boiling

Water Nucelaer reaktor”, ANS, !993.

2. IAEA, “ The Safety of Nuclear Instalation”, Safet fundamental, Safety

Series No.110.

3. IAEA, “Safety of nuclear Power plants : Design”, Safety Standards

Series No.NS-R-1.

4. IAEA, “Instrumentation and Control Sistems Impoertant to Safety in

Nuclear Power Plants”, DS252.

5. MITI, “Serial Publication : Nuclear Power Plant Safety

Demonstration/Analysis” .

6. “nuclear power reaktor instrumentation sistems”, handbookVol1 dan

Vol2,1974.

7. Anonym, “Safety Requirement of Research Reaktors”, Draft Safety

Requirements DS272, IAEA Safety Standards Series, April 2003.

8. Anonym, “Safety in The Utilization and Modification of research

reaktors”, Safety Guide SS No.35-G2, IAEA, Viena,1994.

9. Anonym,”Multipurpose Research Reaktor GA Siwabessy”, Rev.8,1999.

10. IAEA, “Basic Safety Principles for nuclear Power Plants”, 75-INSAG-3

rev.1, INSAG-12,1999.

11. IAEA, “Code on the safety of Nuclear Research Reaktors: Design”,

Safety Series No.35-S1,1992.

12.Kamajaya dkk, LAK akhir Reaktor TRIGA 2000 Bandung, LP 01 RE

001, Puslitbang Teknik Nuklir, Bandung 2001.


ketentuan-ketentuan keselamatan rancangan · pdf fileatau karena pelepasan material radioaktif...

Documents