Transcript
Page 1: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

Manajemen Penuaan Reaktor Riset

(Terjemahan dokumen IAEA TECDOC-792: Management of Research Reactor Ageing

BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL

BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR

Revisi Juli 2005

Page 2: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

The International Atomic Energy Agency (IAEA) makes no warranty and assumes no responsibility for the accuracy or quality or authenticity of

workmanship of the translation/publication/printing of this document/publication and adopts no liability for any loss or damage consequential or otherwise

howsoever caused arising directly or indirectly from the use there of whatsoever and to whomsoever

International Atomic Energy Agency (IAEA) tidak menjamin dan tidak bertanggung jawab atas ketepatan dan kualitas atau orisinalitas dari

penerjemahan/penerbitan/pencetakan dokumen/publikasi ini dan tidak bertanggung jawab atas kerugian atau kerusakan yang ditimbulkan sebagai

akibat dari pemanfaatannya atau sebaliknya secara langsung atau tidak langsung untuk apapun dan oleh siapapun

Saran, kritik dan koreksi sangat kami harapkan Redaksi: Hendriyanto Haditjahyono

Pusat Pendidikan dan Pelatihan – BATAN [email protected]

Page 3: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

KATA PENGANTAR

Hingga Desember 1993, lebih kurang seperempat dari jumlah reaktor riset yang sedang beroperasi telah berumur lebih dari 30 tahun. Umur panjang dari reaktor riset menjadi perhatian diantara operator reaktor riset, badan regulasi dan meluas secara terbatas pada masyarakat umum. Badan Tenaga Atom Internasional (IAEA) memulai aktivitas terkait dengan topik penuaan reaktor riset dengan membentuk kelompok kerja internal pada tahun 1988 dan kemudian menyelenggarakan Pertemuan Konsultatif pada tahun 1989. Materi terkait dibicarakan pada simposium internasional dan seminar regiomnal yang secara berturut-turut pada tahun 1989 ini dan 1992. Sebuah konsep naskah tentang berbagai informasi dan pertukaran pengalaman yang dibahas dalam pertemuan tersebut di atas telah dievaluasi dalam sebuah Pertemuan Komite Teknis (Technical Comitte Meeting) yang diselenggarakan di Wina pada tahun 1992. TECDOC ini adalah bentuk luaran dari evaluasi tersebut, di dalamnya memuat rekomendasi, petunjuk dan informasi tentang manajemen terhadap penuaan reaktor riset yang harus digunakan bersamaan dengan Program Keselamatan Reaktor Riset IAEA dan diacu dalam kesatuan keseluruhan teks. TECDOC ini akan menjadi perhatian para operator dan pengawas regulasi (regulator) yang terlibat dalam keselamatan operasi sebarang tipe reaktor riset untuk (a) memahami perilaku dan pengaruh mekanisme penuaan pada struktur, sistem dan komponen reaktor; (b) mendeteksi dan mengevaluasi efek penuaan; (c) menetapkan tindakan pencegahan dan koreksi untuk menghambat efek tersebut; (d) membuat keputusan yang ditujukan untuk memperpanjang masa operasi reaktor riset dan keselamatannya. Para ahli terkait (spesialis) berasal lebih dari dua puluh negara anggota telah memberikan kontribusi terhadap publikasi ini baik melalui partisipasi langsung pada awal pengkosepan naskah, penyiapan beberapa contoh kasus maupun pada evaluasi dan pemeriksaan dokumen. Staf IAEA M. Gazit telah mengkoleksi sebagian besar informasi dalam Lampiran II dan menyipakan makalah kerja (working paper) untu Pertemuan Komite Teknis. Publikasi lengkap akhirnya diperiksa dan disunting oleh F.A. DiMeglio dan F. Alcala-Ruiz yang bertindak sebagai sekretariat sains/teknis untuk keseluruhan pertemuan ilmiah tersebut di atas.

Page 4: Manajemen Penuaan Reaktor Riset
Page 5: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

DAFTAR ISI

1 PENDAHULUAN.................................................................................................1

1.1 LATAR BELAKANG...........................................................................................1

1.2 TUJUAN ...............................................................................................................3

1.3 LINGKUP DAN BENTUK ..................................................................................3

2 DEFINISI DARI PENUAAN DAN MANAJEMEN PENUAAN .......................5

2.1 DEFINISI DARI PENUAAN ...............................................................................5

2.1.1 Kondisi operasi/pelayanan .................................................................................5 2.1.2 Degradasi material..............................................................................................6

2.2 MANAJEMEN PENUAAN..................................................................................7

3 PENUAAN DAN KESELAMATAN REAKTOR RISET ...................................8

3.1 PERSYARATAN UMUM KESELAMATAN DAN PENUAAN .......................8

3.1.1 Penuaan dan pertahanan mendalam...................................................................8 3.1.2 Penuaan dan keandalan ......................................................................................9 3.1.3 Penuaan dan dokumen terkait keselamatan........................................................9 3.1.4 Penuaan dan perbaikan teknologi serta syarat keselamatan.............................10

3.2 KONDISI OPERASI/PELAYANAN DAN PENUAAN ...................................10

3.2.1 Kondisi operasi normal ....................................................................................11 3.2.2 Kondisi kejadian operasional terantisipasi.......................................................11 3.2.3 Kondisi lingkungan..........................................................................................13

3.3 KONDISI FISIK ATAU MEKANISME DAN EFEK PENUAAN ...................13

3.3.1 Radiasi..............................................................................................................13 3.3.2 Temperatur .......................................................................................................14 3.3.3 Tekanan............................................................................................................14 3.3.4 Vibrasi dan perulangan (cycling). ....................................................................14 3.3.5 Korosi...............................................................................................................15 3.3.6 Reaksi-reaksi kimia lain ...................................................................................16 3.3.7 Erosi .................................................................................................................16

3.4 KONDISI NON-FISIK DAN EFEK PENUAAN...............................................16

3.4.1 Perubahan teknologi.........................................................................................16 3.4.2 Perubahan syarat keselamatan..........................................................................16 3.4.3 Kekedaluarsaan dokumen ................................................................................17 3.4.4 Ketidakcukupan dalam desain..........................................................................17 3.4.5 Kesalahan perawatan dan pengujian................................................................18

3.5 TREN TERKINI DAN AKTIVITAS LITBANG PENUAAN MENDATANG 18

3.5.1 Isu khusus untuk reaktor riset...........................................................................19 3.5.2 Pengawasan dan pengujian paska operasi/pelayanan.......................................20

Page 6: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

4 DETEKSI DAN KAJIAN EFEK PENUAAN.................................................... 20

4.1 PROGRAM DETEKSI PENUAAN ................................................................... 20

4.2 SELEKSI DAN KATAGORISASI PERANGKAT YANG AKAN MENUA ..21

4.3 AKTIVITAS PEMERIKSAAN PENUAAN...................................................... 23

4.3.1 Inspeksi dan pengamatan visual....................................................................... 23 4.3.2 Pemantauan...................................................................................................... 24 4.3.3 Pengujian.......................................................................................................... 24 4.3.4 Uji kinerja ........................................................................................................ 24

4.4 PENGUMPULAN DAN PENCATATAN DATA............................................. 25

4.4.1 Pengalaman selingkung.................................................................................... 25 4.4.2 Pengalaman operator reaktor riset lain............................................................. 26

4.5 EVALUASI TERHADAP EFEK PENUAAN ................................................... 29

4.5.1 Pengkajian selingkung ..................................................................................... 29 4.5.2 Pemanfaatan tenaga ahli (experts) ................................................................... 29 4.5.3 Pengkajian final isu terkait penuaan ................................................................ 29

5 PENCEGAHAN DAN MITIGASI TERHADAP EFEK PENUAAN ............... 30

5.1 UMUM................................................................................................................ 30

5.2 PENCEGAHAN MELALUI DESAIN............................................................... 31

5.3 PENCEGAHAN MELALUI PEMERIKSAAN DAN PENGUJIAN ................ 31

5.4 PERAWATAN PENCEGAHAN ....................................................................... 32

5.5 EVALUASI PERIODIK TERHADAP PENGALAMAN OPERASI ................ 33

5.6 OPTIMISASI KONDISI OPERASI ................................................................... 33

5.7 PERBAIKAN, PENGGANTIAN ATAU PEMBAHARUAN KOMPONEN ... 34

6 PETUNJUK UNTUK PERPANJANGAN MASA OPERASI ........................... 35

6.1 UMUM................................................................................................................ 35

6.2 DEMONSTRASI STATUS PENUAAN MELALUI EVALUASI KESELAMATAN............................................................................................... 37

6.3 TAHAPAN PENENTUAN DALAM PROYEK MODIFIKASI ....................... 37

Page 7: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

1

1 PENDAHULUAN

1.1 LATAR BELAKANG

Sejak reaktor nuklir riset pertama mencapai kritis pada tahun 1942, lebih dari

550 buah reaktor dibangun di seluruh dunia, dari semua itu lebih kurang 300

buah dalam kondisi operasi pada saat ini. Kira-kira 66% reaktor yang

beroperasi pada saat ini telah berusia 20 tahun dan 30% berusia lebih dari 30

tahun.

Reaktor tersebut didesain dan dibangun dengan menggunakan standar,

material dan komponen yang sesuai dengan petujuk industri (klas industri) dari

negara asal pada saat pembangunan dilakukan. Secara umum komponen dan

material disyaratkan untuk memenuhi suatu uji kelayakan. Pada saat itu tidak

tersedia cukup pengalaman untuk menaksir umur hidup dan keandalan dari

sebagian besar material dan komponen walaupun hanya terhadap kondisi

operasional dan lingkungan yang biasa. Bagaimanapun juga, dalam kondisi

operasinal dan lingkungan yang agresif akan menyebabkan timbulnya

percepatan degradasi yang tak terantisipasi pada material maupun komponen.

Disamping itu, telah tersedia setandar baru yang telah diperbaiki dan harus

diaplikasikan untuk degradasi yang terkait dengan penuaan. Dengan alasan

tersebut, pemahaman terhadap mekanisme degradasi, teknik pengkajian dan

proses mitigasi yang memadai menjadi perlu untuk tujuan pengembangan

tindakan korektif dan penjagaan tingkat keselamatan dalam operasi dan utilisasi

reaktor riset.

Desain dan filosofi pengoperasian serta utilisasi reaktor nuklir riset secara

mendasar berbeda dengan reaktor nuklir daya. Hal ini disebabkan karena

kegunaan dari sebuah reaktor riset adalah untuk melakukan sautu percobaan

dalam operasinya atau bahkan percobaan dilakukan padanya. Selain itu,

utilisasi reaktor riset kadang-kadang mengharuskan adanya suatu modifikasi

terhadap reaktor. Perbedaan ini menyebabkan adanya kebutuhan untuk

menetapan pemisahan kriteria dari reaktor daya dan reaktor riset, walaupun

cukup banyak mekanisme degradasi di antara keduanya yang mirip.

Page 8: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

2

Cukup banyak makalah terkait dengan penuaan reaktor nuklir daya yang telah

dipublikasikan dan telah pula diselenggarakan simposium maupun seminar

terkait, dan semua itu dapat menjadi sumber acuan yang berguna bagi reaktor

riset. Sebagai tambahan, telah pula banyak dipublikasikan makalah serta

diselenggarakan simposium dan seminar terkait dengan penuaan dalam reaktor

riset. Pengalaman internasional telah mengevaluasi publiaksi tersebut, dan

dapat menjadi alat bantu dalam memenejemen persoalan penuaan dalam

reaktor riset.

IAEA memulai ativitasnya dalam penuaan reaktor riset pada Nopember 1988

dengan menugaskan suatu kelompok kerja (tim) yang menghasilkan sebuah

laporan awal. Sebuah pertemuan konsultan diselenggarakan di Wina pada

Nopember 1989. Topik yang yang sama didiskusikan juga pada Simposium

Internasional IAEA tentang Keselamatan Reaktor Riset, Operasi dan Modifikasi

yang diselenggarakan di Chalk River, Kanada pada Oktober 1989 [1]. Selain itu,

Seminar IAEA untuk Asia-Pasifik tentang Penuaan, Dekomisioning dan/atau

Pemolesan Reaktor Riset diselenggarakan di Bangkok, Thailand pada bulan

Mei 1992. Tearkahir, Pertemuan Komite Teknis (Technical Committee Meeting,

TCM) diselenggarakan di Wina pada bulan Nopember 1992 untuk

mengevaluasi kertas kerja tentang penuaan reaktor riset. Kertas kerja ini

disiapkan oleh staf IAEA dan inkorporasi:

(1). Hasil-hasil Pertemuan Konsultan di Wina pada Nopember 1988;

(2). Hasil-hasil Simposium di Chalk River pada Oktober 1989 dan Seminar di

Bangkok pada bulan Mei 1992; dan

(3). Bahan relevan dari publikasi IAEA tentang penuaan reaktor daya [2], desain

reaktor riset [3] dan pengoperasian reaktor riset [4].

TECDOC ini adalah hasil luaran dari TCM di atas dan didalamnya memuat

beberapa rekomendasi, petunjuk dan informasi tentang manajemen dari

penuaan reaktor riset. Oleh karena terkait dalam hal tujuannya, maka TECDOC

ini harus digunakan bersamaan dengan publikasi IAEA terkait dengan

keselamatan reaktor riset. Daftar publikasi tersebut diberikan di bagian akhir

dari dokumen ini bersamaan dengan suatu rangkuman beberapa publikasi

anjuran tentang keselamatan reaktor riset. Secara khusus, TECDOC ini terkait

Page 9: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

3

dengan Petujuk Keselamatan dalam Utilisasi dan Modifikasi dari Reaktor Riset,

Seri Keselamatan IAEA No.35-G2 [5] dan sedang disiapkan sebuah dokumen

tentang petunjuk evaluasi keselamatan pada riset reaktor.

1.2 TUJUAN

Tujuan dari publikasi ini adalah untuk:

− Menyatakan problem penuaan dan menjelaskan hubungannya dengan

keselamatan reaktor riset;

− Mengevaluasi mekanisme penuaan untuk memahami perilaku dan

pengaruhnya pada komponen dan sistem reaktor;

− Menyediakan suatu panduan untuk membantu operator reaktor riset

dalam mendeteksi dan mengkaji efek penuaan;

− Menyediakan informasi yang dapat digunakan untuk mengevaluasi

keselamatan perpanjangan masa operasi dari reaktor riset yang menua;

− Merekomendasikan tindakan pencegahan dan koreksi untuk memitigasi

efek penuaan; dan

− Memberikan bimbingan pada proses pengambilan keputusan untuk suatu

proyek perbaikan, pemolesan dan/atau penggantian sebuah reaktor riset.

1.3 LINGKUP DAN BENTUK

Dengan beberapa pengecualian yang dijelaskan berikut ini, publikasi ini dapat

diaplikasikan pada sebarang tipe reaktor riset. Disamping itu, sebagai

perluasan, dokumen ini juga cocok dan dapat diterapkan pada perangkat

subkritis maupun perangkat kritis (selanjutnya kedua perangkat ini dimasukkan

sebagai reaktor riset).

