1-1 2pusat pengembangan pengelolaan limbah radioaktif
TRANSCRIPT
Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasili!qs NuklirJakarta, 20 Agustus 2003 ISSN: 0854 -2910
ANALISIS RISIKO PADA FASILITAS PENGELOLAAN LIMBAH
RADIOAKTIF
D. T. SonyT\ Djarot SulistioW.B2,Andi S Ekariansyah1
IPusat Pengembangan TeknologiKeselamatanNuklir (P2TKN)- BATAN
2Pusat Pengembangan PengelolaanLimbah Radioaktif (P2PLR)- BATAN7 \1-1
ABSTRAKANALISIS RISIKO PADA FASILITAS PENGELOLAAN LIMBAHRADIOAKTIF. Metoda PSA telah lama diterapkan pada reaktor nuklir baik reaktordaya atau reaktor riset. Sesuai dengan rekomendasi lAEA, PSA juga dapat digunakanpada fasilitas nuklir non reaktor. Pada makalah ini metoda PSA diterapkan pada fasilitaspengelolaan limbah radioaktif Tujuan dari metoda ini adalah menentukan fisiko yaitumerupakan kombinasi antara kebolehjadian clan konsekuensi. Dalam kasus ini, sebagaikonsekuensi adalah pelepasan bahan radioaktif, pelepasan bahan kimia clan paparanradiasi lebih dari normal. Analisis dilakukan melalui 2 tahap yaitu tahap pertamamenentukan kejadian awal clan tahap kedua membuat model sekuensi kecelakaan.Analisis dilakukan untuk 5 kelompok kejadian awal. Frekuensi kejadian awalditentukan berdasarkan kondisi fasilitas clandata dari NUREG. Sebagai data keandalankomponen digunakan data dari lAEA-TECDOC-478 clan NUREG. Dari hasil analisismenunjukkan bahwa kebolehjadian konsekuensi antara 10-10per tahun sampai dengan10-5per tahun. Fasilitas pengelolaan limbah radioaktif cukup allan karena mempunyaikebolehjadian konsekuensi cukup kecil.
Kata Kunci : PSA, fasilitaspengelolaanlimbahradioak:'tif,fisiko, kejadian awal..
ABSTRACTRISK ANALYSIS FOR THE RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT FACILITY.Method of PSA has been applied to nuclear reactor for power reactor or researchreactor. As IAEA recommendation, PSA could be used on non~reactor nuclear facility.In this paper, PSA method has been applied for the radioactive waste managementfacility. Purpose of this method is to determine the risk that is combination ofprobability and consequence. In these cases, discharge of radioactive material andchemical substance and overexpo.sureare as consequence. Analysis is carried out bytwo stages, firstly It determines initiating event and secondly, it makes accidentsequence modeling. Analysis has been done for 5 group of initiating events. Initiatingevent frequency is adopted from facility condition and NUREG data. As componentreliability data is used from data of IAEA-TECDOC-478 and NUREG. Result ofanalysis, probability of consequence is about 10-10per year to 10-5per year. Theradioactive waste management facility is safe enough because probability ofconsequence is very small.
Kevwords: PSA, radioactive waste managementfacility, risk, initiating event.
I
173
Ii
Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi don Keselamatan PLTN Serlo Fasilitas NuklirJakarta, 20 Agustus 2003 ISSN: 0854 -2910
PENDAHULUAN
Suatu fasilitas nuklir pacta umumnya didisain dengan tingkat keselamatan yang
tinggi, sehingga diharapkan selama beroperasi tidak mempunyai fisiko terhadap
lingkungan clan pekerja. Tingkatan fisiko setiap fasilitas nuklir akan berbeda, tergantung
dari proses yang terjadi clan source term yang tersimpan dalam fasilitas. Salah sarti
acuan untuk mengetahui tingkat keselamatan pacta instalasi nuklir adalah dengan
mengetahui fisiko yang ditimbulkan ipstalasi tersebut.
Penentuan fisiko rnempakan kombinasi antara kebolehjadian dan k<?nsekuensi.
