Persyaratan Keselamatan Untuk Keselamatan Reaktor Riset
Terjemahan dokumen IAEA DS272: Safety
Requirements on Safety of Research Reactors
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]
DAFTAR ISI 1. PENDAHULUAN 1 Latar Belakang 1 Tujuan 1 Lingkup 2 Pendekatan Gradasi 3 Struktur 3 2. TUJUAN, KONSEP DAN PRINSIP KESELAMATAN 5 Tujuan Keselamatan 5 Konsep dan Prinsip Keselamatan 6 Konsep Pertahanan Berlapis 6 Infrastruktur Legislatif dan Regulasi 8 Manajemen Keselamatan 9 Verifikasi Keselamatan 10 Aspek Teknis dari Keselamatan 11 3. SUPERVISI REGULATORI 15 Umum 15 Infrastruktur Hukum 15 Badan Pengawas 15 Proses Perizinan 16 Umum 16 Laporan Analisis Keselamatan 16 Tinjau Ulang dan Pengkajian oleh Badan Pengawas 17 Kriteria Penerimaan 18 Inspeksi dan Penegakan Aturan 19 4. MANAJEMEN DAN VERIFIKASI KESELAMATAN 19 Tanggung Jawab Organisasi Pengoperasi 19 Jaminan Kualitas 20 Verifikasi Keselamatan 22 5. EVALUASI TAPAK 24 Evaluasi Awal dan Seleksi Tapak 24 Kriteria Umum Untuk Evaluasi Tapak 25 Kejadian Meteorologi Ekstrim dan Jarang 26 Banjir 27 Bahaya Geoteknik 27 Bahaya Eksternal Terinduksi Manusia 28 Persyaratan Khusus Untuk Karakterisasi Daerah Yang
Dipertimbangkan 28
Pemantauan Bahaya 29 6. RANCANGAN 30 Filosofi Rancangan 30 Persyaratan Umum Rancangan 32 Persyaratan Khusus Rancangan 44 7. OPERASI 55 Kelengkapan Organisasi 55 Pelatihan, Penyegaran dan Kualifikasi 59 Batas dan Kondisi Operasi 59 Komisioning 61
Prosedur Pengoperasian 63 Inspeksi, Pengujian dan Perawatan Periodik 64 Manajemen Teras dan Penanganan Bahan Bakar 65 Keselamatan Terhadap Kebakaran 66 Rencana Kedaruratan 66 Proteksi Fisik 68 Rekaman dan Laporan 68 Pemanfaatan dan Modifikasi Reaktor 69 Proteksi Radiasi 70 Pengkajian Keselamatan dan Aspek Terkait Penuaan 73 Pemadaman Berkepanjangan 73 8. DEKOMISIONING 74 Lampiran. Kejadian Pemicu Terpostulasi Untuk Reaktor Riset (Terseleksi)
76
Daftar Pustaka 78 Tambahan I: Fungsi Keselamatan Untuk Reaktor Riset (Terseleksi) 80 Tambahan II: Aspek Operasional Reaktor Riset Yang Perlu Perhatian Khusus
82
Glosarium 84
1
1. PENDAHULUAN
LATAR BELAKANG
1.1. Publikasi Persyaratan Keselamatan ini, dikembangkan dalam program
IAEA bertajuk Keselamatan Reaktor Riset, merupakan revisi dua dokumen
standar keselamatan yang diterbitkan dalam bentuk IAEA Safety Series
sebelumnya1. Publikasi sekarang ini merevisi dan memperbarui isi kedua
dokumen terdahulu tersebut.
1.2. Publikasi Persyaratan Keselamatan ini memantapkan persyaratan-
persyaratan untuk semua area keselamatan reaktor riset, dengan penekanan
khusus pada persyaratan untuk rancangan dan operasi2. Mengikuti permintaan
dari pengguna akhir (terutama dari Negara Anggota dengan program reaktor
nuklir daya terbatas) untuk memiliki publikasi tunggal tersendiri, publikasi ini
juga mencakup persyaratan untuk supervisi regulatori, manajemen, verifikasi
keselamatan, jaminan kualitas dan evaluasi tapak3.
1.3. Sejumlah persyaratan untuk keselamatan reaktor riset nuklir sama atau
mirip dengan persyaratan untuk reaktor daya nuklir. Dalam pandangan
perbedaan terpenting di antara keduanya dan di antara berbagai tipe reaktor
1 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Code on the safety of Nuclear Research
Reactors: Design, Safety Series No. 35-S1, IAEA, Vienna (1993); Code on the safety of Nuclear
Research Reactors: Operation, Safety Series No. 35-S2, IAEA, Vienna (1993) 2 Area penting keselamatan reaktor riset mencakup semua aktivitas yang dilakukan untuk
mencapai tujuan perancangan dan konstruksi atau modifikasi. Hal ini termasuk perawatan,
pengujian dan inspeksi, penanganan bahan bakar dan penanganan bahan radioaktif
(mencakup juga produksi radioisotop), penginstalasian, pengujian dan operasi piranti
eksperimen, penggunaan berkas neutron, kegiatan penelitian dan pengembangan dan
pendidikan dan latihan menggunakan sistem reaktor riset, dan aktivitas terkait lain. 3 Area tapak adalah area geografis yang melingkupi fasilitas terotorisasi, dan yang di dalamnya
manajemen fasilitas terotorisasi dapat melakukan tindakan darurat. Batas tapak adalah batas
area tapak. Penapakan (evaluasi tapak) adalah proses seleksi tapak cocok untuk fasilitas,
termasuk pengkajian yang diperlukan dan definisi dasar desain terkait.
2
riset4, persyaratan-persyaratan ini seyogyanya diterapkan sesuai dengan
bahaya potensial terkait dengan reaktor melalui cara pendekatan gradasi (lihat
paragraf 1.11 – 1.14), sehingga menjamin keselamatan dalam rancangan dan
operasi reaktor riset.
TUJUAN
1.4. Tujuan utama publikasi Persyaratan Keselamatan ini adalah memberikan
dasar untuk keselamatan dan dasar untuk pengkajian keselamatan pada
semua tahap dalam masa hidup reaktor riset. Tujuan lain adalah memantapkan
persyaratan-persyaratan dalam aspek-aspek yang terkait dengan supervisi
regulatori, manajemen keselamatan, evaluasi tapak, perancangan, operasi dan
dekomisioning.
1.5. Persyaratan teknis dan administratif untuk keselamatan reaktor riset
ditetapkan sejalan dengan tujuan tersebut di atas. Publikasi Persyaratan
Keselamatan ini dimaksudkan untuk digunakan oleh organisasi yang terikat
dalam evaluasi tapak, perancangan, pabrikasi, konstruksi, operasi dan
dekomisioning reaktor riset, demikian pula oleh Badan Pengawas.
LINGKUP
1.6. Persyaratan yang ditetapkan dalam publikasi Persyaratan Keselamatan ini
dapat dipakai untuk evaluasi tapak, perancangan, operasi dan dekomisioning
reaktor riset, termasuk fasilitas perangkat kritis dan juga dapat diterapkan
reaktor riset yang telah ada sejauh dapat dipraktekkan. Fasilitas perangkat
subkritis tidak tercakup dalam persyaratan ini.
4 Reaktor riset adalah reaktor nuklir yang digunakan terutama untuk pembangkitan dan
penggunaan fluks neutron dan radiasi pengion untuk keperluan riset, produksi isotop dan
keperluan lain, selain pembangkitan energi listrik. Dalam konteks publikasi Persyaratan
Keselamatan ini, istilah reaktor riset juga mencakup fasilitas eksperimen dan perangkat kritis.
3
1.7. Untuk maksud publikasi ini, reaktor riset adalah reaktor nuklir yang
terutama digunakan untuk pembangkitan dan penggunaan radiasi untuk
maksud penelitian dan pengembangan, seperti produksi radioisotop. Definisi ini
mengesampingkan reaktor nuklir yang dipergunakan untuk produksi listrik,
propulasi kapal, desalinasi atau pemanas distrik. Istilah itu melingkupi inti
(teras) reaktor, piranti eksperimen5 dan semua fasilitas lain yang relevan baik
dengan reaktor atau pun piranti eksperimen terkait yang terletak pada tapak
reaktor. Tindakan keselamatan tambahan mungkin diperlukan dalam beberapa
kasus, seperti dinyatakan dalam paragraf 1.9.
1.8. Persyaratan yang ditetapkan dalam publikasi Persyaratan Keselamatan ini
membentuk dasar keselamatan reaktor riset dengan potensi bahaya ke publik
dan lingkungan terbatas.