Petunjuk yang diberikan dalam publikasi ini dapat diaplikasikan kepada reaktor

riset dengan krakteristika tipikal dan potensial bahaya terhadap penduduk yang

terbatas. Untuk menerapkan topik yang ada pada reaktor yang berdaya

beberapa puluh megawatt, reaktor riset berspektrun neutron cepat atau reaktor

daya prototipe kecil, dan lain sebagainya, publikasi IAEA serupa yang telah

disiapkan untuk reaktor daya mungkin lebih sesuai dalam sejumlah aspek (lihat

Pustaka). Dalam hal ini tidak ada spesifikasi transformasi antar petunjuk.

Page 10: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

4

Mungkin ada beberapa tipe reaktor riset (termasuk di dalamnya perangkat

kritis) yang mana publikasi ini tidak cocok untuk diterapkan padanya. Salah satu

contoh diantaranya adalah untuk sistem pendingin teras pada sebuah reaktor

daya rendah atau perangkat kritis. Oleh karena pada reaktor daya rendah,

mungkin tidak tersedia sistem yang khusus didedikasikan untuk pendinginan

teras.

Sebuah problem penuaan dengan berbagai bentuk manifestasi yang jelas

(misalnya, kebocoran pada pipa pendingin primer yang berkarat) akan

memunculkan suatu tanggapan perawatan korektif dari organisasi pengoperasi.

Walaupun demikian, publikasi ini juga memperhatikan terhadap problem

degradasi penuaan yang tidak begitu jelas. Dalam pembahasan didiskusikan

tidak hanya pengkajian terhadap degradasi yang terjadi melalui penuaan tetapi

didiskusikan juga tentang pengaruhnya terhadap keselamatan dan tindakan

yang harus dilakukan. Sebagai tambahan, publikasi ini mendiskusikan pula

peran pengamatan dan perawatan pencegahan dalam mendeteksi dan

menghambat degradasi dari komponen dan material serta meminimasi

sejumlah manifestasinya yang tampak jelas.

Sumber daya manusia adalah suatu aspek yang penting dalam operasi dan

utilisasi fasilitas reaktor secara aman. Oleh karena itu penuaan dari staf

pengoperasi pada instalasi reaktor juga harus dipertimbangkan. Walaupun

demikian, oleh karena hal ini merupakan problem khusus yang alami, maka hal

tersebut di luar jangkauan dari lingkup publikasi ini.

TECDOC ini disusun dengan struktur sebagai berikut: Bagian 2 berisi definisi

dari problem penuaan secara luas dan umum serta memperkenalkan

metodologi manajemen penuaan. Bagian 3 menjelaskan tentang implikasi

penuaan terhadap keselematan reaktor riset, mengenalkan kondisi, mekanisme

dan efek penuaan serta kecenderungan atau tren litbang penuaan pada saat ini

dan masa yang akan datang. Komentar pendek tentang pengamatan dan

pengujian paska operasi/pelayanan juga dimasukkan dalam bagian ini, karena

terdapat kemungkinan adanya penghentian reaktor yang menua. Bagian 4

memberikan saran tentang cara deteksi problem penuaan, pengumpulan data,

perekaman, evaluasi dan pengkajiannya. Bagian 5 memberikan bahasan

mengenai metodologi dan petunjuk untuk mencegah dan memitigasi

Page 11: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

5

konsekuensi dari penuaan. Bagian 6 memberikan petunjuk untuk pengkajian

terhadap kondisi-kondisi untuk perpanjangan masa operasi dari reaktor riset

yang ada.

2 DEFINISI DARI PENUAAN DAN MANAJEMEN PENUAAN

2.1 DEFINISI DARI PENUAAN

Penuaan didefinisikan sebagai proses umum yang mana karakteristika dari

komponen, sistem dan struktur secara bertahap berubah dengan waktu atau

masa penggunaan. Proses ini sering kali menimbulkan adanya degradasi

material dalam kondisi operasi normal 1. Dalam proses ini termasuk didalamnya

kondisi normal dan transien dalam mana komponen, sistem dan struktur

dibutuhkan untuk operasi. Kondisi kecelakaan terpostulasi dan paska

kecelakaan dikecualikan dalam hal ini [2] dan harus dievaluasi berdasarkan

kasus per kasus terhadap efeknya pada utilisasi dan keselamatan reaktor.

1Kondisi operasi normal meliputi semua kondisi operasi reaktor riset termasuk semua kondisi lingkungan yang melingkupinya. Kondisi lingkungan dapat saja terkait dengan kebutuhan dari suatu percobaan (yang dapat berubah dari kondisi normal aslinya), hingga pada jadual operasi yang berbeda dengan siklus umum dan lain sebagainya

Dalam fasilitas reaktor riset, pengaruh dari degradasi tersebut di atas bisa

menimbulkan penurunan atau ketidakmampuan dari komponen, sistem dan

struktur untuk berfungsi sesuai kriteria kelayakan. Keselamatan dan utilisasi

fasilitas menjadi dapat terganggu kecuali jika dilakukan tindakan pencegahan

dan tindakan koreksi padanya.

2.1.1 Kondisi operasi/pelayanan

Kondisi operasi mempunyai sumbangan terhadap aksi penuaan melalui proses

fisik dan kimia yang berpengaruh pada sifat material dan kemampuan fungsi.

Kondisi tersebut adalah:

− Tegangan dan/atau regangan;

− Temperatur;

Page 12: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

6

− Faktor lingkungan seperti radiasi, kelembaban yang tinggi atau adanya

gas atau cairan dengan ktivitas kimia (sebelum dan dalam kondisi

operasi);

− Kelelahan operasi dan korosi, termasuk perubahan dalam dimensi

dan/atau posisi relatif dari suatu bagian dalam sebuah perangkat;

− Pengujian yang berlebihan;

− Desain yang tak sesuai/mencukupi, kesalahan pemasangan dan

perawatan.

Sebagai tambahan dari kondisi operasi di atas, terdapat beberapa kondisi tak

terkait dengan proses fisika dan kimia yang dapat menimbulkan

kekedaluarsaan (obsolesence) yang berpengaruh pada keselamatan reaktor.

Kondisi tersebut adalah:

− Perubahan teknologi;

− Perubahan syarat keselamatan;

− Kekedaluarsaan dokumen;

− Ketidaksesuaian/ketidakcukupan desain;

− Kesalahan perawatan dan pengujian.

Kondisi operasional non fisik dan kimia tersebut di atas juga dibahas dalam

dokumen ini. Diskusi lebih lanjut tentang kondisi operasi untuk penuaan dapat

ditemukan dalam Bagian 3.2.

2.1.2 Degradasi material

Pengaruh utama dari penuaan adalah degradasi material. Degradasi tersebut

dianataranya:

− Perubahan dalam sifat fisik (misalnya konduktivitas listrik);

− Perapuhan/penggetasan iradiasi;

− Perapuhan/penggetasan termal;

− Creep;

Page 13: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

7

− Fatik;

− Korosi, termasuk korosi-erosi dan korosi yang menimbulkan retak;

− Keausan (miaslnya fretting) dan keausan yang menimbulkan keretakan

(misalnya fretting fatigue).

Berbagai pengaruh dari penuaan didiskusikan pada Bagian 3.3.

2.2 MANAJEMEN PENUAAN

Kebolehjadian sebuah komponen, sistem atau struktur mengalami kegagalan

yang disebabkan oleh degradasi penuaan biasanya akan meningkat

bersamaan dengan lamanya (waktu) sistem terkena kondisi operasi, kecuali jika

dilakukan tindakan perlawanan-pencegahan padanya. Tujuan dari manajemen

penuaan adalah untuk menentukan dan menerapkan tindakan perlawanan-

pencegahan tersebut. Dalam manajemen penuaan termasuk didalamnya

adalah aktivitas seperti proteksi, perbaikan, pemolesan dan penggantian yang

mirip dengan aktivitas lain dalam fasilitas reaktor selama perawatan dan

pengujian rutin atau dalam aktivitas terkait dengan proyek modifikasi. Akan

tetapi tetap perlu dilakukan pembedaan di anatara dua aktivitas berbeda yang

serupa tersebut, karena dalam manajemen penuaan membutuhkan

penggunaan metodologi untuk mendeteksi dan mengevaluasi

kekuarangan/kelemahan yang dihasilkan oleh kondisi operasi dan

menindaklanjuti dengan tindakan perlawanan untuk mencegah dan memitigasi

kekurangan/kelemahan. Salah satu pendekatan terhadap metodologi ini adalah

penetapan bahwa sistem reaktor dan komponen dapat melakukan fungsi

keselamatannya selama operasi dan dalam kondisi lingkungan operasi. Hal ini

dapat dicapai dengan melakukan pemilihan secara tepat terhadap sistem dan

komponen yang menjadi subyek dari aktivitas pengamatan-pengawasan dan

memasukkannya dalam sebuah program deteksi penuaan jangka panjang,

melalui pengumpulan data dan evaluasi terhadap efek potensial dari penuaan.

Kegiatan ini akan disertai dengan tindakan perlawanan untuk pencegahan dan

mitigasi terhadap efek penuaan dalam rangka meyakinkan akan tercukupinya

suatu tingkat keselamatan dalam fasilitas reaktor.

Page 14: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

8

Pengelolaan penuaan membutuhkan pemahaman tentang bagaimana penuaan

akan mempengaruhi komponen dan material yang digunakan untuk mencapai

kondisi keselamatan menyeluruh dari suatu reaktor. Topik ini dibicarakan

secara detail dalam Bagian 3 hingga kcenderungan umum dari litbang penuaan

pada saat ini dan masa mendatang. Manajemen penuaan dan aktivitas terkait

dibahas dalam bagian 4 dan 5.

3 PENUAAN DAN KESELAMATAN REAKTOR RISET

3.1 PERSYARATAN UMUM KESELAMATAN DAN PENUAAN

Tujuan umum keselamatan dari sebuah reaktor riset adalah melindungi individu,

masyarakat dan lingkungan dengan menetapkan dan menjaga tindakan

pengamanan efektif terhadap bahaya radiologis. Untuk mencapai tujuan ini,

sejumlah prinsip dan persyaratan keselamatan diterapkan pada tahapan desain

dan sejalan dengan itu dilakukan tindakan tambahan selama operasi reaktor.

Prinsip dan tindakan dimaksud adalah, inter alia, pertahanan berlapis,

keandalan, analisis keselamatan, jaminan kualitas dan supervisi peraturan

termasuk di dalamnya evaluasi dan pengkajian terhadap dokumen keselamatan

relevan yang disiapkan oleh organisasi pengoperasi [3,4].

Oleh karena penuaan, mungkin akan terjadi kesetimbangan kompromi terhadap

pemenuhan persyaratan dan prinsip keselamatan tersebut di atas. Contoh yang

menyertai berbagai bidang terkait keselamatan berikut ini menjelaskan

bagaimana penuaan dapat mengurangi tingkat pemenuhan terhadap prinsip

dan persyaratan keselamatan.

3.1.1 Penuaan dan pertahanan mendalam

Pertahanan menyeluruh biasanya dicapai dengan suatu sistem perlindungan

berlapis. Integritas dari sistem perlindungan ini bisa menjadi tidak efektif oleh

karena kegagalan pada satu atau lebih dari lapis sistem perlindungan. Proses

penuaan bisa saja menimbulkan peningkatan terhadap probabilitas kegagalan

dari komponen sistem perlindungan berlapis dan bahkan pada kegagalan

Page 15: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

9

sistem perlindungan secara keseluruhan. Berikut ini adalah sebuah contoh

tentang pengaruh penuaan terhadap pertahanan mendalam.

Pembebasan produk fissi dari bahan bakar ke lingkungan dijaga oleh matrik

bahan bakar, kelongsong bahan bakar, kolam reaktor dan bangunan reaktor

(confinement: penyungkup). Keretakan pada beton dari bangunan penyungkup

oleh karena kondisi lingkungan dalam jangka waktu yang lama akan dapat

menurunkan kemampuannya untuk menyungkup pembebasan suatu radioaktif.

3.1.2 Penuaan dan keandalan

Penuaan pada komponen sistem akan dapat meningkatkan kegagalan dari

komponen tersebut dan menurunkan ketersediaan (availability) dari suatu

reaktor. Pada kebanyakan contoh kasus, penggunaan prinsip redudansi dalam

sistem terkait keselamatan akan dapat membantu ketahanan kemampuan

keselamatan dari sistem tersebut.

Walaupun demikian, meskipun pada sistem tersebut te lah mengadopsi prinsip

redudansi, tentu saja akan mengalami penuaan dan pada akhirnya

mempengaruhi keandalan.

Sebagai contoh adalah sistem instrumentasi reaktor nuklir yang didesain untuk

mematikan suatu reaktor, mungkin sistem ini terdiri dari tiga kanal yang

membutuhkan reaksi dari dua kanal secara bersamaan untuk dapat mematikan

reaktor agar prasyarat keandalan 1 10-4 kegagalan per permintaan tercapai.

Penuaan beberapa komponen akan menurunkan keandalan sistem menjadi 1

10-3 sehingga tidak memenuhi syarat keselamatan.

3.1.3 Penuaan dan dokumen terkait keselamatan

Bersamaan dengan penuaan komponen dan material, beberapa dokumen

terkait keselamatan dapat saja mengalami penuaan dalam arti ketinggalan

masa berlaku atau kedaluarsa (obsolete). Reaktor riset biasanya sering

mengalami modifikasi untuk menyesuaikan kondisi terhadap fasilitas

eksperimen baru, dan bersamaan dengan itu perlu pula dilakukan

pembaharuan (updating) terhadap dokumen terkait. Adalah suatu fakta yang

nyata bahwa sehubungan dengan penuaan tersebut memerlukan perubahan

pula dalam cara pengujian maupun perbaikan, dan hal ini adalah sangat

Page 16: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

10

penting bagi program perawatan yang merupakan fundamental dari

pengelolaan/majamen terhadap masalah penuaan. Kesalahan dalam

perawatan terhadap suatu kondisi operasi yang berlainan akan mempercepat

penuaan.

Keselamatan operasi membutuhkan operator yang mempunyai pengetahuan

terhadap yang telah mengalami modifikasi dan dokumen-dokumen terkait. Oleh

karena itu diperlukan pelatihan dan penyegaran terhadap semua tingkatan

personil yang bertanggungjawab agar menguasai bahwa pada kenyataannya

sistem, program dan dokumennya sudah tak sesuai dan mungkin

membutuhkan perubahan.

3.1.4 Penuaan dan perbaikan teknologi serta syarat keselamatan

Sepanjang umur sebuah reaktor, perbaikan teknologi akan mungkin sekali

terjadi bersamaan dengan introduksi teknik dan komponen baru. Hal ini akan

menimbulkan kesulitan dalam mendapatkan suku cadang. Perbaikan dalam

konsep keselamatan membutuhkan perubahan terhadap perangkat keras dan

perangkat lunak yang mungkin akan mempengaruhi rutinitas operasi reaktor.

Aktivitas perubahan untuk perbaikan disebut sebagai aktivitas backfitting (lebih

lanjut lihat acuan [5]).