Metoda ini banyak dilakukan untuk reaktor riser maupun reaktor daya clan dikenal
dengan metoda PSA (Probabilistic Safety Assessment). Berdasarkan rekomendasi
lAEA, metoda tersebut agar juga diterapkan untuk fasilitas nuklir bukan reaktor (non-
reactor nuclear facilities) [1], hal ini disebabkan walaupun konsekuensinya lebih
rendah tetapi terdapat 2 jenis potensi bahaya bagi pekerja' fasilitas maupun ke
lingkungan. Potensi bahaya pertama berhubungan dengan pelepasan bahan radioaktif,
sedangkan potensi bahaya kedua berhubungan dengan bahaya non nuklir yang pacta
umumnya dalam analisis fisiko di reaktor nuklir kurang diperhitungkan. Potensi bahaya
kedua dapat berupa pelepasan gas beracun, pelepasan material dapat bakar (flammable
materia!), pelepasan energi clan reaksi suatu z~ kimia dengan zat lain~ng
menimbulkandek yang lebih besar (reaktivitas) [2].
Hasil analisis fisiko pacta instalasi nuklir ini, disamping untuk mengetahui fisiko
yang mungkin terjadi, juga dapat digunakan sebagai masukan dalam manajemen
kecelakaan (accident management), clandisain ulang (redesignjasiltas).
Dalam makalah ini akan dilakukan analisis fisiko untuk fasilitas pengelolaan
limbah radioaktif secara probabilistik, sehingga dapat diketahui tingkat keselamatan
fasilitas tersebut.
TEOR!
Metoda PSA Pada Fasilitas Nuklir Non Reaktor (non-reactor nuclear facility)
Untuk menentukan fisiko pacta fasilitas pengelolaan limbah radioaktif maka
dilakukan 4 lahar sebagai berikut : identifikasi somber pelepasan radioaktif/paparan
radiasi clan penimbul kecelakaan (accident initiator), model skenario kecelakaan,
pengkajian data clanestimasi parameter, clankuantifikasi skenario [3].
Tujuan dari lahar pertama adalah untuk mengidentif!kasi somber potensi
pelepasan radioaktif daD paparan radiasi termasuk kejadian awal (initiating events) yang1'7,1
Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas NuklirJakarta, 20 Agustus 2003 ISSN.. 0854 - 291 tr
dapat memberikan pelepasan atau paparan. Dengan cara yang sarna dilakukan juga
untuk bahaya non radiologis (non nuklir). Dalam tahap ini juga dilakukan identifikasi
potensi kecelakaan clanlangkah-Iangkahkeselamatan dalam fasilitas.
Tahap kedua adalah tahap model skenario kecelakaan. Tahap ini dilakukan
dengan analisis logika sekuensi kecelakaan yaitu merupakan kombinasi antara kejadian
awal clan kegagalan sistem proses atau sistem keselamatan. Selanjutnya dilakukan
perhitungan konsekuensi, yaitu menentukan pengaruh kecelakaan yang berupa pengaruh
setiap material yang dilepaskan ke lingkungan clanpeker}a, termasuk pengaruh paparan
langsung dari sumter radioaktif setelah kecelakaan.
Dalam tahap ketiga yaitu pengkajian data clan estimasi parameter dilakukan
pengumpulan kuantifikasi frekuensi clan model konsekuensi yang telah disusun dalam
tahap sebelumnya. Untuk estimasi frekuensi, parameter yang ditentukan dibedakan atas
3 hal yaitu : frekuensi kejadian awal, ketidaktersediaan komponen clan sistem, clan
kebolehjadian kesalahan manusia.
Tahap terakhir merupkan kuantifikasi skenario yaitu melakukan kombinasi
antara tahap kedua dengan data yang telah dikembangkan dalam tahap ketiga. Hasil dari
tahap ini adalah frekuensi dari sekuensi kecelakaan termasuk perkiraan pote"rlsi
_konsekuensiY&TIgmungkin diterima pekerja/ma-syarakatatau ke lingkunganc
Keempat tahap tersebut tidak harus dilakukan berurutan, tetapi beberapa tahap
dapat dilakukan dalam waktu yang bersamaan atau secara praktis dapat juga dilakukan
dengan 2 lahar.