1.9. Reaktor riset dengan tingkat daya melebihi beberapa puluh megawatt,
reaktor cepat dan reaktor yang menggunakan piranti eksperimen seperti untai
tekanan dan temperatur tinggi, sumber neutron dingin dan sumber neutron
panas mungkin menyaratkan aplikasi standar reaktor daya dan/atau tindakan
keselamatan tambahan (misalnya dalam kasus reaktor yang digunakan untuk
pengujian bahan berbahaya). Untuk fasilitas-fasilitas semacam ini, standar yang
harus diterapkan, ekstensi aplikasinya dan setiap tindakan keselamatan
tambahan yang dibutuhkan disyaratkan untuk diajukan oleh oraganisasi
pengoperasi dan menjadi bahan persetujuan oleh Badan Pengawas.
1.10. Semua persyaratan yang ditetapkan di sini seyogyanya diterapkan kecuali
jika hl itu dapat dibenarkan bahwa, untuk reaktor riset tertentu, beberapa
persyaratan mungkin dapat diabaikan. Untuk setiap kasus tersebut, persyaratan
yang diabaikan harus diidentifikasi, dengan pertimbangan asal dan magnitud
yang mungkin dari bahaya yang ditampilkan oleh reaktor riset bersangkutan
dan aktivitas yang dilakukan. Paragraf 1.14 menetapkan faktor yang perlu
5 Piranti eksperimen adalah piranti yang dipasang di dalam atau di sekitar reaktor untuk
menggunakan fluks neutron dan radiasi pengion dari reaktor untuk penelitian, pengembangan,
produksi radioisotop atau kegunaan lain apapun.
4
dipertimbangkan dalam memutuskan apakah beberapa persyaratan tertentu
yang ditetapkan di sini dapat diabaikan.
PENDEKATAN GRADASI
1.11. Reaktor riset digunakan untuk tujuan khusus dan variatif, seperti
penelitian, pelatihan, produksi radioisotop, radiografi neutron dan pengujian
bahan. Tujuan-tujuan tersebut memerlukan fitur desain dan rejim operasi yang
berbeda. Karakteristik desain dan operasi reaktor riset dapat bervariasi secara
signifikan karena penggunaan piranti eksperimen dapat berpengaruh pada
kinerja reaktor. Selain itu, fleksibilitas dalam penggunaannya mensyaratkan
pendekatan berbeda-beda untuk mengelola dan mencapai keselamatan.
1.12. Kebanyakan reaktor riset memiliki potensi bahaya yang kecil pada
masyarakat dibandingkan dengan reaktor daya, tetapi mereka mungkin memiliki
bahaya potensial lebih pada operator.
1.13. Lingkup, ekstensi dan rincian analisis keselamatan untuk reaktor riset
dengan daya rendah mungkin kurang dibanding yang disyaratkan untuk reaktor
riset dengan daya tinggi karena skenario kecelakaan tertentu mungkin tidak
berlaku atau mungkin membutuhkan analisis yang terbatas. Sebagai contoh,
penelaahan kecelakaan kehilangan air pendingin mungkin berbeda secara
signifikan bergantung pada daya dan rancangan reaktor. Paragraf 6.72-6.78
menetapkan persyaratan untuk linngkup, faktor dan proses yang
dipertimbangkan dalam analisis keselamatan.
1.14. Faktor-faktor yang perlu dipertimbangkan untuk memutuskan apakah
persyaratan tertentu yang ditetapkan di sini dapat diabaikan dalam menerapkan
pendekatan gradasi mencakup:
(a) daya reaktor;
(b) suku sumber;
(c) jumlah dan pengayaan bahan fisil dan bahan dapat fisi;
5
(d) elemen bahan bakar bekas, sistem tekanan tinggi, sistem pemanasan
dan penyimpanan bahan dapat bakar, yang mungkin mempengaruhi
keselamatan reaktor;
(e) tipe elemen bahan bakar;
(f) tipe dan massa moderator, reflektor dan pendingin;
(g) besarnya reaktivitas yang dapat diintrodusir dan laju introduksinya,
kendali reaktivitas, fitur keselamatan melekat dan tambahan;
(h) kualitas struktur sungkup atau cara pengungkungan lain;
(i) penggunaan reaktor (piranti eksperimen, uji, eksperimen fisika reaktor);
(j) penapakan;
(k) kedekatan jarak dengan kelompok populasi.
STRUKTUR
1.15. Publikasi Persyaratan Keselamatan ini mencakup semua tahapan-
tahapan penting dalam masa hidup fasilitas reaktor riset, dari evaluasi tapak
hingga perancangan dan konstruksi, komisioning, operasi, termasuk
penggunaan dan modifikasi6, dan dekomisioning. Publikasi ini terdiri dari
delapan bagian, satu lampiran dan dua tambahan.
1.16. Bagian 2 memperkenalkan tujuan keselamatan umum, konsep dan prinsip
keselamatan instalasi nuklir dengan penekanan pada aspek keselamatan
radiasi dan keselamatan nuklir untuk reaktor riset. Pustaka [1] menguraikan
lebih lengkap isi Bagian ini .
1.17. Bagian 3 berhubungan dengan persyaratan umum untuk supervisi
regulatori sejauh hal itu relevan dengan reaktor riset, termasuk yang
berhubungan dengnan tahapan proses pelisensian untuk reaktor riset. Bagian
6 Modifikasi adalah perubahan yang dikehendaki atau penambahan pada konfigurasi reaktor
yang ada, dengan kemungkinan menimbulkan implikasi pada keselamatan, diharapkan
memungkinan untuk melanjutkan operasi reaktor. Hal ini mungkin melibatkan sistem
keselamatan, item atau sistem yang terkait keselamatan, prosedur, dokumentasi atau kondisi
operasi.
6
ini diurai lebih lengkap dalam publikasi Persyaratan Keselamatan lain dan
Panduan Keselamatan [2-7].
1.18. Bagian 4 berhubungan dengan persyaratan untuk topik yang berkaitan
dengan manajemen keselamatan, termasuk jaminan kualitas dan verifikasi
keselamatan. Bagian ini melingkupi aspek keselamatan umum instalasi nuklir
dan didasarkan pada standar keselamatan IAEA dan publikasi lain yang terkait
dengan keselamatan [1,7-10].
1.19. Bagian 5 menetapkan persyaratan yang berhubungan dengan evakuasi
dan seleksi tapak reaktor dan berhubungan dengn evaluasi tapak baru dan
tapak reaktor yang ada. Bagian ini didasarkan pada publikasi Persyaratan
Keselamatan Evaluasi Tapak untuk Instalasi Nuklir [11].
1.20. Bagian 6 menetapkan persyaratan untuk rancangan yang aman dari
semua tipe reaktor riset dengan pertimbangan seperti dinyatakan pada paragraf
1.97.
1.21. Bagian 7 menetapkan persyaratan untuk operasi aman reaktor riset,
termasuk komisioning, perawatan, penggunaan dan modifikasi. Persyaratan
dalam bagian ini ditampilkan secara rinci dari sudut pandang kondisi khusus
operasi reaktor riset dan kepentingan dari organisasi pengoperasi dan badan
pengawas. Bagian ini didasarkan pada pustaka [12-19] dan the Code on the
Safety of Research Reactors: Operation, Safety Series No. 35-S2, IAEA,
Vienna (1993).
1.22. Bagian 8 menetapkan persyaratan untuk komisioning reaktor riset yang
aman dengan dasar pustaka [16].
1.23. Lampiran memberikan daftar kejadian awal terpostulasi terseleksi yang
perlu dipertimbangkan dalam analisis keselamatan reaktor riset.
7 Bagian ini didasarkan pada Standar Keselamatan yang telah direvisi, Code on the safety of
Research Reactors: Design, Safety Series No. 35-S1, IAEA, Vienna (1993).
7
1.24. Akhirnya, dua tambahan memberikan daftar fungsi keselamatan sistem
keselamatan dan item terkait keselamatan lain yang biasanya tercakup dalam
rancangan reaktor riset, dan contoh aspek operational yang perlu mendapat
perhatian khusus.
2. TUJUAN, KONSEP DAN PRINSIP KESELAMATAN
2.1. Publikasi dasar-dasar keselamatan untuk keselamatan instalasi nuklir
diberikan secara lengkap dalam pustaka [1], sedang proteksi radiasi dan
keselamatan sumber radiasi pada pustaka [20]. Dalam dokumen tersebut
diberikan tujuan, konsep dan prinsip yang mendasari persyaratan untuk
meminimalkan risiko yang terkait dengan instalasi nuklir.
TUJUAN KESELAMATAN
2.2. Terdapat tiga tujuan keselamatan instalasi nuklir: yang pertama bersifat
umum, sedang yang dua lainnya merupakan pelengkap dan berhubungan
dengan proteksi radiasi dan aspek teknis dari keselamatan. Paragraf berikut ini
ditulis ulang dari pustaka [1].
“203. Tujuan Keselamatan Nuklir Umum: Melindungi individu, masyarakat
dan lingkungan dari kerusakan atau akibat buruk lain dengan menyiapkan
dan menjaga sistem pertahanan yang efektif di dalam instalasi nuklir
terhadap bahaya radiologis.
