Download - 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
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]
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.
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
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
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.
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
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.
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
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;
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;
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.
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
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
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
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
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
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
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
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.
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
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.
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.
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
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
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;
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
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
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
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].
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
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.
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 –
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:
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;
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
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.
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.
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
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
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
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].
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
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
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
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
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)
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
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
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
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
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)
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
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
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*
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
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
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
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.
55
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
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
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.
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
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