3.2 KONDISI OPERASI/PELAYANAN DAN PENUAAN

Efek penuaan biasanya dibahas dalam terminologi efek-efek yang tak

diinginkan atau kegagalan. Tetapi penyebab utama fenomena penuaan

kebanyakan timbul dari kondisi operasi/pelayanan (kondisi operasi normal),

yang mendukung aktuasi mekanisme penuaan tertentu dan menimbulkan efek-

efek yang tak diinginkan atau kegagalan. Secara singkat dapat diuraikan

sebagai:

KONDISI OPERASI/PELAYANAN + MEKANISME PENUAAU Menimbulkan EFEK YANG TAK DIINGINKAN ATAU KEGAGALAN

Page 17: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

11

Pada sub bagian berikut ini akan dibicarakan tentang pembahasan umum

mengenai tiga katagori besar dari kondisi operasi/pelayanan.

3.2.1 Kondisi operasi normal

Tingkat radiasi, temperatur dan tekanan pada kondisi operasi normal akan

mempengaruhi sifat fisik dari suatu material. Radiasi akan memberikan efek

pada beberapa komponen baik yang berada di dalam maupun di luar teras

reaktor. Beberapa material juga akan terkena efek radiasi dari material

radioaktif yang bersirkulasi bersama dengan pendingin. Sementara itu, efek dari

temperatur dan tekanan akan lebih menonjol pada reaktor pembangkit daya,

sedangkan dalam reaktor riset akan muncul pada material seperti sekat

(gasket). Perubahan berulang (cycling) dari temperatur dan tekeanan akan

mempercepat proses kemerosotan (deterioration). Tabel 1 menampilkan

rangkuman informasi dari mekanisme penuaan yang spesifik. Informasi

tambahan dari tepik ini diberikan dalam daftar 12 kasus dalam Lampiran IV.

Informasi lebih lanjut tentang mekanisme penuaan material yang dipakai dalam

pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN), tetapi dapat juga diterapkan pada

material yang dipakai dalam reaktor riset dapat ditemukan dalam acuan [2].

3.2.2 Kondisi kejadian operasional terantisipasi

Kejadian operasional terantisipasi berikut (yaitu, kebakaran kebanjiran, ekskursi

daya atau kepanasan/lewat-panas) akan mempercepat efek penuaan. Adalah

dianjurkan untuk menyelidiki dan melakukan tindakan korektif untuk

menghentikan pemercepatan penuaan. Tabel II merangkum informasi kondisi-

kondisi tersebut dan mekanisme penuaan yang menginduksinya.

TABEL I. EFEK PENUAAN PADA BEBERAPA KONDISI OPERASI/PELAYANAN Kondisi Mekanisme penuaan Konsekuensi/kegagalan Radiasi Perubahan sifat − dekomposisi kimia

− perubahan kekuatan − perubahan duktilitas − perubahan warna − swelling − perubahan resistivitas − derjat bakar

Temperatur Perubahan sifat − perubahan kekuatan − perubahan resistivitas

Page 18: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

12

− perubahan duktilitas − perubahan warna

Tekanan Creep − perubahan bentuk (mis. patah, runtuh)

Perubahan berulang temperatur, aliran dan/atau beban, vibrasi karena aliran

Gerakan − pergeseran − perubahan posisi dan

kedudukan letak − sambungan kendur

Fatik − patah, runtuh − perubahan bentuk

Kelelahan − kemerosotan permukaan (deterioration of surface)

Aliran Erosi − perubahan kekuatan

Kimia cair Korosi/sel galvanis − pembebasan material radioaktif

− perubahan kekuatan − perubahan posisi partikel − hubung singkat − kebocoran

TABEL II. EFEK PENUAAN UNTUK KEJADIAN OPERASIONAL TERANTISIPASI

Kondisi Mekanisme penuaan Konsekuensi/kegagalan Ekskursi daya Kerusakan termal dan

mekanis − kemerosotan sistem − percepatan penuaan

Banjir Deposisi dan kontaminasi kimia

− korosi

Kebakaran Panas, asap, gas reaktif − penurunan kekuatan − korosi

TABEL III. EFEK PENUAAN UNTUK BEBERAPA LINGKUNGAN KONDISI

OPEARSI/PELAYANAN

Kondisi Mekanisme penuaan Konsekuensi/kegagalan Kelembaban, salinitas Korosi/ sel galvanis − kebocoran

− pembebasan material radioaktif

− penurunan kekuatan − deposisi partikel − hubung singkat

Agen kimia Reaksi kimia − produk kimia tak diinginkan

− kemerosotan struktur Angin, debu, pasir Erosi dan deposisi − perubahan kekuatan

− kemerosotan permukaaan − kegagalan fungsi komponen

Page 19: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

13

3.2.3 Kondisi lingkungan

Kondisi lingkungan yang dimaksud di sini, termasuk didalamnya adalah kondisi

iklim seperti kelembaban, kebekuan dan angin, dan kondisi lokasi seperti

salinitas, pasir, debu dan agen kimia. Efek dari kondisi ini secara umum adalah

korosi, erosi atau reaksi kimia tak dikehendaki terhadap perlengkapan yang

terpapar oleh lingkungan tersebut. Tabel III merangkum informasi dari kondisi

dan mekanisme penuaan tersebut.

3.3 KONDISI FISIK ATAU MEKANISME DAN EFEK PENUAAN

Sub bagian berikut ini akan membahas mengenai efek umum dari penuaan

(perubahan fisik), melalui beberapa mekanisme, yang mungkin diakibatkan oleh

beberapa kondisi operasi/pelayanan tertentu terhadap material, komponen dan

sistem dari suatu reaktor riset. Dalam pembahasannya dibicarakan pula

sejumlah problema terkait penuaan yang muncul dari berbagai kondisi

operasi/pelayanan, yang mana jika kondisi atau mekanisme ini muncul secara

bersamaan maka proses penuaan dapat saja terjadi dengan lebih cepat.

3.3.1 Radiasi

Secara umum pengaruh iradiasi neutron terhadap logam adalah peningkatan

yield dan ultimate strength yang menurunkan kekuatannya. Gas helium dan gas

produk fissi dalam matrik logam akan menimbulkan beberapa sifat material dan

juga swelling. Swelling adalah suatu hal yang serius dalam berbagai peralatan

pengendali reaktor yang terbuat dari senyawa boron.

Iradiasi neutron cepat pada grafit akan menimbulkan pergeseran pada kisi-kisi

atomnya yang akan menimbulkan pertumbuhan/pengembangan grafit dan

distorsi. Efek Wigner pada grafit juga menimbulkan problem pada beberapa

reaktor riset berdaya tinggi. Untuk reaktor seperti ini, penggetasan komponen

dari berilium juga perlu diperhatikan.

Beton secara tradisional sering dipakai sebagai material perisai radiasi.

Walaupun demikian kerusakan berat pada beton dalam berbagai kondisi

Page 20: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

14

operasi/pelayanan raktor riset tidak perlu dirisaukan karena biasanya beton

berada dalam medan radiasi tinggi.

Perangkat listrik dan elektronik (misalnya kabel coaxial dan kabel lainnya)

biasanya diletakkan pada daerah radiasi rendah yang mana tidak mungkin lagi

diperlukan suatu tindakan tertentu termasuk pengamatan dan pembaharuan

komponen.

Semua material dari bahan organik dan gelas sangat sensitif terhadap radiasi,

oleh karena itu secara selektif harus dipantai terus selama dalam penggunaan.

3.3.2 Temperatur

Perhatian khusus harus selalu dicurahkan terhadap pendinginan dari beberapa

fasilitas percobaan dan struktur reaktor seperti kolom termal, perisai beton dan

kabel listrik serta kabel instrumentasi yang berada pada daerah yang panas

tanpa ventilasi yang memadai. Temperatur di atas 60 oC dapat menyebabkan

degradasi beton karena dehidrasi yang menyebabkan kerusakan integritas dan

efektivitas perisai neutron.

Peningkatan temperatur pada beberapa bahan polimer akan menghasilkan

pengerasan atau penurunan kekuatan tarik (tensile strength) dan elastisitas,

walaupun temperatur yang dimaksud dalam rentang operasional reaktor riset.

3.3.3 Tekanan

Reaktor riset beroperasi pada tenan yang jauh berada di bawah tekanan

reaktor daya. Oleh karena itu, kalau hanya tekakan, tidak akan memberikan

tekanan yang berarti terhadap komponen dalam reaktor-reaktor riset. Lokasi

dengan tekanan yang cukup tinggi perlu diperhatikan secara terpisah. Tindakan

khusus perlu dilakukan dengan perangkat uji yang diperasikan pada temperatur

dan tekanan tinggi.

3.3.4 Vibrasi dan perulangan (cycling).

Vibrasi dan perulangan perubahan tekanan, aliran atau temperatur akan

meningkatkan tekanan beban yang dapat menyebabkan keretakan pada

material dan pada umumnya menimbulkan patah/kerusakan fatik. Vibrasi dapat

menyebabkan degradasi pada komponen elektronik dan instrumentasi. Vibrasi

Page 21: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

15

pada sambungan dan sil adalah suatu faktor serius yang mengancam

integritasnya. Pergeseran posisi dan lokasi adalah sautu fenomena umum yang

disebabkan oleh vibrasi. Pergeseran relatif secara berulang di antara bagian

yang berdekatan akan menimbulkan gesekan (fretting) dan kelelahan.

3.3.5 Korosi

Korosi adalah reaksi antara logam dan lingkungannya. Korosi akan

menimbulkan kerugian pada material melalui degradasi permukaan dan

penurunan kekuatan. Beberapa tipe korosi (misalnya korosi intergranular,

korosi tekanan/regangan, korosi fatik) menyebabkan penurunan kekuatan

melalui pengembangan keretakan. Efek lain dari korosi adalah deposisi partikel

(produk korosi) pada daerah rentan (misalnya dudukan katup) yang

menimbulkan ketidaknormalan fungsi dari suatu komponen. Partikel tersebut

dapat saja membawa radioisotop yang akan mempersulit kondisi dalam

pengerjaan perwatan komponen. Produk korosi yang menutupi volume yang

lebih besar dari volume logamnya akan menyebabkan penyumbatan celah dan

penyempitan saluran. Korosi pada tulangan beton juga terjadi dan harus

diperhitungkan. Walaupun korosi muncul dengan varian bentuk yang banyak,

tetapi secara umum dapat digolongkan menjadi tiga tipe, yaitu:

Korosi tanpa beban mekanis

− Serangan korosi merata;

− Serangan korosi lokal (sel galvanis);

− Serangan korosi terarah (selective), terutama korosi intergranular.

Korosi dengan beban mekanis

− Retak korosi tekanan/regangan

− Fatik korosi

Erosi korosi

Seperti telah dijelaskan bahwa lingkungan pada kondisi operasi/pelayanan

adalah merupakan penyebab utama korosi, tetapi beberapa kondisi operasi

tertentu seperti kondisi penyebab erosi akan mempercepat dan meningkatkan

proses korosi lebih lanjut.

Page 22: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

16

3.3.6 Reaksi-reaksi kimia lain

Beberapa kondisi lingkungan dapat menyebabkan kemerosotan (deterioration)

struktur atau peralatan melalui reaksi kimia lain, selain reaksi korosi, misalnya

reaksi antara struktur dan peralatan dengan ozon atau NO2. Penggunaan

bebrapa bahan kimia dapat menyebabkan kerusakan peralatan. Perhatian

khusus harus dilakukan bila mengiradiasi kapsul yang memuat bahan seperti

tembaga (copper) atau merkuri yang secara kuat dapat mengkorosi paduan

aluminium.

3.3.7 Erosi

Kondisi operasi seperti aliran fluida berkecepatan tinggi dapat menyebabkan

erosi atau pengikisan peralatan misalnya pipa dan alat penukar kalor (heat

exchanger). Erosi akan menghasilkan kemerosotan permukaan dan

menurunkan kekuatan.

Kondisi lingkungan seperti angin berkecepatan tinggi atau badai pasir dapat

menyebabkan erosi pada bagian luar dari struktur.

3.4 KONDISI NON-FISIK DAN EFEK PENUAAN

3.4.1 Perubahan teknologi

Reaktor riset dibangun berdasarkan standar dan peralatan perlengkapan pada

saat konstruksi dilakukan. Setelah itu terjadi kemajuan dalam teknologi,

terutama dalam bidang elektronik. Walaupun sistem instrumentasi kendali yang

dipakai masih berfungsi denga baik, untuk mendapatkan sukucadangnya sudah

sulit. Kondisi seperti ini akan menyebabkan keperluan untuk mengganti

keseluruhan sistem instrumentasi kendali dalam rangka memfasilitasi program

perawatan yang benar dan memadai.

3.4.2 Perubahan syarat keselamatan

Kebanyakan reaktor riset, dari saat dibangin hingga sekarang telah mengalami

pengenaan berbagai syarat keselamatan. Bersamaan dengan modifikasi dan

Page 23: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

17

penggantian perangkat keras, perlu pula dilakukan pembaharuan terhadap

dokumentasinya. Modifikasi semacam ini disebut sebagai aktivitas backfitting.

3.4.3 Kekedaluarsaan dokumen

Utilisasi dari reaktor membutuhkan perubahan dan modifikasi karena

percobaan, hal ini menyebabkan dokumen reaktor cenderung menjadi mudah

kedaluarsa. Suatu manajemen penuaan yang baik seharusnya mencakup

pembaharuan (updating) dari petunjuk operasi, gambar, spesifikasi dan

dokumen terkait lainnya.

TABEL IV. EFEK PENUAAN UNTUK KONDISI NON-FISIK Kondisi Mekanisme penuaan Konsekuensi/kegagalan Kemajuan teknologi Suku cadang menurun,

kehilngan pemasok − kesulitan dalam perawatan

Perubahan syarat keselamatan

Sistem dan komponen keselamatan kedaluarsa

− kempengaruhi operasi − modifikasi sistem dan

komponen terkait keselamatan

Kekedaluarsaan dokumen dan prosedur administratif

Pembaharuan tak sempurna − informasi tak lengkap

Ketidakcukupan desain Berbagai hal − penuaan bertambah cepat − mendukung dan

menimbulkan kondisi operasi yang tak diinginkan

Kesalahan perawatan dan pengujian periodik

Berbagai hal − kemerosotan (deterioration) sistem

3.4.4 Ketidakcukupan dalam desain

Ketidakcukupan dalam desain termasuk didalamnya kesalahan dalam memilih

material dan ketidakcukupan untuk diakses dan diperbaiki. Konsekuensinya

adalah penuaan fisik yang bertambah cepat. Untuk mengatasi efek dari desain

yang tidak memadai, dibutuhkan penurunan tingkat daya sedemikian rupa

sehingga dapat menurunkan laju penuaan, atau mungkin diperlukan

pengawasan dan pengujian yang lebih sering.

Page 24: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

18

3.4.5 Kesalahan perawatan dan pengujian

Kesalahan dalam perawatan dan pengujian akan dapat meningkatkan

pengaruh fisik dari penuaan dalam berbagai cara. Sebagai contoh, peningkatan

tekanan pada bantalan hingga patah sebagai akibat tegangan dan regangan

berlebihan pada mur akan mempercepat keausan/kelelahan. Pengujian terlalu

sering dan penggunaan prosedur yang tidak sesuai dengan desain dan

rekomendasi dari pabrikan dapat melukai dan merusak komponen, sistem dan

struktur. Dalam hal ini penggunaan staf terlatih menjadi penting. Pencatatan

harus selalu dibuat dan disimpan dengan baik. Tabel IV merangkum informasi

kondisi dan mekanisme penuaan terkait dengan kondisi dan lingkup ini.