“204. Tujuan Keselamatan Nuklir Umum tersebut didukung oleh dua Tujuan
Keselamatan pelengkap yang berhubungan dengan proteksi radiasi dan
aspek teknis. Ketiganya saling terkait: aspek teknis bersama-sama dengan
tindakan administratif dan prosedural menjamin pertahanan terhadap
bahaya akibat radiasi pengion.
8
“205. Tujuan Proteksi Radiasi: Menjamin bahwa pada semua keadaan
operasi, paparan radiasi di dalam instalasi atau akibat pelepasan bahan
radioaktif dari instalasi yang telah direncanakan tetap dijaga di bawah batas
ditetapkan dan serendah yang dapat dicapai secara masuk akal serta
menjamin mitigasi konsekuensi radiologis akibat kecelakaan apapun.
“206. Tujuan Keselamatan Teknis: Mengambil tindakan praktis yang
secara teknis dapat dilakukan untuk mencegah kecelakaan di dalam
instalasi dan memitigasi konsekuensi seandainya kecelakaan terjadi;
menjamin dengan keyakinan tinggi bahwa untuk semua kemungkinan
kecelakaan yang dipertimbangkan dalam desain instalasi, termasuk yang
berkemungkinan sangat kecil, setiap konsekuensi radiologis akan kecil dan
di bawah batas ditetapkan; dan menjamin bahwa kemungkinan terjadinya
kecelakaan dengan konsekuensi radiologis serius adalah sangat rendah.
“207. Tujuan Keselamatan mensyaratkan bahwa instalasi nuklir dirancang
dan dioperasikan sedemikian sehingga menjaga semua sumber paparan
radiasi di bawah kendali teknis dan administratif yang ketat. Namun, Tujuan
Proteksi Radiasi tidak menutup adanya paparan terbatas ke masyarakat
atau pelepasan sejumlah bahan radioaktif dari instalasi yang secara legal
diizinkan selama operasi normal. Paparan dan pelepasan seperti itu
bagaimanapun juga harus dikendalikan secara ketat dan harus sesuai
dengan batas operasional dan standar proteksi radiasi.”
2.3. Meskipun berbagai tindakan telah dilakukan untuk membatasi paparan
radiasi dalam semua keadaan operasi pada tingkat serendah yang dapat
dicapai dan juga telah ada tindakan untuk meminimumkan kemungkinan
kecelakaan yang berakibat pada lepas kendali terhadap sumber radiasi,
kebolehjadian kecelakaan tetap saja ada, meskipun sangat-sangat kecil. Oleh
karena itu, tindakan mitigasi terhadap konsekuensi kecelakaan tetap harus pula
disiapkan. Tindakan tersebut di antaranya: fitur keselamatan terekayasa,
prosedur dalam-tapak yang ditetapkan oleh organisasi pengoperasi; dan
mungkin juga tindakan intervensi luar-tapak yang ditetapkan oleh otoritas
berwenang untuk mitigasi paparan radiasi jika kecelakaan terjadi.
9
KONSEP dan PRINSIP KESELAMATAN
2.4. Filosofi keselamatan yang diikuti untuk mencapai tujuan keselamatan
seperti dinyatakan dalam paragraf 203-205 pustaka [1] berhubungan dengan
konsep pertahanan berlapis (defence in depth) dan prinsip-prinsip keselamatan.
Prinsip keselamatan mencakup tiga area: pertahanan berlapis, persoalan
manajemen dan teknis. Ketiganya memandang tentang implementasi konsep
pertahanan berlapis, pembentukan infrastruktur legislatif dan regulatori, adopsi
tindakan-tindakan untuk manajemen dan verifikasi keselamatan, serta
pemakaian prinsip teknis dalam rancangan dan sepanjang masa hidup
instalasi. Berikut ini adalah rangkuman konsep dan prinsip keselamatan yang
menjadi dasar persyaratan untuk menjamin keselamatan reaktor riset dan
pendahuluan bagian-bagian dalam publikasi ini yang menetapkan persyaratan-
persyaratan keselamatan untuk reaktor riset.
KONSEP PERTAHANAN BERLAPIS8
2.5. Konsep pertahanan berlapis, seperti yang diaplikasikan dalam semua
aktivitas untuk keselamatan, baik organisasional, perilaku atau berhubungan
dengan rancangan, menjamin bahwa mereka memiliki sediaan tumpang-tindih
sedemikian sehingga jika sebuah kegagalan terjadi, hal itu akan dideteksi dan
dikompensasi atau dikoreksi dengan tindakan-tindakan yang tepat. Konsep
pertahan berlapis dielaborasi dalam pustaka [21, 23]. Dalam desain dan operasi
instalasi, aplikasi konsep pertahanan berlapis memberikan proteksi bertingkat
terhadap berbagai variasi transien, kejadian operasi terantisipasi dan
kecelakaan, termasuk yang diakibatkan oleh kegagalan komponen atau
tindakan manusia di dalam instalasi, maupun kejadian yang berasal dari luar
instalasi.
8 Konsep diadaptasi untuk reaktor riset dari Safety on Nuclear Power Plants: Design, Safety
Standard Series No. NS-R-1 [22].
10
2.6. Aplikasi konsep pertahanan berlapis dalam perancangan reaktor riset
memberikan seri tingkat pertahanan (fitur melekat, peralatan dan prosedur)
yang ditujukan untuk pencegahan kecelakaan dan menjamin proteksi yang
tepat dalam hal pencegahan tersebut gagal. Meskipun demikian, pertahanan
berlapis harus diaplikasikan dengan pertimbangan pendekatan gradasi seperti
dinyatakan dalam Bab 1 dan dengan kenyataan bahwa kebanyakan reactor
riset dengan daya rendah tidak cocok untuk aplikasi tingkat pertahanan kelima
atau bahkan tingkat keempat.
Tingkat pertahanan pertama bertujuan untuk mencegah terjadinya deviasi dari
operasi normal dan mencegah kegagalan sistem. Tujuan ini mengarahkan pada
persyaratan bahwa instalasi nuklir harus dirancang, dikonstruksi, dioperasikan
secara konservatif sesuai dengan tingkat kualitas dan praktek rekayasa yang
tepat, seperti misalnya penerapan redundansi, independensi dan keragaman.
Untuk mencapai tujuan tersebut, perhatian yang cermat harus dilakukan untuk
memilih program perhitungan komputer untuk perancangan dan bahan-bahan,
dan mengendalikan pabrikasi komponen, konstruksi, operasi dan perawatan
instalasi nuklir.
Tingkat pertahanan kedua bertujuan untuk mengendalikan (dengan deteksi dan
intervensi) deviasi dari keadaan operasi, seperti mencegah kejadian
operasional terantisipasi berkembang menjadi kondisi kecelakaan. Tujuan ini
didasarkan pada kesadaran terhadap fakta bahwa beberapa kejadian awal
terpostulasi mungkin terjadi pada suatu waktu selama masa hidup reaktor
meski telah dilakukan tindakan kehati-hatian untuk mencegahnya. Tingkat
pertahanan ini memerlukan tersedianya peralatan atau sistem spesifik, seperti
ditentukan dari analisis keselamatan, dan definisi prosedur pengoperasian
untuk mencegah atau meminimalkan kerusakan yang diakibatkan dari kejadian
awal terpostulasi tersebut.
Untuk tingkat pertahanan ketiga diasumsikan bahwa meskipun
kebolehjadiannya sangat kecil, eskalasi kejadian operasi terantisipasi atau
kejadian awal terpostulasi tertentu mungkin tidak dapat dihentikan oleh tingkat
pertahanan kedua, sehingga kejadian yang lebih serius dapat berlangsung.
11
Kejadian yang kecil kemungkinannya ini diantisipasi di dalam dasar rancangan
reaktor riset yang bersangkutan, fitur keselamatan melekat, desain gagal-aman,
peralatan dan prosedur tambahan disediakan untuk mengendalikan
konsekuensinya dan untuk mencapai kondisi yang stabil dan dapat diterima
menyusul kecelakaan seperti itu. Hal ini menjadi dasar persyaratan bahwa fitur
keselamatan terekayasa harus disediakan. Peralatan ini harus mampu
membawa reaktor riset ke keadaan terkendali dan selanjutnya ke keadaan
padam aman serta menjaga paling tidak satu barier untuk mengungkung bahan
radioaktif.
Tujuan tingkat pertahanan keempat berkaitan dengan kecelakaan yang
melampaui dasar rancangan (beyond design basis accident), dan untuk
menjamin bahwa pelepasan bahan radioaktif dijaga serendah mungkin. Tujuan
terpenting pada tingkat pertahanan ini adalah perlindungan fungsi
pengungkungan. Tujuan ini dapat dicapai dengan prosedur dan tindakan
pelengkap untuk mencegah perkembangan kecelakaan, dan dengan mitigasi
konsekuensi dari beberapa kejadian BDBA9 terseleksi, selain dari prosedur
darurat dan tindakan intervensi. Perlindungan yang diberikan oleh cara-cara
pengungkungan dapat didemonstrasikan dengan menggunakan metode
estimasi terbaik.