Diskripsi PI'osesLimbah yang telah sampai pada instalasi pada umumnya dipisahkan atas jenis
yaitu : cair, semi cair clan padat, seperti terlihat dalam Gambar 1 [4,5]. Limbah cair non
korosif (:::;;10-2Ci/m3) diproses secara evaporasi untuk mereduksi volume, sedangkan
limbah cair korosif yaitu yang banyak mengandung fluor perlu dilakukan proses kimia
dalam fasilitas chemical treatment. Limbah cair organik direduksi dengan cara
insenerasi, sedangkan limbah aktivitas tinggi disimpan pada fasilitas penyimpanan
sementara limbah aktivitas tinggi. Hasil reduksi dari limbah cair setelah dilakukan
sementasi disimpan dalam tempat penyimpanan sementara. Limbah semi cair misalnya
resin bekas, setelah dilakukan sementasi kemudian dikungkung dalam teton 950 L clan
disimpan dalam tempat penyimpanan sementara.
175
"
Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi don Keselamatan PLTN Serlo Fasilitas NlIklirJakarta,20Agustus2003 ISSN.. 0854- 2910
Limbah padat dibedakan atas 4 jenis yaitu : termampatkan, tak termampatkan
clan tak terbakar, terbakar, clan aktivitas tinggi. Untuk yang dapat dimampatkan sebelum
dilakukan sementasi peflu direduksi dengan kompaktor (berkekuatan 600 kN),
sedangkan yang tidak termampatkan clan aktivitas tinggi diluruhkan sebelum disimpan
dalam penyimpan sementara. Limbah padat yang dapat terbakar direduksi dengan
insenerasisebelum disementasi.
Diagram blok sistem evaporator seperti ditunjukkan dalam Gambar 2. Limbah
cair masuk ke dalam tangki evaporator yang dilengkapi dengan tangki tranquilization
clankeloID pemisah uap'~Tangki tranquilization mempunyai fungsi untuk memisahkan
fase cair clanoar, sedangkan keloIDpemisah bertujuan 'untuk memisahkan cairan yang
masih terbawa oleh oar. Konsentrat yang merupakan hasil evaporasi dari "tangki
tranquilization dialirkan dalam penampung untuk selanjutnya dilakukan proses/
sementasi, sedangkan sebagian cairan masuk kembali dalam tangki evaporator. Cairan
yang dipisahkan kolom pemisah dialirkan pada tangki penyimpan limbah, sedangkan
uapnya dikondensasikan pada kondensor yang selanjutnya didinginkan clan ditampung
dalam tangki destiiasi. Komponen dalam sistem evaporator antara lain: penukar panas
(single-pass vertical tubular exchanger), keloIDpemisah (counter-current scrubbing on
exchange plates), kondensor (single-pass horizontal), pendingin (V-tube horisonial).
Komponen penunjangnya antara lain: tangki, katup, pipa penghubung, pompa, baffle
plate, resin.
Proses insenerasi seperti terlihat dalam Gambar 3, insenerator pada prinsipnya
merupakan 2 ruang pembakaran yang mempunyai laju pembakaran untuk limbah padat
adalah 50 kg/jam clan limbah cair 20 kg/jam. Gas hasil pembakaran yang keluar dari
ruang pembakar mempunyai temperatur sekitar 8500 C sehingga perlu didinginkan
menggunakan udara ( dilution fan) clan diharapkan temperatur turun menjadi sekitar
1800 C. Selanjutnya dilakukan penyaringan dengan bag filter clan disaring kembali
menggunakan Hepa filter. Hasil insenerasi (abu) dilakukan proses sementasi, sedangkan
gas yang yang keluar dari Hepa filter dengan suhu 1800 C dialirkan pada keloID
pencucian karena bersifat asam. Pada keloID ini dilakukan netralisasi dengan larutan
soda clanpendinginan sehingga suhunya menjadi 500 C. Untuk menghindari kondensasi
pada exhaust fan clan cerobong dilakukan pemanasan ulang, setelah berdasarkan hasil
monitor gas dianggap aktivitasnya rendah dilepas ke lingkungan melalui cerobong.