3.5 TREN TERKINI DAN AKTIVITAS LITBANG PENUAAN MENDATANG

Kebanyakan informasi problem penuaan adalah untuk PLTN. Untuk itu program

yang ekstensif dilakukan baik oleh IAEA maupun di negara anggotanya.

Sebagian besar dari studi tersebut bertujuan untuk mempelajari penuaan pada

logam (biasanya steel), degradasi struktur beton, perangkat listrik, komponen

elektronik, elastomer dan pelumas. Kebanyakan riset tersebut dilakukan dalam

reaktor riset, beberapa diantaranya didedikasikan secara khusus untuk

pengujian material (lihat Lampiran IV).

Beberapa dari aktivitas riset tersebut di atas dapat pula diterapkan pada reaktor

riset. Pengoperasi reaktor riset diuntungkan dengan berbagai pengalaman yang

diperoleh dari penyiapan program manajemen penuaan yang diperuntukan bagi

PLTN. Pendekatan metodologi dan juga hasil-hasil spesifik dari topik penelitian

seperti korosi, sifat penuaan komponen listrik dan elektronik dapat disesuaikan

dan diterapkan kepada reaktor riset (lihat, acuan [6] dan [7]).

Cakupan telah teridentifikasi dan membutuhkan pengembangan lebih lanjut

untuk mendeteksi dan memitigasi efek penuaan. Beberapa cakupan tersebut

dapat diterapkan pada reaktor riset, yaitu sebagai berikut:

− Pemahaman lebih baik terhadap mekanisme penuaan.

Page 25: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

19

− Penelitian teknis pada satu komponen yang dapat diidentifikasikan akan

mempunyai dampak penuaan terkait dengan keandalan dan keselamatan

sistem..

− Perbaikan teknik untuk prediksi keandalan.

− Perbaikan metodologi untuk memprediksi sisa umur pakai.

− Perbaikan petunjuk pemantauan kondisi operasi/pelayanan.

3.5.1 Isu khusus untuk reaktor riset

Reaktor nuklir riset mempunyai masalah yang unik yang memerlukan

penanganan yang spesifik. Operator reaktor riset sudah menangani masalah

tersebut selama bertahun-tahun, yang pada awalnya adalah merupakan

respons terhadap problem aktual dalam reaktor yang spesifik hingga sekarang

menjadi program riset yang sistematik.

Butir utama dari program reaktor riset yang berhubungan dengan penuaan

adalah:

− Tangki reaktor aluminium dan komponen lainnya

− Efek pada grafit dan berilium (bahan moderator dan reflektor)

− Kekedaluarsaan perangkat elektronik

− Korosi pada pendingin dan komponen sistem lainnya

− Kemerosotan pada pipa alat penukar kalor

− Degradasi dari menara pendingin

− Degradasi pada struktur beton

− Syarat keselamatan baru

Butir pertama, yaitu efek penuaan pada aluminium, adalah unik untuk reaktor

riset dan hanya sedikit informasi yang mungkin dapat diperoleh dari literatur

PLTN. Laju degradasi untuk kasus lain tidak sebesar di reaktor riset

sebagaiman juga pada PLTN, dan lagi tingginya frekuensi penghentian reaktor

dan perubahan daya pada reaktor riset serta usia realtif tua dari reaktor riset

yang ada menjadikan isu ini semakin penting. Riset tentang aluminium paduan

Page 26: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

20

telah dilakukan dan dipublikasikan secara luas. Informasi dan bahan acuan

lebih lanjut dari berbagai studi kasus tercantum dalam daftar di Lampiran IV.

Sebagai tambahan, petunjuk mengenai perpanjangan umur komponen reaktor

riset telah dikemukakan dan diterapkan di beberapa negara anggota IAEA

(Member State). Selain itu, juga sedang berjalan proses pengambilan

keputusan di beberapa negara anggota untuk memutuskan apakah reaktor riset

akan dihentikan (shutdown ), diperbarui (refurbish), dimodifikasi atau

didekomisioning [9, 10]. Beberapa kasus pembaharuan pada reaktor riset

akibat penuaan dicantumkan pada Lampiran IV.

IAEA telah memasukkan masalah-masalah penuaan dalam anggaran dan

program yang disebut Program Riset Terkordinasi (Co-ordinated Research

Programme, CRP). Program ini akan dimulai tahun 1994 dan sebagian besar

melingkupi isu-isu terkait dengan teknik uji tak-merusak (non-destructive

technique) dan pengawasan in-service (in-service inspection) pada reaktor riset.

3.5.2 Pengawasan dan pengujian paska operasi/pelayanan

Setelah fasilitas dihentikan secara permanen and sebelum dilakukan

dekomisioning, program pengujian dan pengecekan lapangan harus dilakukan

untuk mendeteksi dan mengkaji kelanjutan dari efek penuaan. Program ini

harus terus berlanjut selama struktur, sistem dan komponen tua/lama dari

fasilitas tersebut masih ada dan proses dekomisioning belum selesai.

Selama proses dekomisioning masih dimungkinkan untuk melakukan pengujian,

mungkin dengan uji merusak, terhadap komponen yang mengalami kondisi

operasi terberat. Contoh dari kasus ini adalah saluran berkas neutron pada sisi

ujung yang menempel di teras dari suatu reaktor riset.

4 DETEKSI DAN KAJIAN EFEK PENUAAN

4.1 PROGRAM DETEKSI PENUAAN

Sejak penuaan mulai mempengaruhi kondisi keselamatan umum dari fasilitas

reaktor riset, diperlukan suatu pendeteksian dan pengkajian tentang pengaruh

Page 27: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

21

komponen yang menua terhadap keselamatan. Jadi suatu program untuk

deteksi efek penuaan harus dilaksanakan secara teratur dalam rangka kegiatan

manajemen penuaan. Program ini harus didasarkan pada informasi data desain,

perawatan dan pengujian periodik dari komponen dan sistem. Insiden dan

kegagalan aktual harus dijadikan sebagai suatu faktor yang harus

diperhitungkan dalam program, dan selain itu juga harus dilakukan estimasi dari

umur sisa operasi/pelayanan dari komponen yang ada. Program ini harus juga

memuat metode untuk seleksi dan katagorisasi komponen yang akan menua,

aktivitas pemeriksaan (surveillance), metode pengumpulan data dan metode

lebih lanjut untuk evaluasi efek-efek penuaan. Pengkajian efek penuaan sangat

bergantung pada kegiatan pengumpulan, penyimpanan dan evaluasi data, oleh

karena itu perhatian harus dicurahkan untuk hal-hal terkait dengan kegiatan ini.

Bagian berikut ini akan membahas metode dan aktivitas yang harus

diperhitungkan dalam program ini.

4.2 SELEKSI DAN KATAGORISASI PERANGKAT YANG AKAN MENUA

Program deteksi penuaan harus mempunyai daftar dari seluruh sistem dan

komponen utama dari sebuah reaktor riset dan analisis kemungkinan

penuaannya berdasarkan pada mekanisme penuaan yang telah dijabarkan

pada Bagian 3.

Seleksi dan katagorisasi dari perangkat yang akan mengalami proses penuaan

yang potensial harus dilakukan selama proses perancangannya. Material dan

perangkat harus diseleksi untuk meminimasi efek penuaan.

Proses seleksi meliputi:

− Identifikasi terhadap kondisi operasi/pelayanan khusus (misalnya, tekanan,

operasi, fluen radiasi, lingkungan kimia);

− Keterkaitan dengan keselamatan;

− Material pembuat (misalnya, carbon steel, stainless steel);

− Mode operasi yang dibutuhkan;

− Persyaratan pengujian;

Page 28: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

22

− Persyaratan perawatan;

− Perkiraan umur operasi termasuk estimasi penggunaan pra pelayanan;

dan

− Kemudahan penggantian.

Katagorisasi komponen, struktur dan sistem yang diperkirakan akan mengalami

penuaan harus dilakukan berdasarkan kepada beberapa faktor keterkaitan,

yaitu keterkaitan/kepentingan dengan keselamatan, kemudahan diperbaiki atau

diganti. Salah satu contoh katagorisasi komponen adalah sebagi berikut:

Katagori I: Perangkat/peralatan yang mempunyai faktor keterkaitan/kepentingan

utama, tidak mempunyai redudansi, tak mudah diperbaiki atau diganti (tanki

reaktor, pipa sistem pendingin primer)

Katagori II: Perangkat/peralatan yang mempunyai faktor

keterkaitan/kepentingan utama, tetapi memiliki redudansi, mudah di periksa

atau mudah diganti (misalnya, catu daya listrik, batang kendali).

Katagori III: Perangkat yang tidak mempunyai keterkaitan/kepentingan yang

utama tetapi tidak mudah untuk diperiksa atau diperbaiki (misalnya, sistem

purifikasi air primer).

Katagori IV: Perangkat/Peralatan lain (misalnya, generator diesel pembantu).

Contoh lain adalah katagorisasi sistem reaktor menurut keterkaitan/kepentingan

dengan keselamatan dan kemudahan penggantian sebagai parameter yang

dipertimbangan. Lampiran I menampilkan daftar sistem reaktor dan mekanisme

penuaan yang dipersiapkan untuk reaktor tipe kolam dan tipe air berat.

Lampiran II daftar masalah penuaan yang nyata terjadi di beberapa reaktor riset.

Daftar ini sangat berguna dalam identifikasi hal pokok yang akan diperhatikan.

Petunjuk lain sebagai tambahan juga dapat diperoleh dari acuan [7].

Informasi tentang spesifikasi perangkat dalam kondisi operasi juga harus

disertakan selama tahap seleksi komponen agar memungkinkan adanya tindak

lanjut berkaitan dengan kemampuan kinerja terkini, perawatan dan pengujian.

Kekurangan akan data spesifikasi ini harus diimbangi dengan pengelolaan data

Page 29: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

23

desain yang baik terkait dengan spesifikasi tersebut yang berasal dari pabrikan,

agar dapat dijadikan suatu informasi awal yang bermanfaat.

4.3 AKTIVITAS PEMERIKSAAN PENUAAN

Aktivitas pemeriksaan (surveillance) penuaan adalah bagian dari program

deteksi penuaan yang mana merupakan suatu program jangka panjang.

Aktivitas ini harus direncanakan sedini mungkin dan terus tetap berjalan secara

kontinue selama umur operasi reaktor. Berdasarkan pada desain, spesifikasi

pabrikan, serta pertimbangan pengalaman operasi, aktivitas pemeriksaan

penuaan harus direncanakan secara konsisten dengan seleksi perangkat,

proses katagorisasi dan kualifikasi komponen seperti yang telah dibahas di atas.

Aktivitas ini juga seharusnya mengambil pengalaman berharga dari program

perawatan pencegahan dan pengujian periodik yang ada. Aktivitas

pemeriksaan penuaan adalah sebagai berikut:

4.3.1 Inspeksi dan pengamatan visual

Bukti nyata adanya penuaan dapat timbul secara bertahap dan tiba-tiba. Oleh

karena itu pengamatan dan inspeksi visual yang teliti dalam program inspeksi

in-service periodik atau yang terjadual untuk semua komponen dan sistem

harus dilaksanakan. Mungkin saja kegiatan ini merupakan bagian dari program

perawatan pencegahan. Inspeksi dan pengamatan visual terjadual harus

dilaksanakan sesuai dan konsisten dengan katagori komponen, sistem dan

struktur. Gejala yang timbul dari masalah penuaan adalah distorsi dimensi,

permukaan atau material, kebocoran, retak dan perubahan warna. Operator

dan petugas perawatan harus dilatih agar dapat melaporkan gejala -gejala

perubahan penampakan tersebut dengan baik. Laporan ini, sejalan dengan

kegiatan inspeksi terjadual adalah sangat penting agar dapat melakukan

tindakan pencegahan maupun mitigasi penuaan dengan teratur. Budaya

“setiap orang bertanggungjawab untuk melaporkan kelainan atau

masalah” adalah suatu cara terbaik untuk dapat menemukan problem-problem

potensial.

Aktivitas inspeksi juga harus direncanakan untuk perawatan operasi jangka

panjang dan selama reaktor tak beroperasi (shutdown ). Kegiatan ini harus

Page 30: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

24

memasukkan rekomendasi dari pabrikan untuk pekerjaan perawatan

pencegahan seperti verivikasi toleransi, pelumasan dan lain sebagainya.

4.3.2 Pemantauan

Efek penuaan dapat terdeteksi melalui adanya perubahan dari parameter

terukur. Sebagai contoh, peningkatan temperatur atau tekanan dapat

mengindikasikan adanya akumulasi produk korosi dalam pipa alat penukar

kalor dan mungkin karena degradasi dari komponen elektronik dari

instrumennya. Parameter-parameter tersebut secara periodik harus diukur

secara konsisten, dan hasil pengukurannya dibandingkan-bandingkan dan

dikaji. Parameter fisik seperti temperatur, tekanan, laju alir, waktu jatuh batang

kendali, tingkat radiasi (misalnya, radiasi neutron dan gamma), kualitas air

adalah merupakan indikator dari kondisi sistem, struktur dan komponen.

4.3.3 Pengujian

Banyak efek penuaan yang tak dapat diukur secara langsung. Aktivitas yang

benar-benar terencana harus disiapkan untuk memfasilitasi kinerja teratur dari

pengujian menyeluruh yang dibutuhkan. Pengujian dapat digunakan untuk

melihat adanya tanda kemerosotan (deterioration). Pengujian terjadual harus

menghasilkan informasi seksama untuk mengkasji efek-efek penuaan (misalnya,

tahanan isolasi kabel, uji kebocoran struktur pengungkung atau penyungkup,

perubahan kekerasan karena iradiasi). Uji tak merusak akan sngat berguna

untuk mengidentifikasi degradasi karena penuaan. (misalnya, pengukur

ketebalan ultrasonik untuk memantau erosi dinding pipa, pengukuran distorsi

fisik bahan bakar atau pelengkungan, pengukur dye penetrant untuk

sambungan las pada liner kolam, pengukur vibrasi untuk mengukur degradasi

alat berputar atau struktur interkoneksi, radiografie sistem dan komponen untuk

mengetahui kondisi komponen internal). Pada beberapa kasus, uji dengan

merusak mungkin diperlukan (misalnya, untuk mengetahui energi yang

tyersimpan dalam sepotong grafit).

4.3.4 Uji kinerja

Efek dari penuaan dapat dideteksi dengan pengecekan kinerja sistem, struktur

dan komponen (misalnya, pergerakan titik letak, kemerosotan komponen

Page 31: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

25

elektronik atau mekanik dari katup dan aktuator katup atau mekanik penggerak

batang kendali yang dapat menjadikan adanya perubahan pada kinerja sistem

kendali). Oleh karena sebab-sebab ini, hasil dari program pengujian, yang

bergantung pada spesifikasi desain dan pengoperasian dari suatu fasilitas,

harus di evaluasi untuk mendapatkan tren gejala-gejala yang dapat

mengindikasikan adanya masalah penuaan.