Tingkat pertahanan kelima dan terakhir disiapkan untuk mengantisipasi
pelepasan bahan radioaktif akibat kondisi kecelakaan yang mengakibatkan
kegagalan fungsi kungkungan. Hal ini menuntut penyediaan pusat
pengendalian darurat yang diperlengkapi secara mencukupi dan rencana
tanggap darurat dalam-tapak dan luar-tapak.
2.7. Konsep pertahanan berlapis diaplikasikan terutama berdasarkan hasil
analisis keselamatan dan penggunaan praktek rekayasa berdasarkan penelitian
dan pengalaman operasional. Analisis ini diterapkan dalam perancangan untuk
9 Istilah “kecelakaan parah” atau “manajemen kecelakaan”, seperti didefinisikan dalam Safety
Standards Series No. NS-R-1 [22], tidak digunakan dalam publikasi Persyaratan Keselamatan
ini
12
menjamin bahwa tujuan keselamatan telah terpenuhi. Hal ini dapat pula
mencakup review kritis sistematik tentang bagaimana cara struktur, sistem dan
komponen instalasi nuklir dapat mengalami kegagalan serta mengidentifikasi
konsekuensi kegagalan tersebut. Oleh karena itu, analisis keselamatan
memeriksa: (1) semua mode operasional normal yang direncanakan dalam
instalasi nuklir; dan kinerjanya pada (2) kejadian operasional terantisipasi, (3)
kondisi kecelakaan dasar rancangan (DBA) dan (4) sekuensi kejadian yang
dapat menggiring pada kondisi kecelakaan melampaui dasar rancangan
(BDBA). Persyaratan untuk analisis keselamatan dalam perancangan diberikan
pada paragraf 6.72 – 6.78. Analisis ini dikaji secara independen oleh organisasi
pengoperasi oleh badan pengawas (paragraf 2.8-2.10).
INFRASTRUKTUR LEGISLATIF dan REGULATORI
2.8. Untuk instalasi nuklir yang telah dibangun, dalam operasi atau
direncanakan untuk dibangun (atau dalam modifikasi), infrastruktur hukum
disyaratkan untuk dibentuk guna memberikan regulasi terhadap aktivitas dalam
bidang nuklir dan untuk penunjukan secara jelas tentang tanggungjawab
terhadap keselamatan. Pemerintah bertanggungjawab untuk mengadopsi
undang-undang yang menunjuk tanggung jawab utama keselamatan pada
organisasi pengoperasi dan membentuk badan pengawas yang
bertanggungjawab atas sistem perizinan (lihat Glosari), untuk pengendalian
regulatori aktivitas nuklir dan untuk penegakan regulasi. Prinsip-prinsip ini
dituangkan dalam Bagian 3 (prinsip 1 hingga 3) dari Safety of Nuclear
Installation [1] dan dikutip di bawah ini:
(1) “Pemerintah harus membentuk kerangka legislatif dan hukum untuk
regulasi instalasi nuklir. Dalam kerangka tersebut, harus ada pemisahan
tanggung jawab yang jelas antara badan pengawas dan organisasi
pengoperasi.
(2) “Tanggung jawab utama untuk keselamatan diberikan pada organisasi
pengoperasi.
(3) “Badan pengawas harus benar-benar independen terhadap organisasi
atau badan yang ditugasi untuk promosi atau untuk menggunakan
13
energi nuklir. Badan pengawas harus memiliki tanggung jawab dalam
perizinan, inspeksi dan penegakan hukum dan harus memiliki
kewenangan, kompetensi dan sumber daya mencukupi untuk
menjalankan tugas yang menjadi tanggung jawabnya. Badan pengawas
harus tidak mendapat tanggung jawab lain yang akan merancukan atau
bertentangan dengan tanggung jawabnya dalam keselamatan”.
2.9. Persyaratan umum untuk memenuhi prinsip-prinsip tersebut diberikan
dalam Legal and Governmental Infrastructure for Nuclear, Radiation,
Radioactive Waste and Transport Safety [2]. Publikasi Persyaratan
Keselamatan ini menetapkan persyaratan-persyaratan untuk pengembangan
infrastruktur hukum dalam menetapkan badan pengawas dan tindakan lain
untuk mencapai pengendalian regulatori yang efektif atas fasilitas dan aktivitas
nuklir. Fasilitas dan aktivitas tersebut mencakup reaktor nuklir daya
(Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir, PLTN) dan reaktor nuklir lain seperti halnya
reaktor riset (lihat Glosari). Persyaratan tersebut juga berlaku untuk infrastruktur
pemerintahan dan hukum secara umum dalam hal keselamatan reaktor riset
selama seleksi tapak, perancangan, konstruksi, komisioning, operasi,
pemanfaatan, modifikasi dan dekomisioning.
2.10. Pengendalian dari aspek regulasi terhadap keselamatan dilaksanakan
terutama melalui penerbitan dokumen lisensi (izin) resmi dari pemerintah,
biasanya per tahapan kegiatan, yang berisi otorisasi untuk melaksanakan
kegiatan (proyek) reaktor riset dan memberikan kondisi-kondisi bagi pemegang
lisensi10 (lihat Glosari). Tugas utama badan regulasi adalah memutuskan
apakah permohonan lisensi dapat dikabulkan atau tidak. Keputusan itu diambil
berdasarkan hasil review dan penilaian proposal yang diajukan oleh organisasi
pengoperasi. Salah satu cara yang dilakukan oleh organisasi pengoperasi
untuk menunjukkan bahwa persyaratan keselamatan telah dipenuhi adalah
melalui informasi yang termuat dalam Laporan Analisis Keselamatan (LAK).
10 Pemegang lisensi adalah pemegang lisensi terkini yang dikeluarkan oleh badan pengawas
yang menjamin otorisasi untuk melaksanakan aktivitas tertentu terkait dengan fasilitas reaktor
riset. Pemohon menjadi pemegang lisensi setelah menerima lisensi dari badan pengawas.
14
Informasi yangtermuat dalam LAK juga merupakan dasar utama bagi badan
pengawas untuk memutuskan perizinan instalasi nuklir dan merupakan
persyaratan bagi instalasi nuklir untuk diizinkan dan diinspeksi. Isi LAK mungkin
berbeda di antara Negara Anggota tergantung pada sistem perundangan dan
hukum yang khas di Negara Anggota tersebut. Bagian 3 menetapkan
persyaratan yang harus dipenuhi dalam penyiapan, penyampaian dan evaluasi
informasi yang ada di dalam LAK. Dalam persyaratan tersebut dinyatakan
bahwa kedalaman informasi dalam LAK harus sesuai dengan bahaya potensial
yang terkait dengan instalasi nuklir dimaksud dan tahapan dari proses
perizinannya. Panduan untuk memenuhi persyaratan tersebut diberikan dalam
Safety Assessment of Research Reactors and Preparation of the Safety
Analysis Report [7].
MANAJEMEN KESELAMATAN
2.11. Manajemen keselamatan berhubungan dengan semua prinsip
manajemen pada umumnya, termasuk manajemen personil, yang menjadi
dasar untuk tindakan yang disyaratkan dalam menjamin dipertahankannya
keselamatan pada tingkat yang dapat diterima sepanjang masa hidup instalasi,
termasuk dekomisioning. Titik mula manajemen keselamatan adalah manajer
senior pada semua organisasi terkait. “Prinsip-prinsip manajemen keselamatan
berlaku secara luas untuk semua organisasi. Jadi, praktek-praktek yang
diuraikan untuk organisasi pengoperasi berlaku, sejauh relevan, untuk
organisasi lain yang memiliki tanggung jawab keselamatan” (pustaka [1],
paragraf 402). Prinsip manajemen keselamatan diberikan pada Bagian 4
(Prinsip 4 hingga 8) pustaka [1] dan dikutip di bawah ini:
(1) “Organisasi yang terlibat dalam aktivitas yang penting untuk
keselamatan harus menetapkan kebijakan yang memberikan hal-hal
terkait dengan keselamatan prioritas tertinggi, dan harus menjamin
bahwa kebijakan tersebut diterapkan dalam sebuah struktur manajerial
yang memberikan secara jelas pembagian tanggung jawab dan jalur
komunikasi.
15
(2) “Organisasi yang terlibat dalam aktivitas yang penting untuk
keselamatan harus menetapkan dan menerapkan program jaminan
kualitas yang tepat [lihat catatan kaki 14] yang diberlakukan sepanjang
masa hidup instalasi, dari penapakan dan perancangan hingga
dekomisioning.