Komponen dari insenerator terdiri atas : tungku pembakar, tangki, katup, pompa, filter,
fan, venturi washer, kolom netralisasi, koil pemanas, penukar panas clan lain-Iainn~a.
""fr
Prosidingjieminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas NuklirJakarta, 20Agustus 2003 ISSN: 0854 -2910
Metoda Analisis Dalam Studi Kasus
Analisis fisiko pada studi ini dilakukan dengan menentukan kemungkinan
kejadian awal yang terjadi pada instalasi pengelolaan limbah radioaktif. Untuk
menyederhanakan analisis dilakukan pengelompokkan kejadian awal yaitu suatu
kejadian awal yang mempunyai tindakan atau sistem mitigasi yang sarna dianggap
sebagai satu kejadian awal sejenis. Frekuensi kejadian awal terkelompok merupakan
jumlah dari gabungan kejadian awal penyusunnya. Selanju!nya dilakukan penyusunan
skenario kecelakaan dengan logika pohon kejadian (event tree)
Frekuensi kejadian awal ditentukan berdasarkan data generik atau penyusunan
logika pohon kegagalan (fault tree), demikian juga dengan kebolehjadian gagal sistem
atau tindakan mitgasi dalam skenario kecelakaan.
Data yang digunakan dalam perhitungan berdasarkan data keandalan komponen
untuk PSA [7] clan studi dari NUREG[8]. Perhitungan dilakukan dengan perangkatlunak SAPHlRE ver. 6.76
HASIL DAN PEMBAHASAN
Berdasarkan diskripsi sistem clanproses yang terjadi,.dalaminstalasi pengelolaan
limbah, maka dapat ditentukan kelompok kejadian awal seperti terlihat dalam Tabel 1.
Kelompok kejadian awal pelepasan bahan radioaktif selama proses merupakan
gabungan dari kegagalan proses evaporator all-n inseneraior~ Skenario kejadian awal
tersebut seperti terlihat dalam Gambar 4. Dalam skenario ini terdiri atas 4 tindakan atau
sistem mitigasi yaitu : sistem gas buang peralatan ( sistem penahan pertama dinamis ),
alarm radiasi berfungsi, operator/pekerja melakukan tindakan pencegahan clan sistem
ventilasi mangan. Dalam skenario ini, pelepasan bahan radioaktif terjadi pada 2
sekuensi. Sekuensi pertama bila sistem gas buang peralatan gagal, operator/pekerja
tidak mampu melakukan tindakan pencegahan setelah kejadian awal clan sistem
ventilasi gaga!. Sekuensi kedua terjadi bila sistem gas buang peralatan gagal, alarm
radiasi tidak berfungsi clansistem ventilasi gaga!.
Kejadian awal kebakaran diasumsikan bahwa kebakaran yang terjadi dalam
gedung merembet pada daerah yang terdapat bahan radioaktif (zona 3 clan 4). Pacta
kondisi ini terdapat 4 tindakan atau sistem mitigasi yaitu : alarm kebakaran clan sistem
pemadam berfungsi, indikator lain bila alarm tidak berfungsi, kemampuan sistem,
bertahan untuk mengatasi kebakaran clan tindakan operator atau pekerja untuk
177
Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas NuklirJakarta, 20 Agustus 2003 . ISSN.. 0854 - 2910
memadamkan secara manual, seperti terlihat dalam Gambar 5. Facia skenario ini kondisi
pelepasan bahan radioaktif terdiri atas 3 sekuensi, sekuensi pertama terjadi hila sistem
tidak mampu bertahan selama kebakaran clan operator tidak mampu memadamkan
dengan peralatan yang ada. Sekuensi kedua identik dengan sekuensi pertama, tetapi
alarm kebakaran juga tidak berfungsi. Sekuensi ketiga terjadi hila alarm kebakaran clan
indikator kebakaran lain gaga!.