4.4 PENGUMPULAN DAN PENCATATAN DATA

4.4.1 Pengalaman selingkung

Data yang diperoleh dari inspeksi, pemantauan dan pengujian harus dikoleksi

secara berkala kemudian dievaluasi dan disimpan dan terjaga. Demikian pula

dengan laporan operasi dan perawatan juga harus dikoleksi dan dianalisis

untuk melihat tanda-tanda adanya masalah kemerosotan. Seringkali data ada

dalam bentuk laporan teknis. Laporan ini harus merekam data tersebut dalam

interval harian, mingguan, bulanan, kuartalan atau tahunan sesuai dengan

situasi dan kondisi komponen dan pengaruhnya terhadap keselamatan.

Catatan dan rekaman data penggantian, modifikasi, dan perawatan komponen

reaktor juga merupakan sumber informasi yang dapat digunakan untuk

memahami efek-efek penuaan. Dalam reakaman data tersebut, seharusnya

tercantum metode identifikasi masalah, analisis dan solusinya. Penyiapan

laporan ditulis mengikuti prosedur yang telah ditetapkan.

Rekaman data harus tetap dijaga sepanjang umur selama komponen, struktur

dan sistem dari fasilitas masih ada dan belum dilakukan proses dekomisioning.

Dalam hal ini terdapat suatu kasus khusus yang mana informasi tetap harus

dijaga dalam suatu periode yang panjang sebagaimana dibutuhkan oleh

fasilitas.

Sebagai contoh, sumber data terkomputerisasi dari beberapa pembangkit listrik

tenaga nuklir (PLTN) yang masih ada adalah Sistem Data Keandalan Fasilitas

Nuklir (Nuclear Plant Reliability Data System, NPRDS) di Institut Pengoperasian

PLTN [6]. Contoh lain dari koleksi data PLTN dan program pemeliharaan

rekaman data diberikan dalam acuan [8].

Page 32: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

26

IAEA telah menyelesaikan Program Riset Terkordinasi (CRP) untuk akuisisi

data untuk studi PSA riset reaktor dengan tujuan mengembangkan sistem

koleksi data untuk reaktor riset dan membuat data keandalan khusus reaktor

riset yang digunakan dalam PSA. Walaupun data ini dikumpulkan dengan

tujuan data kegagalan komponen tertentu, tetapi metodologinya sangat

berguna untuk pengumpulan data tentang penuaan [9].

4.4.2 Pengalaman operator reaktor riset lain

Walaupun terdapat banyak metode yang mungkin dapat digunakan untuk

pengumpulan data dan pengumpulan berbagai pengalaman terhadap penuaan,

Tetapi terdapat salah satu metode yang lebih bagus, yaitu melalui suatu

kuisioner. Sebuah contoh pengumpulan data dan analisis kuisioner yang

digunakan pada workshop penuaan pada reaktor pembangkit daya adalah

sebagai berikut [2]:

Untuk setiap sistem yang dianalisis, partisipan diminta untuk memberikan

informasi berikut:

− Nama sistem;

− Komponen;

− Mode kegagalan aktual dan potensial;

− Cara penemuan (aktual dan potensial);

− Perkiraan atau pengamatan dari dasar penyebab kegagalan;

− Perkiraan atau pengamatan terhadap lingkungan dan masalah penuaan;

− Komentar

Tabel V dikompilasi dengan menggunakan informasi di atas.

Contoh kuisioner yang disiapkan untuk digunakan dalam reaktor riset diberikan

pada Lampiran III.

Model matematis dari proses penuaan dan teknik pengkajian keselamatan

probabilistik dapat digunakan untuk menentukan bagaimana penuaan akan

mempengaruhi ketidaksiapan (unavailability) komponen dan sistem. Salah satu

contoh yang bermanfaat diberikan di acuan [2] yang didalamnya membahas

Page 33: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

27

detail dari pengembangan teknik pengkajian keselamatan probablistik yang

dapat diterapkan pada penuaan dalam reaktor daya. Acuan [9] membahas hal

yang sama untuk kasus pengumpulan data terkait dengan keandalan sistem

dan komponen reaktor riset.

Page 34: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

28

TABEL V. CONTOH KUISIONER (Sumber: IAEA-TECDOC-540) Sistem Komponen Mode kegagalan

aktual dan potensial

Cara penemuan Penyebab dasar kegagalan teramal atau teramati

Problem dan lingkungan penuaan teramal atau teramati

Komentar

HVAC Pompa injeksi tekanan tinggi

Ketidakcukupan masukan

Kegagalan selama operasi

Saluran udara melalui pendingin tersumbat

Kotor/debu –

Komponen air pendingin

Perpipaan Batas tekanan Perambatan rutin Penipisan dinding Erosi cairan Laju alair tinggi

Komponen air pendingin

Alat penukar kalor Ketidakcukupan luaran

Perubahan parameter operasi

Koefisien perpindahan panas yang buruk

Air layanan korosif

Pertumbuhan organik yang membengkak

DC darurat MCC untuk katup injeksi tekanan rendah

Respons tertunda Pengujian rutin Saklar lengket Uap korosif Uap garam di udara

Udara layanan Fondasi kompresor udara

Kegagalan fondasi Pengamatan pengawasan khusus

Keretakan beton Vibrasi –

AC darurat Kabel Proteksi kebakaran tak memadai

Perawatan rutin Lapisan tahan api yang retak

Temperatur tinggi dan kelembaban yang tak cukup

Dilapisi secara terpisah dari kabel

HVAC Peredam api Proteksi kebakaran tak memadai

Pengamatan pengawasan khusus

Peredam lengket Kotor/debu –

Page 35: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

29

4.5 EVALUASI TERHADAP EFEK PENUAAN

4.5.1 Pengkajian selingkung

Apabila program deteksi penuaan dilaksanakan tidak lama setelah fasilitas

reaktor riset dioperasikan, tidak akan tersedia informasi awal sejarah kegagalan

dari komponen dan sistem aktual. Walaupun demikian, pada umumnya tersedia

informasi dari fasilitas yang sama atau dari program penelitian dan pengujian

yang dapat dimanfaatkan dalam menetapkan manajemen prioritas dalam

program ini. Begitu pengoperasian fasilitas berjalan, data terkait dengan

penuaan akan dapat diperoleh. Pengkajian periodik terhadap data ini sesuai

dan konsisten dengan katagori dan kepentingan keselamatan akan

menghasilkan informasi-informasi yang dapat digunakan untuk mengevaluasi

efektivitas program deteksi penuaan. Modifikasi program, untuk perbaikan,

harus berdasarkan sekumpulan pengalaman yang tercatat dengan baik

(terkompilasi).

4.5.2 Pemanfaatan tenaga ahli (experts)

Tenaga ahli dapat digunakan sebagai tambahan terhadap kemampuan lokal

selingkung, terutama dalam aplikasi teknik inspeksi tertentu, dan untuk

mengiterpretasikan hasil-hasil yang diperoleh dari inspeksi lapangan. Tenaga

ahli tersebut dapat saja merupakan seorang insinyur atau ilmuwan yang bekerja

dalam bidang industri nuklir, penelitian dan organisasi regulasi yang

mempunyai pengetahuan dan pengalaman tentang perilaku dan unjuk kerja

reaktor nuklir riset (reaktor riset), atau tenaga ahli di luar bidang industri nuklir.

4.5.3 Pengkajian final isu terkait penuaan

Begitu pengaruh dari masalah terkait penuaan terhadap suatu struktur, sistem

atau komponen telah teridentifikasi, pengkajian menyeluruh terhadap berbagai

situasi yang berkaitan dengan kelanjutan operasi harus dibua t. Hal ini dapat

dimulai dengan menjawab beberapa pertanyaan berikut ini:

Page 36: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

30

(1). Apakah kegagalan dan degradasi komponen, sistem atau struktur akan

membawa operasi reaktor berada di luar batas dari kondisi dan batasan

operasi menurut lisensi reaktor ?

(2). Apakah sistem atau komponen terdegradasi masih memenuhi spesifikasi

fungsi kerjanya ? Jika tidak apa akibatnya ?

(3). Mungkinkan akan terjadi kegagalan secara cepat atau waktu kegagalan

dapat diestimasi, atau terdapat indikasi-indikasi yang bisa dikaji untuk

menentukan kapan terjadi kegagalan ?

(4). Apa akibat termungkin dari kegagalan jika diperhitungkan akan terjadi

sesuai kriteria kegagalan tunggal ?

(5). Haruskah diasumsikan terjadi kerusakan sehingga tak dapat dioperasikan ?

(6). Apakah kerusakan dapat diperbaiki atau harus diganti sesuai dengan

program perawatan.

(7). Apakah perbaikan dan penggantian harus didiskusikan dengan badan

terkait ?

(8). Jika dilakukan penggantian komponen atau sistem, lebih lanjut lagi, adakah

petunjuk, standar dan teknik QA yang dapat digunakan pada saat itu ?

(9). Apa solusi dari problem penuaan tersebut ?

5 PENCEGAHAN DAN MITIGASI TERHADAP EFEK PENUAAN

5.1 UMUM

(1). Pencegahan dan mitigasi terhadap efek-efek penuaan dapat dilaksanakan

dengan:

(2). Perlakuan yang sesuai dan memadai pada waktu perancangan (desain)

reaktor;

(3). Pengamatan dan pengujian untuk mengkaji adanya degradasi komponen

dan sistem;

Page 37: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

31

(4). Program perawatan pencegahan;

(5). Evaluasi periodik terhadap pengalaman operasi;

(6). Optimisasi terhadap kondisi operasi; dan

(7). Perbaikan, penggantian dan pembaharuan/pemolesan komponen.

5.2 PENCEGAHAN MELALUI DESAIN

Dalam Kode IAEA untuk Keselamatan Reaktor Nuklir Riset (IAEA Code on the

Safety of Nuclear Research Reactors) : Desain [3] terkait penuaan

mensyaratkan:

“ Pemilihan material

543. Dalam tahap desain, harus diadopsi marjin/batas keselamatan yang tepat

untuk memberikan antisipasi sifat material pada akhir umur kegunaannya. Bila

data material tak ada, harus diadopsi program pengamatan material yang

memadai, dan hasil-hasil yang diperoleh dari program ini digunakan untuk

mengevaluasi kecukupan desain selama interval tertentu. Hal ini membutuhkan

perancangan (selama tahap desain) pemantauan material yang mana sifat

mekanisnya akan mengalami perubahan selama operasi/pelayanan karena

faktor-faktor seperti korosi tekanan dan radiasi yang membawa perubahan.

Peningkatan faktor keselamatan dapat dicapai dengan pemilihan material yang

mempunyai kekuatan dan titik leleh yang tinggi.”

Komponen dan sistem yang diduga akan mengalami penuaan harus letakkan

pada lokasi dan difasilitasi sehingga mudah diakses secara bebas untuk

pengamatan dan pengujian.

5.3 PENCEGAHAN MELALUI PEMERIKSAAN DAN PENGUJIAN

Aktivitas pengamatan dan pengujian dapat dimanfaatkan untuk mengkaji

adanya degradasi komponen, sistem dan struktur dalam rangka melaksanakan

Page 38: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

32

tindakan pencegahan dan koreksi. Profil dan sifat penuaan dapat

dikembangkan dari aktivitas ini, sehingga memungkinkan dilakukannya

penggantian terhadap komponen yang menua sebelum terjadinya degradasi

dan kegagalan terduga. Frekuensi pengamatan dan pengujia harus dioptimasi

berdasarkan desain, data, pengalam di dunia industri dan rekomendasi

pabrikan pembuatnya.

Pengamatan terhadap material termasuk didalamnya iradiasi kupon (potongan

cuplikan yang memadai) material dalam kondisi operasi normal (misalnya,

material tangki reaktor seperti aluminium atau material reflektor seperti grafit

dan berilium). Kupon ini dapat diambil dari tempat iradiasinya untuk kemudian

diuji, tanpa mengganggu material komponen itu sendiri.

Untuk reaktor riset yang membutuhkan hal tersebut (seperti kupen material)

tetapi tidak tersedia, mungkin dapat digantikan dengan pengiradiasian material

dalam reaktor uji material fluks tinggi. Aktivitas pengamatan dan pengujian

harus dievaluasi secara periodik bersamaan dengan analisis dari data yang

telah terkumpul.

5.4 PERAWATAN PENCEGAHAN

Kode IAEA untuk Keselamatan Reaktor Nuklir Riset (IAEA Code of the Safety

of Nuclear Research Reactor): Operasi [4] menyatakan bahwa:

“908. Komponen terkait keselamatan membutuhkan perhatian khusus untuk

mencegah agar efek penuaan tidak menyebabkan kegagalan yang tak

diinginkan. Dalam kasus tersebut, filosofi perawatan pencegahan adalah

merupakan satu pendekatan yang harus diadopsi”

Perawatan pencegahan dimanfaatkan untuk mendeteksi dan memitigasi

degradasi dan kegagalan komponen, struktur dan sistem, didalamnya termasuk

perbaikan, penggantian dan pembaharuan dengan pemolesan. Secara

tradisional, program perawatan pencegahan dijadualkan berdasarkan

rekomendasi pabrikan, syarat garansi dan pengalaman operator fasilitas. Cara

ini sangat sesuai untuk perangkat standar, dan optimasi waktu mungkin

diperlukan pengalaman sejalan dengan perkembangan perangkat.

Page 39: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

33

Untuk komponen dan sistem reaktor riset yang terekspos langsung dengan

lingkungan yang dapat mempercepat efek dari penuaan, informasi dari literatur

dan pengalaman dari fasilitas yang lebih tua dapat digunakan untuk membuat

suatu program perawatan pencegahan sesuai dengan laju kegagalan

terprediksi. Program perawatan harus dievaluasi secara periodek bersamaan

dengan analisis dari data yang terakumulasi.

5.5 EVALUASI PERIODIK TERHADAP PENGALAMAN OPERASI

Evaluasi periodik terhadap pengalaman operasi harus dilakukan, termasuk

didalamnya evaluasi dan analisis operasi, pengamatan, laporan dan pencatatan

pengujian dan perawatan. Hal ini untuk meyakinkan bahwa data yang

terkumpul digunakan dan diperhitungkan dalam analisis kondisi keselamatan

dari fasilitas. Prosedur operasi dan perawatan juga harus dimodifikasi

menyesuaikan dengan perubahan yang terjadi karena penuaan.

Evaluasi periodik terhadap pengalaman operasi harus dilakukan secara

sistematik. Disarankan ada forum pertemuan permanen dari tenaga ahli

(misalnya, komite keselamatan) untuk melakukan evaluasi sesuai dengan

jadual yang telah ditetapkan.

5.6 OPTIMISASI KONDISI OPERASI

Kondisi atau mode operasi, seperti telah didefinisikan di atas, adalah

merupakan kondisi operasi/pelayanan yang mempunyai pengaruh terhadap

proses penuaan. Evaluasi periodik terhadap pengalaman operasi dapat

mengungkap adanya keperluan untuk mengubah kondisi operasi seperti mode

operasi, aransemen teras dan parameter kimia dari fluida.