(3) “Organisasi yang terlibat dalam aktivitas yang penting untuk
keselamatan harus menetapkan bahwa tersedia sejumlah staf yang
secara tepat dilatih dan diberi kewenangan untuk bekerja dengan
prosedur yang telah disetujui dan divalidasi.
(4) “Kemampuan dan keterbatasan kinerja manusia harus dipertimbangkan
dalam semua tahapan kegiatan sepanjang masa hidup instalasi.
(5) “Rencana kedaruratan untuk situasi kecelakaan harus disiapkan dan
diujicobakan secara tepat oleh semua organisasi terkait. Kemampuan
untuk menerapkan rencana kedaruratan harus dipersiapkan sebelum
beroperasinya instalasi.”
2.12. Manajemen keselamatan dalam instalasi dapat berjalan efektif jika
organisasi pengoperasi menerapkan dan mengembangkan budaya
keselamatan pada tingkat yng tinggi. Budaya keselamatan akan berpengaruh
pada tindakan dan interaksi semua individu dan organisasi yang terlibat dalam
aktivitas yang berkaitan dengan teknologi nuklir. Konsep budaya keselamatan
diuraikan dalam pustaka [8] yang menetapkan kondisi dalam tiga tingkatan: (a)
pada tingkat kebijakan; (b) untuk manajer; dan (c) untuk individu. Prinsip lain
yang ada dalam paragraf 2.11 mengacu pada tanggung jawab yang lain dari
organisasi pengoperasi terhadap keselamatan. Persyaratan umum dan khusus
dalam kaitan dengan organisasi dan tanggung jawab, pelatihan pegawai, faktor
manusia dan kesiapsiagaan kedaruratan untuk reaktor riset ditetapkan di
bagian 4 dan 7.
2.13. Persyaratan-persyaratan umum untuk memenuhi prinsip dalam program
jaminan kualitas ditetapkan dalam IAEA Code and Safety Guides on Quality
Assurance for Safety in Nuclear Power Plants and Other Nuclear Installations
[9] (lihat catatan kaki 14). Sementara beberapa persyaratan ini dituliskan dalam
16
bagian 4, publikasi Persyaratan Keselamatan ini juga mencakup persyaratan
khusus jaminan kualitas untuk reaktor riset nuklir.
2.14. Pencegahan kecelakaan merupakan prioritas pertama bagi perancang
reaktor dan organisasi perngoperasi. Walau demikian, kecelakaan dapat saja
terjadi, meskipun probabilitasnya sangat kecil. Oleh karena itu, organisasi
pengoperasi harus menyiapkan hal-hal yang diperlukan untuk menyediakan
prosedur efektif dan rencana serta kesiapsiagaan kedaruratan guna mengatasi
kecelakaan tersebut. Kemampuan untuk menerapkan rencana kedaruratan
harus dilatih secara teratur pada tingkat yang diperlukan untuk menjamin
kesiapsiagaan organisasi pengoperasi. Persyaratan untuk rencana kedaruratan
diberikan pada bagian 7.
VERIFIKASI KESELAMATAN
2.15. Prinsip verifikasi keselamatan dinyatakan dalam pustaka [1] (prinsip 24
dan 25) yang dikutip di bawah ini:
(1) (24)”Organisasi pengoperasi harus melakukan verifikasi dengan cara
analisis, pengamatan, pengujian dan inspeksi untuk memastikan
bahwa kondisi fisik instalasi dan operasinya berlangsung sesuai
dengan kondisi dan batas operasi, persyaratan keselamatan dan
analisis keselamatan.
(2) (25)”Pengkajian ulang keselamatan instalasi secara sistematik
sesuai dengan persyaratan regulatori harus dilaksanakan sepanjang
masa hidup operasionalnya, dengan pertimbangan atas pengalaman
pengoperasian dan informasi keselamatan terbaru yang signifikan
dari semua sumber relevan”.
2.16. Kegiatan dalam pengkajian periodik sistematik mencakup, antara lain
tinjau ulang periodik seperti tinjau ulang kaji-diri dan peer review11 untuk
11 Peer review adalah satu tinjau ulang (review) yang dilakukan oleh sebuah tim pakar
independen dengan kompetensi dan pengalaman teknis dalam bidang yang dievaluasi.
17
mengonfirmasi bahwa LAK dan dokumen terkait lain (seperti dokumen untuk
batas dan kondisi operasional (BKO), perawatan dan pelatihan) untuk instalasi
tetap sahih; atau, jika perlu, untuk membuat perbaikan. Dalam tinjau ulang
tersebut, efek kumulatif modifikasi, perubahan prosedur, penuaan komponen,
penggunaan umpan balik dari pengalaman operasi dan perkembangan teknis
perlu diperhatikan dan hal itu perlu diverifikasi bahwa SSK dan perangkat lunak
terseleksi memenuhi persyaratan. Persyaratan spesifik tentang topik-topik
tersebut untuk reaktor riset ditetapkan pada bagian 4 (untuk lingkup dan
kegunaan umum) dan 7 (untuk masalah operasional).
ASPEK TEKNIS dari KESELAMATAN
2.17. Terdapat berbagai prinsip teknis yang penting untuk keberhasilan
penerapan teknologi keselamatan pada instalasi nuklir. Prinsip-prinsip tersebut
dinyatakan dalam bagian 5 (paragraf 9-23) pustaka [1] dan berkaitan dengan:
seleksi dan evaluasi tapak (prinsip 9); perancangan dan konstruksi (prinsip 10-
15); komisioning (prinsip 16); operasi dan perawatan (prinsip 17-21);
pengelolaan limbah radioaktif dan dekomisioning instalasi nuklir (prinsip 22-23).
Paragraf berikut ini merangkum prinsip-prinsip tersebut:
2.18. Dari bagian 5 pustaka [1]
(1) “Seleksi tapak harus mempertimbangkan fitur relevan yang akan dapat
mempengaruhi keselamatan instalasi, atau dipengaruhi oleh instalasi,
dan kelayakan pelaksanaan rencana kedaruratan. Semua aspek harus
dievaluasi untuk proyeksi masa hidup instalasi dan di evaluasi ulang
seperlunya untuk menjamin kemamputerimaan secara
Penghakiman didasarkan pada kombinasi kepakaran anggota tim. Tujuan, lingkup dan ukuran
tim tinjau ulang disesuaikan dengan topik tinjau ulang. Satu tinjau ulang bukan suatu inspeksi
atau audit terhadap standard tertentu, akan tetapi merupakan pembandingan secara
komprehensif antara praktek yang diterapkan oleh organisasi pengoperasi dengan praktek-
praktek yang secara internasional telah diterima dengan baik, dan dengan pertukaran
pertimbangan pakar.
18
berkesinambungan atas keselamatan faktor-faktor yang terkait dengan
tapak.”
Tapak potensial harus dievaluasi untuk faktor-faktor yang berkaitan dengan
alam dan ulah manusia yang akan berdampak negatif terhadap keselamatan
instalasi. Sebaliknya, pengaruh instalasi ke populasi sekitar dan ke lingkungan,
seperti akibat penggunaan tanah dan air, harus juga dievaluasi. Dasar seleksi
tapak untuk reaktor riset bergantung pada banyak hal, termasuk pada
rancangan reaktor dan pemanfaatannya sesuai yang direncanakan. Beberapa
reaktor riset daya rendah mungkin hanya menuntut batasan-batasan tapak
yang minimal. Reaktor riset yang dirancang untuk mencapai tingkat daya
signifikan dan untuk digunakan pengujian eksperimental ekstensif akan
memerlukan persyaratan tapak dan rancangan yang lebih ketat, seperti
ditetapkan dalam pustaka [1]. Persyaratan umum dan khusus untuk memenuhi
prinsip-prinsip di atas ditetapkan pada bagian 5 publikasi ini.
2.19. Prinsip-prinsip untuk perancangan dan konstruksi instalasi nuklir
ditetapkan pada bagian 5 pustaka [1] dan dikutip ulang di bawah ini:
(1) “Rancangan harus menjamin bahwa instalasi nuklir sesuai untuk operasi
yang andal, stabil, dan mudah dikelola. Sasaran utama adalah
pencegahan kecelakaan.
(2) “Rancangan harus mencakup aplikasi prinsip pertahanan berlapis
secara tepat sehingga terdapat beberapa tingkat perlindungan dan
barier ganda untuk mencegah pelepasan bahan radioaktif, dan untuk
menjamin bahwa kegagalan atau kombinasi kegagalan yang dapat
mendorong pada konsekuensi radiologis signifikan memiliki
kemungkinan yang sangat kecil.
(3) “Teknologi yang diterapkan dalam rancangan harus teruji atau
terkualifikasi dengan pengalaman atau pengujian atau keduanya.
(4) “Pertimbangan secara sistematik terhadap faktor manusia dan antar
muka mesin-manusia harus dicakup dalam semua tahap perancangan
dan dalam pengembangan persyaratan operasional terkait.