Tabell. Kejadian Awal Fasilitas Pengelolaan Limbah Radioaktif
"K~ ~ i~ I: ~. ~it IE': H;:;, Ii;;i;rillIIil~IIilIIIIIIIIIIJ IIII~ 1111:II ~ilillill!?:::.1. Kegagalan proses evaporator Pelepasan bahan radioaktif karena
proses abnormal
2. Kegagalan proses insenerator
Pelepasan bahan radioaktif karena
proses abnormal
Pelepasan bahan kimia
3. Kebakaran internal Xebakaran
4. Kebocoran di tangki Pelepasan bahan radioaktif karena.~
kegagalan penampung/cask
5. Kegagalan cask karena tekanan lebih Pelepasan bahan radioaktif karena-..
kegagalan penampung/cask
6. Kegagalan cask selama transportasi Pelepasan bahan radioaktif karen~
kegagalan penampung/cask
7. Jatuhnya beban dari crane ke cask/drum Pelepasan bahan radioaktif karena
kegagalan penampung/cask
8. Hilangnya fungsi perisai ( shielding) Paparan lebih
9.. Kegagalan cask Paparan lebih
10.Kebocoran penYlmpan bahan kimia IPelepasan bahan kimia
proses
Kelompok kejadian awal pelepasan bahan radioaktif merupakan kelompok dari
kejadian awal kebocoran di tangki, kegagalan cask karena tekanan, lebih clan
178
Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi don Keselamatan PLTN Serlo Fasilitas NuklirJakarta, 20 Agustus 2003 ISSN.. 0854 - 2910
transportasi clan jatuhnya beban dari crane. Tindakan atau sistem yang memitigasi
kejadian awal ini adalah : sistem gas huang peralatan, alarm radiasi, operator/pekerja
melakukan tindakan pencegahan, clan sistem ventilasi ruangan, dengan skenario
kecelakaan seperti terlihat dalam Gambar 6. Konsekuensi terjadi berdasarkan 2 sekuensi
yaitu sekuensi pertama terjadi hila sistem gas huang peralatan gagal, operator/pekerja
tidak mampu melalukan tindakan pencegahan clan sistem ventilasi gaga!. Sekuensi
kedua terjadi hila sistem gas huang peralatan gagal, alarm radiasi tidak berfungsi clan
sistem ventilasi gaga!.
Kejadian awal hilangnya fungsi perisai clan kegagalan cask dikelompokan
sebagai kejadian awal paparan melebihi batas normal, dengan tindakan atau sistem
mitigasi terdiri atas : alarm radiasi, operator/pekerja melakukan tindakan pencegahan
clan sistem ventilasi ruangan, seperti terlihat dalam Gambar 7. Konsekuensi paparan
berlebih disebabkan oleh 2 sekuensi, sekuensi pertama terjadi hila operator/pekerja
tidak mampu melakukan pencegahan clan sistem ventilasi ruangan gaga!. Sekuensi
kedua terjadi hila alarm radiasi tidak berfungsi clan sistem ventilasi ruangan gaga!.
Kejadian awal kebocoran penyimpanan bahan kimia proses adalah lepasnya
bahan HNO3 clanNaOH yang mempunyai dampak timbulnyakeracunan clankebakaran../
Kejadian awal i,ni identik jug
i
a untuk kejadian awal peIepasa~ bahan kimia kare~kegagalan dalam proses insene asi. Sistem mitigasi yang mengikuti keJadian awal ini
adalah : sistem gas huang, op rator/pekerja melakukan tindakan clan sistem ventilasi,
dengan logika pabon kejadian sFperti terlihat dalom Gambar 8. Konsekuensi pelepasanbahan kimia terjadi hila 2 sek~ensi yang diasumsikan terjadi yaitu sekuensi pertama
pada saat operator/pekerja tidrk mampu melakukan tindakan clan sistem ventilasi
ruangan gaga!. Sekuensi kedua terjadi identik dengan sekuensi pertama tetapi didahului
dengan gagalnya sistem gas bua
tg.