Frekuensi inspeksi adalah juga merupakan salah satu parameter yang harus

dioptimasi. Frekuensi inspeksi, perawatan atau pengujian dapat juga berarti

mempercepat penuaan dan oleh karena itu diperlukan pengkajian terhadap

pengaruh-pengaruhnya.

Page 40: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

34

5.7 PERBAIKAN, PENGGANTIAN ATAU PEMBAHARUAN KOMPONEN

Evaluasi periodik terhadap data harus selalu dilakukan, dan pada beberapa

kasus, harus diambil keputusan untuk mengambil tindakan menghentikan

kemerosotan (deterioration) yang terjadi dengan penggantian komponen.

Kesimpulan laporan menyeluruh terhadap semua data yang tersedia dari suatu

problem yang sepsifik harus disiapkan. Laporan ini harus memuat rangkuman

catatan sejarah, laporan pengkajian dan evaluasi, dan materi yang berkaitan

dengan perpanjangan masa operasi jika ada (lihat Bagian 6). Rangkuman

laporan tersebut harus dievaluasi dan pertanyaan terhadap keselamatan dan

operasi sistem harus jawab (lihat Bagian 4.5.3).

Disamping aspek teknis seperti yang telah dijelaskan di atas, beberapa faktor

penting lain perlu juga untuk diperhatikan [10] adalah:

(1). Keselamatan: Apa implikasi/efek terhadap keselamatan dengan

melanjutkan pengoperasian dari sistem terdegradasi atau menghentikan

pengoperasiannya ? (Beberapa jawaban mungkin dapat diperoleh dari

pengkajian sebelumnya)

(2). Kecocokan lingkungan: Apakah mungkin melanjutkan/memperpanjang

operasi reaktor tanpa syarat-syarat lingkungan yang membawa kerusakan ?

(3). Kebutuhan program: Apa program kerja reaktor dan organisasi nyata atau

pemilik yang diperlukan ?

(4). Biaya: Apa biaya-biaya yang dibutuhkan dalam perbaikan, pembaharuan

dengan pemolesan atau dekomisioning dari suatu fasilitas ?

Semua faktor di atas harus dipertimbangkan secara sistematis dalam rangka

mengambil keputusan apakah sistem akan diperbaiki, diperbaharui atau diganti.

Jika siatusinya tidak sangat terkait dengan keselamatan, keputusan yang

diambil mungkin berupa penundaan tindakan atau intervensi sambil terus

mengamati efek dan pengaruh penuaan.

Adalah sangat penting bahwa sebelum mengambil keputusan untuk perabaikan

mayor, penggantian, pembaharuan atau proyek modifikasi melakukan

konsultasi dengan komite keselamatan, tenaga ahli dan badan regulasi. Suatu

Page 41: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

35

gugus kerja khusus (task force) harus dibentuk dan ditugaskan untuk

mengevaluasi situasi yang ada. Dalam gugus tugas tersebut diantaranya harus

beranggotakan manajer reaktor, organisasi pengoperasi, tenaga ahli dalam

bidang efek penuaan dari organisasi pengoperasi atau organisasi lain.

Apabila sauatu keputusan untuk mengkoreksi suatu situasi telah diambil, harus

disiapkan proposal dan diajukan kepada yang berwenang untuk mendapatkan

persetujuan. Dalam banyak kasus, hal ini tidaklah sederhana, bahkan mungkin

menjadi salah satu tugas utama dlam suatu modifikasi. Petunjuk tentang

modifikasi reaktor riset diberikan dalam Seri Keselamatan IAEA No. 35-G2,

tentang Keselamatan dalam Utilisasi dan Modifikasi Reaktor Riset [5].

6 PETUNJUK UNTUK PERPANJANGAN MASA OPERASI

6.1 UMUM

Adanya modal yang tinggi terhadap biaya penggantian dalam reaktor riset akan

memberikan dorongan kuat yang menjamin perpanjangan operasi dari reaktor

riset yang ada. Bagaimanapun juga, tujuan utama dan terpenting dari syarat

pengoperasian adalah reaktor riset selalau dapat memenuhi tujuan

keselamatan dari waktu ke waktu, tak tergantung pada umur dan pertimbangan

lain apapun. Jika kondisi ini tidak dapat dicapai oleh karena sauatu sebab

tertentu, maka reaktor harus dihentikan operasinya tanpa memandang berapa

umurnya.

Pengalaman telah menunjukkan bahwa pada kebanyakan kasus, selalu ada

kemungkinan untuk mendapatkan tindakan yang cocok dan sesuai untuk

menjaga keselamatan reaktor pada tingaktan yang dapat diterima. Hal ini

adalah merupakan petunjuk umum untuk reaktor riset. Sebagian besar reaktor

riset yang masih beroperasi dan dibangun pada tahun 1950 dan 1960-an telah

mengalami pembaharuan pada satu atau lebih dari sistemnya. Dalam beberapa

kasus, modifikasi tersebut meliputi sebagian besar sistem dari fasilitas, dan

dapat dianggap sebagai proyek rekonstruksi. Alasan dan sebab dari proyek

Page 42: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

36

tersebut sangat beragam dan penuaan bukanlah menjadi isu utamanya.

Sebagai contoh, tipe pertama dan merupakan proyek modifikasi yang umum

adalah penggantian sistem instrumentasi lama berbasis tabung vakum dengan

instrumentasi baru berbasis solid state, atau bahkan intrumentasi berbasis

mikroprosesor. Modofikasi yang dilakukan pada tahun 1970 dan 1980-an pada

umumnya dilakukan berdasarkan backfitting karena isu penuaan.

Sangat sedikit riset reaktor yang dirancang berdarakan pada umur desain yang

spesifik. Biasanya didasarkan pada kriteria desain yang sangat konservatif.

Batas keteknikan (engineering limit) untuk aplikasi non nuklir tidak jarang

ditetapkan sangat konservatif yaitu sam dengan untuk aplikasi nuklir. Oleh

karena umur operasi belum ditetapkan, maka kata perpanjangan umur operasi

(lifetime extension) belum diterapkan pada riset reaktor. Dengan operasi,

perawatan dan penggantian yang memadai dan tepat dari beberapa komponen

yang terdegradasi karena penuaan, umur operasi reaktor menjadi tak tentu dan

biasanya ditentukan berdasarkan kelanjutan kegunaannya dan biaya operasi

dan perawatan reaktor.

Sehubungan dengan pengkajian perpanjangan umur operasi dari reaktor riset,

dipandang dari sudut keselamatan reaktor, harus dilakukan pendekatan

metodis. Pendekatan ini dilakukan dengan menggunakan data dari program

manajemen penuaan dan harus mempertimbangkan hal-hal berikut ini:

− Pengkajian terhadap keselamatan reaktor yang sedang dimodifikasi untuk

menetapkan status aktual dari degradasi oleh karena mekanisme penuaan

atau mekanisme spesifik lain;

− Merangkum potensi kebutuhan dari pembaharuan dengan pemolesan

(refurbishment) dengan menetapkan daftar yang seksama tentang sistem

dan komponen, serta katagori dan prioritasnya;

− Seleksi dari bagian-bagian kritis dan identifikasi mekanisme penuaan yang

relevan untuk mendapatkan evaluasi awal dari bagian kritis;

− Membuat studi kelayakan teknis dan ekonomi dari program pembaharuan

dengan pemolesan; dan

Page 43: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

37

− Identifikasi untuk studi lanjut dan inspeksi untuk perbaikan pengkajian

awal. Hasil-hasil pengkajian risiko probabilistik dapat digunakan pada

perbaikan ini.

Salah satu contoh dari pendekatan di atas diberikan pada acuan [11].

6.2 DEMONSTRASI STATUS PENUAAN MELALUI EVALUASI KESELAMATAN

IAEA telah mempunyai pengalaman yang panjang dalam menyiapkan dan

melakukan evaluasi keselamatan dengan berbagai tujuan dan lingkup.

Metodologi yang telah digunakan dalam menjalankam misi tersebut dapat

diterapkan untuk pengevaluasian khusus (ad hoc review) terhadap aspek-aspek

keselamatan yang dominan dari penuaan atau untuk evaluasi data dari sistem

dan komponen tertentu dalam rangka memutuskan proses-proses termasuk

perbaikan dan penggantian mayor.

Petunjuk dari topik di atas sedang disusun ke dalam dokumen evaluasi dari

reaktor riset, yang memuat aspek-aspek seperti penyiapan, pelaksanaan dan

pelaporan dari suatu evaluasi dan nota teknis terkait dengan bidang spesifik

tinjauan. Bidang-bidang tersebut diantaranya adalah desain, konstruksi,

perawatan dan pengujian periodik, utilisasi dan modifikasi, yang mana aspek

dan hal penuaan terkait keselamatan dari fasilitas dievaluasi secara dominan.

Beberapa negara anggota IAEA (Member State) membutuhkan evaluasi rutin

yang periodik dari status fasilitas berkaitan dengan perubahan syarat

keselamatan (backfitting), profil teknis relatif peralatan (perubahan

teknologinya) atau desain. Petunjuk di atas dapat langsung diterpakan pada

evaluasi tipe ini.

6.3 TAHAPAN PENENTUAN DALAM PROYEK MODIFIKASI

Untuk perpanjangan masa operasi dari reaktor riset, mungkin diperlukan

modifikasi. Petunjuk mengenai beberapa teknik yang dapat digunakan pada

modifikasi reaktor riset dapat diperoleh dalam acuan [5].

Page 44: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

38

Lampiran I

KATAGORISASI SISTEM REAKTOR SESUAI DENGAN KEPENTINGAN TERHADAP KESELAMATAN DAN KEMUDAHAN

PENGGANTIAN Tabel I.1 memuat daftar sistem reaktor yang mempunyai indikasi kepentingan

terhadap keselamatan, kemudahan penggantian dan kemungkinan mekanisme

penuaan dapat mempengaruhinya. Singkatan yang digunakan pada tabel

tersebut dijelaskan dalam Tabel I.2.

TABLE I.1. SISTEM REAKTOR TIPIKAL DAN KONDISI OPERASI/PELAYANAN ATAU MEKANISME PENUAAN

Butir (Item) Kepentingan keselamatan

Kemudahan penggantian Mekanisme

KOLAM DAN INTERNAL KOLAM (Reaktor dengan moderator H2O) − Bejana/struktur kolam Y A/B 1,2,4,5,6,12 − Struktur teras Y B 1,4,5,6,7 − Reflektor Y B/C 1,4,5,12 − Batang kendali & penggeraknya Y C 1,4,5,12 − Perisai Y C 1,4,12 − Tabung berkas (beam tubes) Y B/C 3,5,12 − Liner M B/C 1,3,5,12 − Perangkat bahan bakar & penyimpan Y C 1,5

KOLAM DAN INTERNAL KOLAM (Reaktor dengan moderator D2O) − Tangki reaktor Y A/B 1,2,5,6,12 − Struktur teras Y B 1,2,5,12 − Batang kendali & penggeraknya Y C 1,4,5,12 − Perangkat bahan bakar Y C 1,5

SISTEM PENDINGIN − Primer Y B/C 1,3,4,5,6,7,12 − Kolam M A/D 1,3,4,5,6,12 − Darurat Y B/C 3,4,5,6,12 − Make-up N C 5,12 − Pemurnian M C 1,2,5,12 − Sekunder N C 4,5,6,7,12

PENGUNGKUNG (CONTAINMENT) − Stuktur Y A 2,3,4,5,12 − Perisai biologis Y A/B 1,2,3,4,5 − Ventilasi: - normal - darurat

M Y

C B/C

2,5,6,12 5,6,12

Page 45: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

39

− Penetrasi Y C 1,2,4,5,12 − Sistem isolasi Y C 4,5,12 − Stack Y B/C 6,12 TABLE I.1. (Lanjutan)

Butir (Item) Kepentingan keselamatan

Kemudahan penggantian Mekanisme

INSTRUMENTASI DAN KENDALI − Sistem shutdown Y C 4,5,12

− Sistem proteksi Y B 4,5,12

− Sistem kendali Y C 2,4,6,12

− Konsul kendali M B/C 2,6,12

− Pemantauan radiasi Y C 5,12

− Sistem proses M B 4,5,6,12

− Annunciators Y C 2,4,6,12

− Instrumentasi M C 1,2,4,6,12 − Pengkabelan M B/C 1,2,5,12

− Remote SD/Pemantauan Y C 5,12

− Sistem pnumatik M C 4,5,12

− Akuisisi data M C 4,5,12

− Proteksi sismik M C 4,5,12 SISTEM BANTU − Sistem catu daya M B 6,12

− Sistem catu daya darurat Y B/C 5,6,12

− Proteksi kebakaran Y B 5,12

− Proteksi petir M B/C 5,12

− Proteksi banjir M C 5,12

− Komunikasi M C/D 5,12

− Crane Y B/C 4,5,12

− Penanganan dan penyimpanan Y D 5,12

− Peti transfer dan peti bahan bakar Y B/C 1,4,5,12

− Penanganan/penyimpanan/pembuangan limbah radioaktif

Y B/C 1,2,5,6,12

− Hot cells M B 1,5,6,8,12

− Kompresor udara M C 4,5,6,12

− Laboratorium M C 5,6,8,12 FASILITAS EKSPERIMEN − Sumber dingin/panas M B/C 1,2,3,4,5,6

− Perisai M C 1,5,12

− Rigs/loops Y B/C 1,2,3,4,5,6

− Jalur berkas M C 1,3,4,5,12

− Fasilitas iradiasi & produksi isotop M C 1,2,3,4,5,6,12

− Sistem rabbit M C 1,5,6,12

− Kolom termal M C 1,2,3,5

− Ruang iradiasi kering M C 1,5,12 BLOK REAKTOR − Reflektor Y A/B 1,4,5,12

Page 46: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

40

− Perisai termal Y A/B 1,2,5 − Perisai biologi Y A/B 1,2,4,5

− Sistem pendingin blok reaktor Y B 2,5,12

TABLE I.1. (Lanjutan)

Butir (Item) Kepentingan keselamatan

Kemudahan penggantian Mekanisme

LAIN-LAIN − Organisasi M A 11

− Pelatihan Y C 11

− Dokumentasi − Desain − SAR − Spesifiaksi teknik

M Y Y

B/C B/C B/C

12 9,10 10

− Prosedur Y B/C 10

− QA M B/C 9,10,12 − Pengkajian dan evaluasi M C 9,10

− Proteksi fisik M C 8,9,10

− Safeguards M C 8,10,12

− Keselamatan umum M B/C 8,9

− Lisensi Y B/C 9

− Suku cadang M B/C 8

− Penyimpanan D2O Y B/C 5,12

− Penampungan kebocoran D2O Y B/C 5,12

− Sirkulasi cover gas Y C 4,5,12

− Rekombinasi Y C 5,6,12 TABEL I.2. SINGKATAN Relasi dengan keselamatan Kemudahan penggantian Mekanisme Y – Yes A – No 1 – Radiasi N – No M – Mungkin

B – Sulit (mahal, perlu tekn.)