19
(5) “Paparan radiasi ke pekerja tapak dan pelepasan bahan radioaktif ke
lingkungan harus dibuat oleh design sehingga serendah mungkin dapat
dicapai secara masuk akal.
(6) “Pengkajian keselamatan komprehensif dan verifikasi independen harus
dilaksanakan untuk memastikan bahwa rancangan instalasi akan
memenuhi tujuan dan persyaratan keselamatan, sebelum organisasi
pengoperasi menyelesaikan permohoanan izin ke badan pengawas.”
2.20. Untuk menyesuaikan dengan tujuan keselamatan dinyatakan dalam
paragraf 2.2, rancangan dan konstruksi instalasi nuklir harus menjamin: (a)
batasan paparan radiasi, pelepasan radioaktif dan produksi limbah radioaktif
dalam semua keadaan operasional, sejauh mungkin dapat dicapai secara
masuk akal; (b) pencegahan kecelakaan yang dapat memberi dampak pada
pekerja tapak, masyarakat dan lingkungan; dan (c) pembatasan dan mitigasi
konsekuensi kecelakaan jika itu hal terjadi. Sebagai kinsekuensi, rancangan
harus menggunakan atau menerapkan:
(a) komponen, sistem dan struktur dengan keandalan tinggi;
(b) pertimbangan khusus untuk meminimalkan paparan radiasi ke
pekerja;
(c) klasifikasi struktur, sistem dan komponen (SSK), termasuk
perangkat lunak dan item yang penting untuk keselamatan lain,
secara tepat dengan dasar keutamaan pada keselamatannya;
(d) kriteria kegagalan tunggal untuk menjamin bahwa tidak ada
kegagalan tunggal atau tindakan perawatan tunggal atau tindakan
manusia tunggal yang lain yang dapat menggagalkan fungsi
keselamatan;
(e) fitur untuk meminimalkan kemungkinan kegagalan bersumber dari
sebab sama dengan cara independensi, separasi fisik dan
keberagaman peralatan;
(f) teknologi yang teruji, atau terkualifikasi oleh pengalaman atau
pengujian atau keduanya, dan yang memenuhi aturan atau kriteria
konservatif dengan marjin keselamatan yang tepat;
(g) fitur keselamatan melekat dan terekayasa yang tepat;
20
(h) konsep rancangan gagal-aman sepanjang dapat diaplikasikan.
Beberapa item di atas, seperti (e), (f), (g) dan (h), mungkin tidak dapat berlaku
untuk peralatan eksperimental. Rancangan juga harus mempertimbangkan
kemampuan kinerja personil pengoperasian dan perawatan. Perhatian pada
faktor manusia akan menjamin bahwa instalasi bersifat toleran terhadap
kesalahan manusia. Di antara elemen yang tepat untuk meminimalkan
kesalahan manusia adalah: aplikasi secara sistematik prinsip-prinsip ergonomi
pada sistem rekayasa yang relevan; penyediaan kendali otomatis, sistem
peringatan dini dan proteksi; eliminasi tindakan manusia yang merancukan
keselamatan; tampilan data secara jelas; dan komunikasi yang andal (lihat juga
paragraf 2.23).
2.21. Konstruksi instalasi harus dimulai hanya setelah organisasi pengoperasi
telah puas melalui cara verifikasi bahwa hal-hal utama yang terkait dengan
keselamatan dalam rancangan telah diselesaikan; dan setelah badan
pengawas puas, melalui cara tinjau ulang dan pengkajian, atas kecukupan
analisis keselamatan yang dilaporkan, dan kecukupan program pengaturan,
prosedur dan jaminan kualitas yang diusulkan untuk menerapkan rancangan
dalam konstruksi. Dalam konteks ini, yang bertanggung jawab untuk menjamin
bahwa konstruksi sejalan dengan rancangan dan dengan program jaminan
kualitas tetap berada pada organisasi pengoperasi. Persyaratan umum dan
khusus untuk aspek-aspek teknis rancangan dan konstruksi reaktor riset
dicakup dalam bagian 6.
2.22. Organisasi pengoperasi harus menetapkan organisasi yang tepat dan
cukup untuk mengoperasikan instalasi nuklir yang harus melaksanakan proses
komisioning secara tepat. Kegunaan komisioning adalah untuk
mendemonstrasikan bahwa spesifikasi rancangan instalasi telah dipenuhi dan
bahwa instalasi yang telah diselesaikan dapat melayani secara memuaskan.
Dari bagian 5 pustaka [1]:
(1) “Persetujuan khusus dari badan pengawas harus diperoleh sebelum
dimulainya operasi normal dengan dasar analisis keselamatan yang
21
tepat dan program komisioning. Program komisioning harus memberikan
bukti bahwa instalasi telah dikonstruksi secara konsisten berdasarkan
persyaratan rancangan dan keselamatan. Prosedur pengoperasian
harus divalidasi sejauh dapat dipraktekkan sebagai bagian dari program
komisioning dengan partisipasi dari calon staf pengoperasi.”
Persyaratan yang berkaitan dengan program komisioning reaktor riset diberikan
pada bagian 7.
2.23. Prinsip untuk operasi dan perawatan instalasi nuklir ditetapkan dalam
bagian 5 pustaka [1] dan ditulis ulang di bawah ini:
(1) “ Sekumpulan batas dan kondisi operasional yang diturunkan dari
analisis keselamatan, pengujian dan sederetan pengalaman operasional
harus didefinisikan untuk mengidentifikasi batas-batas aman untuk
operasi. Analisis keselamatan, batas dan prosedur pengoperasian harus
direvisi sepanjang diperlukan jika instalasi dimodifikasi.
(2) “Operasi, inspeksi, pengujia dan perawatan serta fungsi pendukung
harus dilaksanakan oleh sejumlah cukup personil yang diberi wewenang
dan dilatih secara cukup sesuai dengan prosedur yang disetujui.
(3) “Dukungan rekayasa dan teknis dengan kompetensi di semua disiplin
yang penting untuk keselamatan harus tersedia selama masa hidup
instalasi.
(4) “Organisasi pengoperasi harus menetapkan prosedur terdokumentasi
dan disetujui sebagai dasar respon operator terhadap kejadian
operasional terantisipasi dan kecelakaan.
(5) “Organisasi pengoperasi harus melaporkan insiden yang signifikan
untuk keselamatan kepada badan pengawas. Organisasi pengoperasi
dan badan pengawas harus menetapkan program pelengkap untuk
menganalisis pengalaman operasi guna menjamin bahwa pengalaman
tersebut telah dipelajari dan dilaksanakan berdasarkannya. Pengalaman
seperti itu harus dibagi dengan badan nasional dan internasional lain.”
22
Operasi instalsi harus dikendalikan sesuai dengan sekumpulan BKO,
diturunkan dari analisis keselamatan, yang mengidentifikasi batas operasi
aman. Dukungan teknis berkompeten untuk operasi instalasi harus tersedia.
Operasi instalasi harus dilaksanakan oleh personil yang diberi wewenang dan
dilatih secara cukup sesuai dengan prosedur operasi tertulis dan teruji untuk
operasi normal dan kejadian operasional terantisipasi. Sebuah program jaminan
kualitas (lihat catatan kaki 14) harus ditetapkan. Prosedur untuk mengelola
kecelakaan harus tersedia di tempat. Instalasi harus secara teratur diinspeksi,
diuji dan dirawat sesuai dengan program yang telah disetujui yang diterapkan
mengikuti prosedur untuk menjamin bahwa SSK senantiasa tersedia dan dapat
dioperasikan sesuai keinginan dan mereka dijaga kemampuannya untuk
memenuhi tujuan rancangan dan persyaratan analisis keselamatan. Sebuah
program untuk pemanfaatan dan modifikasi instalasi secara aman harus
tersedia. Tinjau ulang periodik harus dilakukan untuk menjamin bahwa LAK,
BKO dan prosedur pengoperasian tetap sahih, dengan pertimbangan isu
operasional terkini seperti hal-hal yang terkait dengan penuaan, pengalaman
operasi dan standar keselamatan yang tengah dipakai. Paparan radiasi pada
personil tapak dan pelepasan bahan radioaktif ke lingkungan harus
diminimalkan dan dikendalikan sejauh dapat dicapai secara masuk akal.
Organisasi pengoperasi harus menetapkan sebuah program untuk
pengumpulan dan analisis pengalaman operasi. Informasi yang signifikan untuk
keselamatan harus didiseminasikan kepada semua pihak terkait. Persyaratan
umum dan khusus untuk operasi dan perawatan reaktor riset nuklir diberikan
pada bagian 7.
2.24. Prinsip-prinsip pengelolaan limbah radioaktif dan untuk dekomisioning
instalasi nuklir diberikan pada bagian 5 pustaka [1] dan dikutip di bawah ini:
(1) “Pembangkitan limbah radioaktif, dalam hal aktivitas dan volume, harus
dipertahankan sekecil mungkin yang dapat dipraktekkan dengan
tindakan-tindakan perancangan yan gtepat dan praktek pengoperasian.