Berdasarkan pohon kej dian yang tersusun dengan mengelompokkan jenis
konsekuensi sejenis clan menghi ling frekuensi masing-masing kelompok kejadian awal
clan kegagalan sistem mitigasil atau tindakan operator/pekerja, maka hasil secarakeseluruhan dapat dilihat dalam
Dari tabel tersebut dapa~ ditentukan bahwa kebolehjadian total untuk pelepasan
bahan radioaktif adalah sekitar 2,2 x 10-5 per tahun, clan kondisi kemungkinanpaparan
berlebih dari kondisi normal seb~sar 3,6 x 10-8per tahun. Untuk pelepasan bahan kimia
mempunyai peluang sebesar l,~ x 10-10per tahun. Bila melihat harga-hargai~rs~but
menunjukkan bahwa instalasi
179
aman, walaupun peluang timbulnya pelepasan
I'
Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi don Keselamatan PLTN Serta Fasilitas NuklirJakarta, 20 Agustus 2003 ISSN: 0854 -2910
bahan radioaktif mempunyai orde sekitar 10-5. Angka ini merupakan gabungan 7
sekuensi yang mempunyai orde antara 10-5sampai dengan 10-11.
Tabel2. Kebolehjadian Konsekuensi
..~5 44 X 10-1 2,2 x 10-,1. Pelepasan bahan
radioaktif karena
proses abnormal
2. Kebakaran 3 X 10-3 2, 1 X 10-8
3. Pelepasan bahan
radioaktif karena
2,6 X 10-4 1, 1 X 10-08
kegagalan
penampung/cask
4. PaparaDJebih 2,0 X 10-5 3 6*-10-8,
5. Pelepasan Bahan
Kimia
4,8 x 10-4 1,5 X 10-10
Pelepasan Bahan
Radioaktif
PelepasanBahan
Radioaktif
PelepasanBahan
Radioaktif
Paparan Berlebih
PelepasanBahan
Kimia
Dengan kecilnya kebolehjadian dari konsekuensi yang timbul, menunjukkan
bahwa sistem keselamatan atau sistem mitigasi/tindakanyang ada dalam instalasi sudah
mampu untuk mengatasi kemungkinan kejadian awal internal. lAEA sampai saat ini
belum mempunyai batasan mengenai kebolehjadian untuk fasilitas nuklir non reaktor,
tetapi sebagai perbandingan dapat dilihat bahwa untuk reaktor nuklir kebolehjadian
teras me1eleh< 10-5per tahun.
Untuk analisis lebih lanjut fisiko ledakan dapat ditentukan berdasarkan
kegagalan dalam proses insenerator yang disebabkan kesalahan dalam seleksi pemilihan
bahan yang akan diinsenerasi, walapun kebolehjadian konsekuensi ini sangat kecil.
Dalam fasilitas nuklir non reaktor ( pada PSA ) banyak kondisi yang ditentukan
oleh kecepatan respon dari operator/pekerja untuk mengatasi kondisi transien atau
insiden yang timbul, hal ini tidak seperti-pada reaktor nuklir dimana banyak parameter
operasi yang dimonitor secara otomatis (safety related system). Maka dari itu untuk180
Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas NuklirJakarta, 20 Agustus 2003 ISSN.. 0854 -2910
ketelitian dalam analisis ini, perlu dilakukan analisis lebih lanjut mengenai respon dari
operator terhadap kondisi insiden atau transien. Hal ini disebabkan kesalahan operator
terdiri atas 3 hat yaitu kurang/tidak mengerti atas kelainan atau indikasi dari
penYlmpangan parameter operasi, mengetahui adanya penyimpangan tetapi tidak
mengetahui cara mengatasinya clan yang ketiga mengetahui adanya penyimpangan clan
mengatasinya tetapi tindakan yangdiambil terlambat. Oleh sebab itu pemahaman akan
budaya keselamatan perlu ditingkatakan pacta fasilitas nuklir non-reaktor. Demikian
juga analisis ini perlu dilakukan secara terns n:enerus ( living PSA ), kare~a I?erubahan
disain atau ke1nampuanoperator yang berub;:thjuga akan mempengaruhihasil analisis.