2 – Temperatur 3 – Tekanan

C – Normal 4 – Cycling D – Dapat segera 5 – Korosi

6 – Kimia 7 – Erosi 8 – Perubahan teknologi 9 – Sayarat keselamatan 10 – Dokumentasi 11 – Faktor manusia 12 – Desain/operasi/ perawatan

Page 47: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

41

Lampiran II

MASALAH PENUAAN YANG DILAPORKAN DALAM REAKTOR RISET

Rangkuman/kompilasi ini dibuat dengan menggunakan suatu presentasi

laporan masalah penuaan dari pertemuan/seminar internasional berikut: (1)

Somposium Internasional Keselamatan Reaktor Riset, Operasi dan Modifikasi

di Chalk River, Kanada, 23 – 27 Oktober 1989; dan (2) Seminar Penuaan Asia

Pasifik, Dekomisioning dan/atau Pembaharuan Mayor pada Reaktor Riset di

Bangkok, Thailand, 8 – 22 Mei 1992.

Daftar berikut ini tidak lengkap, walupun demikian informasi didalamnya

mencerminkan gambaran terkini dari operator reaktor riset tentang mekanisme

penuaan yang dominan dan mengancam integritas sistem reaktor.

Tabel II.1 memberikan acuan dari nama dan tempat dari reaktor, nomor acuan,

nomor halaman, tipe reaktor kode komponen dan sistem dari suatu kondisi

operasi dan mekanisme penuaan seperti yang yang dianut dalam Lampiran I

serta catatannya. Sebgai tambahan, informasi yang ditampilkan dalam Tabel

II.2 menunjukkan distribusi statistik dari mekanisme penuaan yang dilaporkan.

TABEL II.1. MASALAH PENUAAN TIPIKAL YANG LAPORAN TERJADI DALAM REAKTOR RISET

Nama reaktor

Negara anggota

Acuan Tipe reaktor

Butir/item Mekanisme Catatan

Acuan: Simposium Chalk River NRU Kanada 12 p.100 Air berat Tangki reflektor 12 Aluminium: las berrongga ATR USA 13 p.421 Tangki Reflektor

Pipa in-pile Rumah neck-shim Flux trap buffle Perangkat batang pengaman Control shims

1 1 1 1 1 1

Berilium: pertumbuhan tak seragam Stainless steel: penggetasan Aluminium: pertumbuhan tak seragam Aluminium: tak seragam Hafnium: penggetasan Hafnium: penurunan duktilitas

FRG Jerman 14 p.447 Kolam Menara pendingin Liner kolam Penetrasi pipa kolam Lantai kolam

12 6 6 6

Kayu: pelapukan Keramik: kebocoran Beton: kebocoran Beton: retak-karbonisasi

BR2 Belgia 15 p.737 Tangki Moderator-reflektor 1 Berilium: swelling, retak TRICO II Zaire 16 p.757 TRIGA

MARK II Tangki reaktor 5 Aluminium: pitting

HWRR China 17 p.767 Air berat Reflektor Tangki reaktor

1 5 1 5

Grafit: pertumbuhan, oksidasi penyimpan energi, kekuatan Aluminium: batas air/gas Penurunan duktilitas Radioaktiviats

Page 48: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

42

HFR Euro. Comm.

18 p.828 19 p.924

Tangki Tangki reaktor HX primer Reflektor Jalur keluaran pendingin

1 4 12 1 5,7

Aluminium: penggetasan Vibrasi pipa, baffle kendur Berilium: kerusakan mekanis, lelah, deformasi, penggetasan Lingkungan korosif dan angin

ETRR-1 Egypt 20 p.839 Tangki WWR

Instrumentasi 9

KUR Japan 21 p1067 Tangki Kolom termal HX Pipa ins.

1 5 12

Grafit: penumpukan (stored) energi Steel: kebocoran Stainless steel: kebocoran

TABEL II.1. (Lanjutan)

Nama reaktor

Negara anggota

Acuan Tipe reaktor

Butir/item Mekanisme Catatan

Acuan: Seminar Bangkok HIFAR Australia 22 2C Air berat Tangki reaktor 1 Aluminium: strengthening, korosi HWRR China 23 5C Air berat Tangki reaktor

HX primer 5 5

Lihat Simposium Chalk River p.767

CIRUS India 24 6C Air berat Tangki reaktor Tabung Calandria Reflektor Perisai biologis Perisai radiasi cendela Pipa HX utam Shell HX D2O Tangki penyimpan D2O Fondasi pompa Impeler pompa Casing pompa Perangkat gigi pompa utama Perpipaan air berat Pipa pendingin primer Saringan Kontrol catu daya Dome supp. Girders Penampung air Kabel listrik Transfomator Penopang Jetty Roda penopang Jetty Saluran ventilasi bawah tanah

1 5 5 1 1 1 6 5,7 5 5 4 7 4 5 5,12 12 8 5 5 5 5 6 5 6

Aluminium: penggetasan Korosi patches Aluminium: bocor lubang jarum Grafit: penumpukan energi Beton: reatk Gelas desitas tinggi: buram patches 70/30 Cn-Ni: bocor, penipisan Stainless steel: Reatk IGSC Stainless steel: Haze Beton: retak Erosi yang menyebabkan vibrasi Vibrasi Stainless steel: produk korosi radioak. Chlorideom; Stainless steel:endapan produk korosi radioaktif Perubahan Tabung hampa yang kedaluarsa Carbon steel rendah: Sel galvanis Kebocoran Atmosfer garam Atmosfer garam Beton: “signal of distress” Steel: jammed Beton: kebocoran

PARR Pakistan 26 10C Kolam Instrumen dan Kendali 8 PRR Pilipina 27 11C TRIGA

konv. Liner kolam 12 Aluminium: bocor (cacat las)

TRR-1 Thailand 28 13C TRIGA MK III

Pelapis kolam Tabung berkas Instrumen & kendali

6 5 8

Resin epoksi: blistering

Dalat NRR Vietnam 29 14C 15C

Tangki dlm kolam

Tangki reaktor/komponen Kelongsong bahan bakar Sistem kendali

5 5,12 8

Aluminium: spots & pitting Aluminium

TRIGA PUSPATI

Malaysia 31 24C TRIGA MK II

Menara pendingin 12

TRIGA MARK II

Banglades 32 25C TRIGA MK II

Pipa ECCS 12 Aluminium

HX: heat exchanger (alat penukar kalor)

Page 49: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

43

TABEL II.2. DISTRIBUSI SATATISTIK MEKANISME PENUAAN YANG DILAPORKAN DIAMBIL DARI DATA DALAM TABEL II.1 Radiasi 1 XXXXXXXXXX? ? ? ? ? ? ? Temperatur 2 Tekanan 3 Cycling 4 XXX Korosi 5 XXXXXXXXXXXXXXXX? ? ? ? ? ? Kimia 6 XXXXXXX Erosi 7 XXX Perubahan teknologi 8 XXXXX Syarat keselamatan 9 Dokumentasi 10 Faktor manusia 11 Desain/operasi/perawatan 12 XXXXXXXXX? Tanda: X Problem aktual ? Problem belum dikonfirmasi, dalam perhatian

Page 50: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

44

Lampiran III

KUISIONER DALAM PENGUMPULAN DATA TERKAIT PENUAAN

1. Lama operasi hari/bulan … hari

2. Lama operasi jam/hari … jam

3. kW.h total per bulan … kW.h

4. Daya rata-rata (selam sebulan) … kW

5. Kondisi teras reaktor

(a) Jumlah bahan bakar … buah bahan bakar

(b) Jumlah bahan bakar dummy … buah bahan bakar dummy

(c) Jumlah batang kendali … batang

(d) Reaktivitas lebih teras … % ∆d/k

6. Kondisi internal kolam

Selama lima tahun terakhir apakah ada teramati sauatu cacat (D), perubahan warna (C) atau korosi (R); atau ada suatu modifikasi (F) atau perawatan mayor (T) pada butir-butir berikut ini ?

- Bahan bakar … D / C / R - Teras … D / C / R / F / T - Liner kolam … D / C / R / F / T - Reflektor … D / C / R / F / T - Penggerak batang kendali … D / C / R / F / T - Perisai … D / C / R / F / T - Tabung berkas … D / C / R / F / T - Perangkat/penyimpan bahan bakar … D / C / R / F / T 7. Kendali dan instrumentasi

Pernahkah dilakukan pembaharuan (N), perawatan mayor (T) atau penemuan suatu gagal fungsi (M) pada komponen atau sistem berikut ini ?

- Sistem penghenti reaktor (shutdown) … N / T / M - Sistem proteksi … N / T / M - Sistem kendali regulasi … N / T / M - Konsul kendali … N / T / M - Sistem pemantauan radiasi … N / T / M - Sistem variabel proses … N / T / M - Sistem annunciator … N / T / M - Sistem instrumentasi dan kendali … N / T / M - Pengkabelan … N / T / M - Pemantauan/penghentian reaktor jarak jauh … N / T / M - Sistem pnumatik … N / T / M - Sistem akuisisi data … N / T / M

Page 51: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

45

8. Sistem pendingin

Pernahkah dilakukan pembaharuan (N), perawatan mayor (T), atau pendeteksian suatu korosi (R), gagal fungsi (M), atau kebocoran pada sistem berikut ?

- Primer … N / T / R / M / L - Kolam … N / T / R / M / L - Darurat … N / T / R / M / L - Make-up … N / T / R / M / L - Pemurnian … N / T / R / M / L - Sekunder … N / T / R / M / L

9. Sistem penampung atau penyungkup

Pernahkah dilakukan pembaharuan (N); penggantian/modifikasi (F), atau perawatan mayor (T); deteksi cacat/retak (D), kegagalan fungsi (M) pada bagian-bagian berikut ?

- Struktur … M / F / T / D - Perisai biologis … M / F / T / D - Sistem ventilasi … M / F / T / D - Sistem penetrasi … M / F / T / D - Sistem isolasi … M / F / T / D - Stack … M / F / T / D 10. Siste bantu

Pernahkah dilakukan pembaharuan (N) pada; suatu perawatan mayor (T) pada; deteksi kegagalan fungsi (M) pada; atau tidak tersedia/ada (H) bagian-bagian berikut ini ?

- Sistem catu daya … N / F / T - Sistem catu daya darurat … N / F / T / H - Proteksi kebakaran … N / F / T / H - Proteksi petir … N / F / T / H - Proteksi kebanjiran … N / F / T / H - Komunikasi … N / F / T / H - Crane … N / F / T / H - Penanganan/penyimpanan … N / F / T / H - Peti pembawa/bahan-bakar … N / F / T / H - Limbah/penyimpanan/pembuangan radioaktif … N / F / T / H - Hot cell … N / F / T / H - Udara bertekanan … N / F / T / H - Laboratorium … N / F / T / H 11. Fasilitas eksperimental

Pernahkan dilakukan pembaharuan (N); modifikasi (F), deteksi cacat/retak (D), korosi (R) pada bagian-bagian berikut ini ?

- Sumber dingin … N / F / R

Page 52: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

46

- Perisai … N / F / D - Rigs/loops … N / F / D - Tabung berkas … N / F / D /R - Produksi/iradiasi isotop … N / F / D /R - Sistem rabbit … N / F / D /R - Kolom termal … N / F / D /R - Ruang kering … N / F / D /R

Page 53: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

47

Lampiran IV

STUDI KASUS MANAJEMEN PENUAAN DI REAKTOR RISET Pada daftar berikut ini ditampilkan berbagai kontribusi pada Pertemuan Komite

Teknis Manajemen Penuaan Reaktor Riset yang diselenggarakan di Wina dari

16 sampai 20 Nopember 1992. Jika ada permintaan bahan-bahan ini tersedia di

Engineering Safety Section, Division of Nuclear Safety, International Atomic

Energy Agency, Wagramerstrasse 5, P.O. Box 100, A-1400, Vienna, Austria.

Sebagian besar kontributor (Kasus A–H) menggambarkan aktivitas yang telah

dilakukan di berbagai tipe reaktor riset dalam rangka mengkaji status fasilitas

reaktor atau proyek modifikasi, yang dipicu oleh perhatian terhadap penuaan.

Tipe reaktor riset yang termasuk dalam daftar berikut adalah:

− Reaktor tipe kolam (Kasus A, B, C).

− Reaktor tipe TRIGA (Kasus D).

− Reaktor air berat dan reaktor kolam (Kasus E dan F).

− Tipe lainnya (Kasus G, H dan I).

Kasus J menggambarkan tentang status terkini dari penuaan reaktor riset di

Jepang, Kasus K menampilkan pengalaman dengan paduan Aluminium di

reaktor riset tipe Rusia dan Casus L menggambarkan akumulasi pengalaman

dengan menggunakan telskop bawah air.

KASUS A: MESIR Inspeksi in-service pada bejana reaktor ET-RR-1 dan tangki penyimpanan bahan bakar bekas M. Khattab, Shafy Otoritas Energi Atom K. Konoloplev, Yu. Samodurve, S. Orlov, V. Didenko, O. Jackorev Institut Fisika Nuklir Petersburg KASUS B: PORTUGAL Modifikasi dan modernisasi pada Reaktor Riset Portugis (RPI)

Page 54: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

48

J.B. Menezes, F.M. Cardeira Laboratorio Nacional de Engenharia e Tecnologia Industrial KASUS C: YUNANI Kompilasi tindakan pengembangan perbaikan dan backfitting reaktor riset GRR-1 di Demokritos, Athena J. Anoussis, J. Armyriotis, C. Papastergiou, E. Stakakes, C. Zikides Institut Teknologi Nuklir – Proteksi Radiasi KASUS D: AUSTRIA Inspeksi ulang terhadap reaktor TRIGA Mark-II Wina H. Böck, J. Hammer, G. Zugarek Atominstitut der Österrreichisechen Universitäten KASUS E: DENMARK Penuaan pada Reaktor DR 3 H. Floto Risø Natinal Laboratory KASUS F: NORWEGIA Program pengembangan perbaikan JEEP II Tindakan pencegahan dan koreksi untuk mitigasi efek penuaan K. Caspersen Institutt for Energiteknikk KASUS G: BELGIA Proyek pembaharuan dengan pemolesan terhadap reaktor BR-2 dan rangkuman isu penuaan pokok E. Koonen CEN/SCK KASUS H: FEDERASI RUSIA Rancang ulang fasilitas reaktor SM-2

Page 55: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

49

V.A. Gremyachkin, A.V. Klinov, V.A. Kuprienko, M.N. Svyatkin, V.A. Tsykanov RIAR, Dimitrovgrad KASUS I: NORWGIA Proyek OECD Halden dan HBWR T. Hernes Institutt for Energiteknikk KASUS J: JEPANG Status terkini reaktor riset di Jepang T. Kodaira Departemen Reaktor Riset Tokai Research Establishment, JAERI KASUS K: HUNGARIA Penuaan struktur paduan aluminium di riset reaktor F. Gillemot, Z. Honti Atomic Energy Research Institute, Budapest L. Gillemot Institute of Non-ferrous Metals, Budapest A. Amajev Institut Kurchatov, Moskow A. Csimazia I. Szechenyi University, Gyor KASUS L: HUNGARIA Beberapa pengamatan terhadap penuaan di reaktor nuklir riset C. Varga, A. Csoke Nuclear Services, Ltd