Pengolahan limbah dan penyimpanan interim harus dikendalikan secara
ketat konsisten dengan persyaratan untuk pembuangan akhir aman.
23
(2) “Rancangan sebuah instalasi dan program dekomisioning harus
mempertimbangkan kebutuhan untuk membatasi paparan selama
dekomisioning hingga serendah mungkin yang dapat dicapai secara
masuk akal. Sebelum aktivitas dekomisioning dimulai, program
dekomisioning harus disetujui oleh badan pengawas.”
Persyaratan umum dan panduan untuk manjemen limbah dan dekomisioning
instalasi nuklir ditetapkan dalam berbagai dokumen IAEA Safety Standards.
Prinsip, konsep dan tujuan manajemen limbah radioaktif ditetapkan dalam
pustaka [17]. Persyaratan untuk pembuangan bahan radioaktif dan
pembuangan limbah radioaktif, termasuk dekomisioning, ditetapkan dalam
pustaka [14]. Panduan pendukung diberikan pada pustaka [13, 16]. Persyaratan
khusus untuk manajemen limbah radioaktif dan untuk hal yang berhubungan
dengan dekomisioning reaktor riset dicakup dalam bagian 7 dan 8.
3. SUPERVISI REGULATORI
UMUM
3.1. Bagian ini memberikan persyaratan yang berkaitan dengan aspek umum
dari infrastruktur pemerintahan dan hukum untuk keselamatan reaktor riset.
Persyaratan yang berlaku untuk supervisi regulatori fasilitas nuklir diberikan
dalam pustaka [2]. Panduan untuk bagaimana memenuhi persyaratan tersebut
diberikan dalam Safety Guide terkait [3-6].
INFRASTRUKTUR HUKUM
3.2. Pemerintah harus menjamin tersedianya infrastruktur hukum yang cukup
dan dasar regulatori untuk mengkaji keselamatan reaktor riset. Pemerintah
bertanggung jawab untuk mengadopsi legislasi yang diperlukan yang akan
menunjuk tanggung jawab utama keselamatan pada organisasi pengoperasi.
“Rejim regulatori harus terstruktur dan diberi sumber sesuai dengan besarnya
24
potensi dan sifat bahaya yang dikendalikan” (pustaka 2, paragraf 2.1). Legislasi
ini harus memberikan penetapan dan penjagaan badan pengawas “yang harus
independen terhadap organisasi atau badan yang ditugasi untuk promasi
teknologi nuklir atau bertanggung jawab atas fasilitas atau aktivitas” (pustaka
[2], paragraf 2.2(2)),
BADAN PENGAWAS
3.3. Supaya efektif, badan pengawas harus dibentuk dengan kekuatan hukum
dan kewenangan yang sah yang diperlukan untuk menjamin bahwa badan
pengawas dapat melaksanakan tanggung jawabnya dan memenui fungsinya.
Kekuasaan seperti itu pada umumnya mencakup otoritas untuk meninjau ulang
dan mengkaji informasi terkait keselamatan yang disampaikan oleh organisasi
pengoperasi selama proses perizinan dan untuk menerapkan aturan yang
relevan (misalnya dengan menerbitkan, mengamandemen atau mencabut
lisensi atau kondisi lisensi), termasuk melaksanakan inspeksi dan audit,
mengambil tindakan penegakan dan memberikan informasi kepada otoritas
berkompeten lain atau publik dengan informasi secara tepat.
PROSES PERIZINAN
Umum
3.4. Proses perizinan mungkin bervariasi di antara Negara Anggota tetapi
dalam semua kasus tahap-tahap utama proses perizinan untuk reaktor riset
nuklir harus mencakup regulasi:
(a) evaluasi tapak;
(b) perancangan dan konstruksi;
(c) komisioning;
(d) operasi, termasuk pemanfaatan dan modifikasi12;
(e) dekomisioning
12 Meskipun pemanfaatan dan modifikasi reaktor riset adalah aktivitas yang normalnya tercakup
dalam operasi, keduanya dapat dipertimbangkan sebagai tahapan terpisah dalam proses
perizinan karena impilkasi keselamatannya memerlukan sejumlah besar kegiatan tinjau ulang
dan pengkajian yang diulang beberapa kali selama masa hidup reaktor.
25
3.5. Proses perizinan adalah proses berjalan, dimulai dari tahap evaluasi tapak
berlanjut hingga dan mencakup dekomisioning reaktor riset. Sementara proses
perizinan bervariasi di antara Negara Anggota, tindakan perizinan formal
pertama adalah pemberian wewenang (otorisasi) konsep keselamatan dan
rancangan serta penerbitan lisensi konstruksi untuk tapak yang dievaluasi.
Dalam beberapa kasus, hanya diterbitkan satu lisensi tunggal untuk proyek,
tetapi ada berbagai kondisi disertakan pada lisensi tersebut untuk pengendalian
sepanjang urutan tahap-tahap dalam proyek itu (lihat lampiran dalam pustaka
[6]). Meski adanya perbedaan dalam praktek-praktek di masing-masing negara,
demonstrasi rinci tentang keselamatan dalam bentuk LAK, yang mencakup
analisis keselamatan secara lengkap, harus disampaikan koleh organisasi
pengoperasi ke badan pengawas. LAK harus ditinjau ualng dan dikaji oleh
badan pengawas sebelum proyek diotorisasi untuk dilanjutkan pada tahap
berikutnya. Hubungan erat antara badan pengawas dan organisasi pengoperasi
harus dipertahankan selama keseluruhan proses supervisi regulatori untuk
instalasi yang ditinjau.
Laporan Analisis Keselamatan
3.6. LAK harus disiapkan oleh organisasi pengoperasi untuk pembenaran tapak
dan rancangan dan harus menjadi dasar untuk operasi reaktor riset secara
aman. LAK adalah ikatan yang penting antara organisasi pengoperasi dan
badan pengawas karena LAK merupakan dokumen utama untuk perizinan
reaktor. LAK harus diperbarui selama masa hidup operasi reaktor dengan dasar
pengalaman dan pengetahuan yang diperoleh dan sesuai dengan persyaratan
regulatori. Panduan lebih lanjut dalam hal penyiapan dan pengkajian LAK
ditampilkan dalam pustaka [7].
3.7. LAK harus memberikan uraian rinci tentang tapak reaktor, reaktor,
peralatan eksperimental dan semua fasilitas yang lain dan aktivitas yang
memiliki pengaruh pada keselamatan. LAK harus memberikan uraian rinci
tentang prinsip keselamatan umum dan kriteria yang diterapkan pada
26
rancangan untuk perlindungan reaktor, personil pengoperasi13, masyarakat dan
lingkungan. LAK harus menganalisis sekuensi kecelakaan dan harus
menguraikan fitur keselamatan yang diterapkan pada rancangan untuk
menghindari atau meminimalkan kemungkinan terjadinya kecelakaan, atau
untuk memitigasi konsekuensinya melalui prosedur perancangan dan
pengoperasian.
3.8. LAK harus menjadi dasar untuk menetapkan BKO reaktor. LAK juga harus
memberikan rincian seperti bagaimana organisasi pengoperasi bermaksud
untuk mengorganisir dan menjalankan operasi dan seperti program jaminan
kualitas (lihat catatan kaki 14) untuk semua tahap dalam hidup reaktor,
termasuk perancangan dan konstruksi. LAK juga harus memberikan rincian
rencana kedaruratan dalam reaktor riset.
3.9. Di luar item yang dibicarakan pada paragraf 3.7 dan 3.8, LAK harus
mencakup informasi tambahan seperti yang ditetapkan dalam legislasi nasional
dan oleh badan pengawas. Panduan tentang informasi yang harus dicakup
dalam LAK pada umumnya ditampilkan pada pustaka [7]. Tingkat kerincian
informasi yang ditampilkan dalam LAK harus ditentukan sesuai dengan jenis,
karakteristik (rancangannya, daya dan tingkat pemanfaatan) dan tapak reaktor.
Untuk reaktor yang memiliki tingkat daya lebih tinggi, skenario kecelakaan pada
umumnya menuntut uraian yang lebih rinci baik untuk tapak maupun fitur
keselamatan untuk perlindungan terhadap setiap pelepasan bahan radioaktif
yang signifikan ke lingkungan. Untuk beberapa reaktor (misalnya perangkat
kritis atau reaktor daya rendah) persyaratan untuk analisis keselamatan
mungkin kurang ekstensif (lihat juga paragraf 1.13). Meskipun demikian, karena
LAK adalah satu-satunya dokumen komprehensif yang dibuat terkait dengan
keselamatan fasilitas, setiap topik yang dibahas pada paragraf 3.6-3.8 harus
dipertimbangkan dalam LAK.
13 Personil pengoperasi mencakup manajer reaktor, supervisor, operator, staf perawatan dan
staf proteksi radiasi.