KESIMPULAN
Risiko pacta fasilitas pengelolaan limbah radioaktif telah dapat ditentukan. Dari
basil analisis dapat ditentukan sebagai konsekuensi adalah pelepasan bahan radioaktif,
pelepasan bahan kimia clanpaparan lebih dengan kebolehjadiannya adalah 2,2 x 10-5per
tahun, 1,5 x 10-10per tahun clan3,6 x 10-8per tahun. Berdasarkan nilai kebolehjadian
untuk setiap konsekuensi yang sangat kecil, maka fasilitas limbah radioaktif adalah
cukup aman.
DAFTAR PUSTAKA
1. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY (IAEA), Procedures for
Conducting Probabilistic Safety Assessment (PSA) for Non-Reactor Nuclear
Facilities, IAEA-TECDOC-1267, Vienna, 2002.
2. WilliamF. Kenney, Process Risk Management System, VCH Publishers, Inc, 1993.
3. D. T. Sony T. dkk, PSA PactaFasilitas Pengelolaan Limbah Radioaktif: Penentuan
Kejadian Awal clan Keandalan Sistem, Prosiding Presentasi Ilmiah Teknologi
Keselamatan Nuklir VII, Serpong 14 Pebruari, 2002.
4. P2PLR - BATAN, System Notes for Liquid Waste Processing by Evaporation,
,Serpong,2000.
5. P2PLR - BATAN, Logic Diagrams for Liquid Waste Treatment by Evaporation,
Serpong 2000.
6. PTPLR - BATAN, System Notes for Unit Insenerator, Serpong, 1999.
7. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY (IAEA), Component
Reliability Data for Use in Probability Safety Assessment, IAEA-TECDOC-478,
Vienna, 1989.
8. Technical Study of Spent Fuel Pool Accident Risk at Decommissioning Nuclear
Power Plant, NUREG-1738, October 2000.
181
Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi clanKeselamatan PLTN Serra Fasilitas NuklirJakarta, 20Agustus 2003 ISSN.. 0854 - 2910
182
..:=~
..Qe.-<~
~.-<......~~0.-<"'0~~
'.
...
--
..
J.'..~
U-=~.Qe~
r--+
l
;..'e=.u's~rn
I
-~"'0~
~
~Non
Korosif--.. Evaporasi
Korosif ChemicalTreatment
~ PelarutOrganik
h
.... AktivitasTinggi
H-
..Insenerasi
..Tcrmam-patkan
...
--"oJ Kompaksi
Tak Ter~ Mampat1 "'1 kan & Tak
Tcrbakar I
~-=~.Qe~
~I . Terhakar
Aktivitas
~. Tinggi
....
......
--..
'..r;f)~-CQJ
eQJ
rJ'J.
I::e'::
..c=
=';..='-Q)
~~
Gambar 1. Diagram Peng.elotaan Limbah Radioaktif [4,5]
,
...
e'::;..e'::...I::Q)eQ)
ifJ.
I::e'::I::e'::~e, ...>.I::Q)
~
-..
....I:: CDe':: e':: bJ)I:: . I::e':: .......~.sE-ce I:: ~~ e'::>. ~,~I:: Q) ;;..Q)ifJ.....
~ ~<
, I U.>lU"'1',,)~flIIIIU" /VU.>lIJIIUI,,~-y I e",wwgl aan l\.e.l'eWrtlalWI I'Ll IV ,)erta l'aSlIIlaS Nllkllr
Jakarta, 20 Agllstlls 200] IS,\'N.. OS54 - 2910
Gambar 2. Diagram Pengolahan Limbah Cair dengan Evaporator [4,5]
"
183
-
:.::
Tangki Kondensatc
..,... Kondensor'-............. E,.... \..,... 0"::::- '-
0 ::::
:.:::::!
t
Uap Peruanas ..,..
..,...
...
....c: Pendingin
0.....,
1 E...0 I c:.I
c. P-c
E Tanl!ki Destilasi
Limbah Cair
'0 .....
---._-..., .....--'- ............
PenvimpananLimbah CairKonsentrat Sementasi
......
-..
.....