Page 56: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

50

PUBLIKASI SERI KESELAMATAN UNTUK KESELAMATAN REAKTOR RISET STANDAR KESELAMATAN (SAFETY STANDARDS) Code on the Safety of Nuclear Research Reactors: Design, No. 35-S1 1992 Code on the Safety of Nuclear Research Reactors: Operation, No. 35-S2 1992 PETUNJUK KESELAMATAN (SAFETY GUIDES) Safety Assessment of Research Reactors and Preparation of the Safety Analysis Report,No. 35-G1 1994 Safety in the Utilization and Modification of Research Reactors, No. 35-G2

1994 Emergency Planning and Preparedness for Research Reactors, No. 35-G3* Safety in the Commissioning of Research Reactors, No. 35-G4* Safety in Decommissioning of Research Reactors, No. 35-G5 1986 (Safety Series No. 74) PETUJUK PELAKSANAAN (JUKLAK) KESELAMATAN (SAFETY PRACTICES) Operational Limits and Conditions for Research Reactors, No. 35-P1* Safety Instrumentation for Research Reactors, No. 35-P2* Radiation Protection Service for Research Reactors, No. 35-P3* Maintenance and Periodic Testing for Research Reactors: A Safety Practice, No. 35-P4* Operating Procedures for Research Reactors: A Safety Practice, No. 35-P5*

Page 57: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

51

PUBLIKASI IAEA TERSELEKSI TERKAIT KESELAMATAN REAKTOR RISET

SERI KESELAMATAN 9 Basic Safety Standards for Radiation Protection: 1982 Edition 1982 35 Safe Operation of Research Reactors and Critical Assemblies: 1984

1984 Edition

49 Radiological Surveillance of Airborne Contaminants in the 1979 Working Environment

55 Planning for Off-Site Response to Radiation Accidents in Nuclear 1981 Facilities

57 Generic Models and Parameters for Assessing the Environmental 1982 Transfer of Radionuclides from Routine Releases: Exposures of Critical Groups

67 Assessing a Value to Transboundary Radiation Exposure 1985 72 Principles for Establishing Intervention Levels for the Protection 1985

of the Public in the Event of a Nuclear Accident or Radiological Emergency (being revised)

73 Emergency Preparedness Exercises for Nuclear Facilities: 1985 Preparation, Conduct and Evaluation

74 Safety in Decommissioning of Research Reactors 1986 75-INSAG-3 Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants 1988 77 Principles for Limiting Releases of Radioactive Effluents 1986

into the Environment

81 Derived Intervention Levels for Application in Controlling 1986 Radiation Doses to the Public in the Event of a Nuclear Accident or Radiological Emergency: Principles, Procedures and Data

84 Basic Principles for Occupational Radiation Monitoring 1987 86 Techniques and Decision Making in the Assessment of Off-Site 1987

Consequences of an Accident in a Nuclear Facility

Page 58: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

52

SERI LAPORAN TEKNIS (TECHNICAL REPORTS SERIES) 230 Decommissioning of Nuclear Facilities: Decontamination, 1983

Disassembly and Waste Management 237 Manual on Quality Assurance Programme Auditing 1984 249 Decontamination of Nuclear Facilities to Permit Operation, 1985

Inspection, Maintenance, Modification or Plant Decommissioning

262 Manual on Training, Qualification and Certification of Quality 1986 Assurance Personnel

267 Methodology and Technology of Decommissioning Nuclear Facilities 1986 268 Manual on Maintenance of Systems and Components Important to 1986

Safety

351 Planning and Management for the Decommissioning of Research 1993 Reactors and Other Small Nuclear Facilities

SERI TECDOC (TECDOC SERIES) 214 Research Reactor Renewal and Upgrading Programme 1978 233 Research Reactor Core Conversion from the Use of Highly 1980

Enriched Uranium to the Use of Low Enriched Uranium Fuels: Guidebook

348 Earthquake Resistant Design of Nuclear Facilities with Limited 1985 Radioactive Inventory

400 Probabilistic Safety Assessment for Research Reactors 1986 403 Siting of Research Reactors 1987 448 Analysis and Upgrade of Instrumentation and Control System for 1988

the Modernization of Research Reactors

517 Application of Probabilistic Safety Assessment to Research Reactors 1989 636 Manual on Reliability Data Collection for Research Reactor PS As 1992 643 Research Reactor Core Conversion Guidebook (Volumes 1-5) 1992

Page 59: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

53

SERI PROSEDING (PROCEEDING SERIES) STI/PUB/700 Source Term Evaluation for Accident Conditions 1986 STI/PUB/701 Emergency Planning and Preparedness for Nuclear Facilities 1986 STI/PUB/716 Optimization of Radiation Protection 1986

Page 60: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

54

PUBLIKASI YANG DIANJURKAN UNTUK KESELAMATAN REAKTOR RISET

Skema berikut ini menunjukkan sekumpulan publikasi yang telah diterbitkan untuk

Program Keselamatan Reaktor Riset (Research Reactor Safety Programme, RRSP). Dalam skema tersebut juga ditunjukkan hirarki dari publikasi Seri Keselamatan IAEA yang lain yaitu Standar Keselamatan, Petunjuk dan Petujuk Keselamatan Keselamatan. Publikasi tersebut diperiapkan untuk diterbitkan dengan melalui prosedur yang ketat meliputi penyampaian untuk diperiksa dan konsensus-konsensus kandungan teknis oleh Pertemuan Komite Teknis atau Pertemuan Kelompok Penasehat; untuk pemeriksaan dan komentar dari semua Negara Anggota (Member State) dan pemeriksaan teknis akhir untuk persetujuan oleh Komite Pemeriksa Seri Keselamatan IAEA (SSRC).

TECDOC untuk penuaan dan pemeriksaan keselamatan, oleh karena tujian dan lingkup, adalah juga menjadi subyek dari pemeriksaan yang ketat untuk persetujuan publikasi. Walaupun tidak disampaikan ke SSRC.

Page 61: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

55

Page 62: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

56

DAFTAR PUSTAKA [1] Research Reactor Safety, Operations and Modifications, Proc. Symp. Vols 1-3,

AECL-9926, Chalk River, Canada (1989). [2] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety Aspects of Nuclear

Power Plant Ageing, IAEA-TECDOC-540, Vienna (1990). [3] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Code on the Safety of

Nuclear Research Reactors: Design, Safety Series No. 35-S1, IAEA, Vienna (1992).

[4] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Code on the Safety of Nuclear Research Reactors: Operation, Safety Series No. 35-S2, IAEA, Vienna (1992).

[5] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety Guide on Safety in the Utilization and Modification of Research Reactors, IAEA, Vienna.

[6] An Aging Failure Survey of Light Water Reactor Safety Systems and Components, NUREG/CR-4747, Washington, DC (1988).

[7] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Methodology for the Management of Ageing of Nuclear Power Plant Components Important to Safety, Technical Report Series No. 338, Vienna (1992).

[8] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Data Collection and Record Keeping for the Management of Nuclear Power Plant Ageing, Safety Series No. 50-P-3, Vienna (1991).

[9] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Manual on Reliability Data Collection for Research Reactor PSAs, IAEA-TECDOC-636, IAEA, Vienna (1992).

[10] STOVER, R.L., MURPHIE, W.E., "Decision-making process to shut down, refurbish/modify or decommission research reactor", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992.

[11] MOSS, C.J., SNOWDEN, K.U., "Generic guidelines for research reactor component life assessment", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992.

[12] THOMPSON, D., "Overview of research reactor operation within AECL", Proc. Int. Symp. on Research Reactor Safety, Operations and Modifications, Vol. 1, AECL-9926, Chalk River (1989).

[13] DURNEY, J.L., CROUCHER, D.W., "Replacement of core components in the advanced test reactor", Proc. Int. Symp. on Research Reactor Safety, Operations and Modifications, Vol. 2, AECL-9926, Chalk River (1989).

[14] BLOM, K.H., FALCK, K., KRULL, W., "Continuous backfilling for ihe FRG-1 and FRG-2 research reactors", Proc. Int. Symp. on Research Reactor Safety, Operations and Modifications, Vol. 2, AECL-9926, Chalk River (1989).

[15] KOONEN, E., "BR-2 research reactor modifications: experience gained from the BR-2 beryllium malrix replacement and second matrix surveillance programme", Proc. Int. Symp. on Research Reactor Safety, Operations and Modifications, Vol. 3, AECL-9926, Chalk River (1989).

[16] KALENGA, M.W., "Corrosion problem in the C.R.E.N.K. TRIGA MARK II research reactor", Proc. Int. Symp. on Research Reactor Safety, Operations and Modifications, Vol. 3, AECL-9926, Chalk River (1989).

[17] LI, Y.L., "Safety aspects on entire lifting old HWRR tank", Proc. Int. Symp. On

Page 63: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

57

Research Reactor Safely, Operations and Modifications, Vol. 3, AECL-9926, Chalk River (1989).

[18] AHLF, J., ZIJP, W.L., "Upgrading activities for the HFR Petten", Proc. Int. Symp. on Research Reactor Safety, Operations and Modifications, Vol. 3, AECL-9926, Chalk River (1989).

[19] DE-VREIS, M.L, CUNDY, M.R., "Results from post-mortem tests with material from the old core-box of the high flux reactor (HFR) at Petten", Proc. Int. Symp. On Research Reactor Safety, Operations and Modifications, Vol. 3, AECL-9926, Chalk River (1989).

[20] SULTAN, M.A., DIMITRI, F.H., ALI, M.R., "Renewal of instrumentations for Egypt's first research reactor (ETRR-1)", Proc. Int. Symp. on Research Reactor Safety, Operations and Modifications, Vol. 3, AECL-9926, Chalk River (1989).

[21] UTSURO, M. FUJITA, Y., NISHIHARA, H., "Operational safety and reactor life improvements of Kyoto University reactor", Proc. Int. Symp. on Research Reactor Safety, Operations and Modifications, Vol. 3, AECL-9926, Chalk River (1989).

[22] McDONALD, N.R., MOSS, C.J., "The ageing of the HIFAR aluminum tank and stainless steel primary circuit: a case study", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992.

[23] YULING, W., "Major technological improvements of HWRR", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992.

[24] PANT, R.C., "Studies related to ageing of structural components and process equipment in CIRUS ", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992.

[25] KHADIKAR, M.G., "Assessment of refurbishment requirement for life extension of CIRUS", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992.

[26] KARIM, A., "Instrumentation for upgraded PARR-1", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992.

[27] LEOPANDO, L.S., "The pool leak in the Philippine research reactor", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992.

[28] BUSAMONGKOL, Y., JUNLANAN, M., TAPONETHONG, N., "Modification of TRR-1/M1", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992.

[29] HIEN, P.Z., et al., "Control of the integrity of the fuel elements and the 30 years old reactor tank athe Dalat nuclear research reactor and the necessity of renovation of its control system", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of

Page 64: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

58

Research Reactors, Bangkok, 1992. [30] MERCHIE, F., "Aims for major modifications of French research and test

reactors decided during the recent years", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992.

[31] BOKHARI, A.B., IBRAHIM, J.K., KASSIM, M.S., "Upgrading activities for the Puspati Triga reactor", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992.

[32] AHMED, K., "Operation and maintenance experience at Triga Mark-II reactor of Bangladesh", paper presented at IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing, Decommissioning and/or Major Refurbishments of Research Reactors, Bangkok, 1992.

Page 65: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

59

KONTRIBUTOR DALAM PEMBUATAN DRAFT DAN PEMERIKSAAN

Kelompok Kerja Internal IAEA Untuk Penuaan Reaktor Riset Nopember 1988

Alcalá-Ruiz, F., Byszewski, W., Muranaka, R., Zyszkowski, W.

Pertemuan Konsultan 13-16 Nopember 1989

Abu Razak Pusat Penelitian Teknik Nuklir, Bandung, Indonesia Abou Yehia, H. Centre d’éudes nucléaires de Fontenay-aux-Roses, Perancis Alcalâ-Ruiz, F. IAEA Carter, R. Konsultan, Bethesda, Maryland, USA Egorenkov, P. Institut Kurchatov I.V., Moskow, Federasi Rusia Ernst, P. Nuclear Center, McMaster Univ., Hamilton, Kanada Krull, W. CKSS Forschungszentrum, Geesthacht, Jerman Merchie, F. Centre d’études nucléaires de Grenoble, Perancis Ross, I.D. Atomic Energy of Canada Ltd, Chalk River, Kanada

Pertemuan Komite Teknis 16 – 20 Nopember 1992

Alcalá, F. IAEA Arkhangelsky, N. Federasi Rusia Ashoub, N. Mesir Bock, H. Austria Boogaard, J.P. Belanda Cardeira, F. Portugis Caspersen, K. Norwegia DiMeglio, A.F. IAEA El-Kady, A. Mesir Floto, H. Denmark Gazit, M. Israel Gillemot, F. Hungaria Gurewitz, Y. Israel Guseva, G. Federasi Rusia Hernes, T. Norwegia Hirshfeld, H. IAEA Khattab, A.S. Mesir Klinov, A. Federasi Rusia Kodaira, T. Jepang Koonen, E. Belgia Krull, W. Jerman Mendoca, M.M. USA Mieleszczenko, W. Polandia Saad, E.A. Mesir Sumita, K. Jepang Thompson, W. Inggris Varga, C. Hungaria Yoothongkam, W. Thailand Zikides, C. Yunani

Page 66: Manajemen Penuaan Reaktor Riset

60

KUISIONER PADA TECDOC IAEA

Akan sangat membantu Badan Tenaga Atom Internasional (IAEA) dalam menganalisis efektivitas program Dokumen Teknis (Technical Document) jika anda kiranya sudi untuk menjawab pertanyaan berikut ini dan mengembalikannya ke alamat yang tertulis di bawah ini. Atas bantuan anda kami ucapkan terima kasih. Judul: Manajemen dari penuaan reaktor riset Nomor: IAEA-TECDOC-792 1. Bagaimana cara mendapatkan TECDOC ini ? [ ] Dari IAEA: [ ] Karena permintaan sendiri [ ] Tanpa suatu permintaan [ ] Karena partisipasi dalam pertemuan IAEA [ ] Dari teman seprofesi [ ] Dari perpustakaan 2. Bagaimana penilaian terhadap isi dari TECDOC ? [ ] Berguna, memuat informasi yang tak dijumpai di lain tempat [ ] Berguna sebagai tempat melihat berbagai subyek [ ] Berguna untuk acuan [ ] Berguna karena menggunakan karakter huruf internasional [ ] Berguna untuk pelatihan dan studi [ ] Tidak begitu berguna 3. Bagaimana anda mengerti ketersediaan TECDOC di IAEA ? [ ] Dari acuan dalam [ ] Publikasi IAEA [ ] Publikasi lain [ ] Dari pertemuan IAEA [ ] Dari lembar berita IAEA [ ] Dengan cara lain (sebutkan) [ ] Jika anda mengalami kesulitan untuk mendapatkan TECDOC cek kotak ini 4. Anda menggunakan TECDOC IAEA ? [ ] Sering kali [ ] Kadang-kadang [ ] Jarang 5. Mohon mencantumkan institut (atau negara) di mana anda bekerja Kirim dan kembalikan ke: R.F. Kelleher

Head, Publishing Section International Atomic Energy Agency P.O. Box 100 Wagramerstrasse 5 A-1400 Vienna, Austria


Top Related