Jakarta, 20 AgllStllS 2003 ISSN: 0854 - 2910
Gambar 3. Diagram Pengolahan Limbah dengan Insenerator [6]
184
,
Cerobong
'----
Ruang t-Pendingin
Air"t:j.............................................................
::u ...Udara Pembakaran I..
Hepa c: '"\U
.......
.:::::CjJRuang ---... Filter ..... Po.8
Bahan Bakar ....... PembakarI0 Soda-..i..0
...
""'-"""""""""""""""""""""""""""""'"
'"......RuangNitroQ:en
..... Pembakar II...
ExItUlLft
,.of..I'"
I l'
rTangkiUmpan
I
Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi don Keselamatan PLTN Serlo Fasilitas Nuklir =-Jakarta, 20Agustus 2003 ISSN: Of/54-2910
Gambar 4. Pohon Kejadian Awal Pelepasan Bahan Radio Aktif Selama Proses
- K~k~ran;31n -~rm Kebakarandanl IndikalorlJin.
Gedung(Zona3 &4) I SistemPemadam I KarenaKebahrnn!
,-.--
SistemMampu
lkrtahan
, Operator/pekerja
; MemadamkanDengan
: PenlatanKebakaran
-----
IE-FIRE FIR.ALARM FIR.IND FIR-SUR FIR.QP # IEND-STATE-NAMES
---
cc=c=
I OK2 OK . .J PELEPASAN.HAHAN;R.A.4 OK5 OK6 PELEPASAN-BAHAN-RA7 OK8 PELEPASAN-BAHAN-RA.
Gambar 5. Pohon Kejadian Awal Kebakaran
I OK2 OK3 OK4 OK5 PELEPASAN-BAHAN-R-A6 OK7 PELEPASAN-HJ\HAN.R-A.,
Gambar 6. Pohon Kejadian Awal Pelepasan Bahan Radioaktif
185
!Pelq>asanBahan SistemGas AlannRadiasi
I OpentorlPekelja
SisteruVentilasi IRadio AJcti(Karena BuangPealatan BerlUngsi . Melakubn Tindabn Ruangan
iProses Abnonnal ' Pencega/wI
_. -;
ABNORMAL EXH-SYS RAD asp AC-SYS I # END-STATE-NAMESI..- - , --- ------
I;,
;jI
I
I'OK
:
21OK
I
3 OK
I
4 OK5 PELEPASAN-BAHAN-R.-A.6 OK I- 7 PELEP.AI'I-BAHAN-R.-A. ;
IIIi
,--- -- _.
lPckpa.lanRaban I
SislemGas
I A:"
Opentocl1'ekerya SistemVentilasi
RadioAktifKaren.J HuangPeralatau Melal11l:anTUldakan Ruangan
KegagalanPenampung Penctgahm- IIIE-RAD I EXH-SYS OSP AC-SYS # END-STATE-NAMES
Prosiding Seminar Nasional ke-9 Tekllologi dan Keselamatan PLTN SerraFasilitas NuklirJakarta, 20Agustus 2003 =- ISSN: 0854 - 2910
Gambar 7. Pohon Kejadian Awal Paparan Berlebih
Pelepasan Bahan
Kimia
Sistem Gas Bu,mg Operator/Pekerja
Melman Tindakan
Penccg~Jan
~: '-~\1IAJ
'--'--"
jCH.EXH
ICH.DSP
SistemVentilasi
Ruangan
Ac.sysi._-END.STATE-NAMES
I2345678
OKOKOK 'PELEPASAN.BAHAN-KIML~OKOKOKPELEPASAN-BAfL~N.K1ML~
Gambar 8. Pohon Kejadian awal Pelepasan Bahan Kimia
186
,
PaparanRadiasi AlarmRarnasi OperatorlPekeqa SisternVenrilasi
Berleih Me!akukanTindakan Ruangan
i Pencegahan!i
,,_..
RAD-11- ACmBERLEBIH
I
# END.STATE-NAMES
I. "..
:
I OK,
I
2 OK
I
3 OK4 PAPARAN-BERLEBlli
I5 OK6 PAPARAN.BERLEBIH