27
3.10. LAK harus menyitir literatur teknik dalam bentuk acuan yang mungkin
diperlukan untuk proses tinjau ulang dan pengkajian mendalam. Bahan acuan
tersebut harus tersedia untuk badan pengawas dan harus tidak merupakan
bahan terklasifikasi atau terbatas sehingga menghalangi pelaksanaan tinjau
ulang dan kajian secara memadai.
Tinjau Ulang dan Pengkajian oleh Badan Pengawas
3.11. Suatu tinjau ulang dan pengkajian informasi (biasanya dalam bentuk LAK)
yang dikeluarkan oleh organisasi pengoperasi sebagai pendukung aplikasi
lisensi harus dilaksanakan oleh badan pengawas untuk menentukan apakah
fasilitas yang diusulkan dapat ditempatkan, dikonstruksi, dikomisioning,
dioperasikan, digunakan, dimodifikasi dan didekomisioning tanpa risiko
radiologis berlebihan bagi personil dalam tapak, masyarakat dan lingkungan.
Tinjau ulang dan pengkajian harus dilaksanakan sesuai dengan tingkat bahaya
yang terkait dengan reaktor riset (lihat juga paragraf 1.11-1,14). Dalam
kerangka tujuan umum ini, tinjau ualng dan pengkajian harus memiliki tujuan
khusus sebagai berikut:
(a) Untuk menentukan apakah tapak memadai untuk tipe, daya dan
penggunaan fasilitas reaktor riset yang diusulkan.
(b) Untuk menentukan sebelum konstruksi apakah rancangan fasilitas yang
diusulkan (sistem atau modifikasi) memenuhi persyaratan badan
pengawas dan untuk memperkuat persyaratan atau kondisi lanjut lain
yang mungkin dianggap perlu oleh badan pengawas.
(c) Untuk menentukan apakah pemohon izin memiliki kemampuan,
kenadalan, sumber daya, struktur organisasi dan personil berkompeten
untuk memenuhi persyaratan regulatori; khususnya, apakah personil
yang harus terlisensi untuk bekerja di fasilitas telah menerima pelatihan
secara tepat dan cukup dan telah pula memiliki lisensi.
(d) Untuk menentukan apakah konstruksi tetap konsisten dengan
persyaratan badan pengawas.
(e) Untuk menentukan apakah program komisioning telah cukup dan
apakah hasilnya sesuai dengan yang dimaksud dalam rancangan.
28
(f) Untuk menentukan apakah BKO, termasuk tindakan yang perlu
dilakukan ketika batas keselamatan atau kondisi pembatasan dilanggar,
dibenarkan dan konsisten dengan persyaratan regulatori dan apakah
tingkat keselamatan yang memadai dapat dijamin.
(g) Untuk menentukan apakah operasi, pemanfaatan, dan prosedur untuk
modifikasi fasilitas memenuhi persyaratan badan pengawas.
(h) Untuk menentukan apakah prosed dekomisioning yang diusulkan
memenuhi persyaratan regulatori.
(i) Untuk menjamin bahwa semua aktivitas perancangan dan operasional
dilaksanakan dengan cara yang memudahkan proses dekomisioning.
(j) Untuk menjamin bahwa instrumen finansial untuk dekomisioning
tersedia.
(k) Untuk menentukan apakah laporan rangkuman periodik dan laporan
insiden telah sesuai dengan persyaratan regulatori.
(l) Untuk menentukan apakah pengkajian ulang keselamatan yang
sistematik telah cukup komprehensif dan apakah telah ada
pertimbangan tentang pengalaman operasi dan informasi terkait
keselamatan terbaru.
3.12. Jadwal untuk penyampaian dokumen untuk bahan tinjau ulang dan kajian
yang menetapkan tahapan yang tepat dalam proses perizinan disetujui sejak
awal.
Kriteria Penerimaan
3.13. Setiap negara harus mengembangkan pendekatannya sendiri tentang
kriteria penerimaan bergantung pada infra struktur regulatori dan hukum.
Kriteria penerimaan yang dipilih dengan dasar prinsip perancangan dan
pengoperasian yang aman harus tersedia pada organisasi pengoperasi.
Inspeksi dan Penegakan Aturan
3.14. Paragraf 5.12 dan 5.13 pada pustaka [2] menetapkan persyaratan umum
untuk inspeksi dan penegakan aturan.
29
3.15. Badan pengawas harus menetapkan program inspeksi yang terencana
dan sistematik. Lingkup program dan frekuensi inspeksi harus sesuai dengan
bahaya potensial dari reaktor riset bersangkutan.
3.16. Jika ada bukti penyimpangan dari tingkat keselamatan, atau dalam hal
pelanggaran serius yang menurut pertimbangan badan pengawas dapat
berakibat pada bahaya radiologis yang nyata bagi pekerja, masyarakat atau
lingkungan, badan pengawas harus meminta organisasi pengoperasi untuk
menghentikan aktivitasnya dan melakukan tindakan lanjut yang diperlukan
untuk mengembalikan keadaan pada tingkat keselamatan yang semestinya.
Dalam kasus kejadian berkelanjutan, terus-menerus atau ketidaksesuaian
serius, badan pengawas harus langsung meminta organisasi pengoperasi untuk
menghentikan aktivitasnya dan mungkin menangguhkan atau bahkan
menganulir kewenangan organisasi pengoperasi.
4. MANAJEMEN DAN VERIFIKASI KESELAMATAN
TANGGUNG JAWAB ORGANISASI PENGOPERASI
Umum
4.1. Organisasi pengoperasi harus menjadi pihak yang memiliki tanggung jawab
utama atas keselamatan reaktor riset sepanjang masa hidup reaktor tersebut,
dari awal proyek yang berupa evaluasi dan pemilihan tapak, perancangan dan
konstruksi, hingga komisioning, operasi, pemanfaatan, modifikasi dan
dekomisioning. Untuk menjamin kesungguhan dan kepedulian pada semua
tingkat pegawai dalam pencapaian dan penjagaan keselamatan, maka
organisasi pengoperasi harus:
30
(a) menetapkan dan mengimplementasi kebijakan keselamatan dan
menjamin bahwa hal-hal yang terkait dengan keselamatan mendapat
prioritas tertinggi;
(b) secara jelas mendefinisikan tanggungjawab dan akuntabilitas sesuai
dengan jalur kewenangan dan jalur komunikasi organisasi;
(c) menjamin bahwa organisasi memiliki staf yang telah menempuh
pendidikan dan latihan pada semua tingkat yang tepat;
(d) mengembangkan prosedur dan menerapkan secara tegas prosedur
untuk semua aktivitas yang mempengaruhi keselamatan, menjamin
bahwa manajer dan supervisor memelopori dan mendukung praktek
keselamatan yang baik sekaligus memperbaiki praktek keselamatan
yang buruk;
(e) melakukan tinjau ulang, pemantauan dan audit semua hal yang
berkaitan dengan keselamatan secara teratur serta melakukan tindakan
perbaikan secara teapt jika diperlukan;
(f) berkomitmen pada budaya keselamatan melalui pernyataan kebijakan
keselamatan dan tujuan keselamatan yang disiapkan dan
didiseminasikan ke serta dipahami oleh seluruh pegawai.
Fungsi dan tanggung jawab organisasi pengoperasi untuk menjamin
keselamatan dalam setiap tahap di atas diberikan pada paragraf 2.11-2.23 dan
juga di bagian 4 ini. Persyaratan khusus diberikan pada bagian 5 (lihat paragraf
5.2, 5.40), bagian 6 (paragraf 6.4), bagian 7. Persyaratan untuk penyiapan
dekomisioning diberikan pada bagian 8 (lihat paragraf 8.7).
Interaksi Antara Badan Pengawas dengan Organisasi Pengoperasi
4.2. Organisasi pengoperasi harus mendomenstrasikan pada badan pengawas
bahwa tanggung jawabnya terhadap keselamatan pada semua tahap dalam
masa hidup reaktor akan dilaksanakan. Setiap kali memasuki perubahan
tahapan, organisasi pengoperasi harus menyampaikan bukti berupa laporan
terperinci, yang mencakup analisis keselamatan, untuk ditinjau ulang dan dikaji
oleh badan pengawas sebelum proyek diizinkan untuk dilanjutkan pada tahap
berikutnya.
31
4.3. Organisasi pengoperasi harus menyampaikan kepada badan pengawas
setiap informasi yang disyaratkan tepat waktu. Organisasi pengoperasi harus
bertanggung jawab untuk melakukan pengaturan dengan penjual guna
menjamin ketersediaan setiap informasi yang diminta oleh badan pengawas.
Organisasi pengoperasi juga harus bertanggung jawab menerangkan pada
badan pengawas setiap informasi baru yang berkaitan dengan reaktor riset dan
setiap adanya perubahan terhadap informasi yang telah dikirim sebelumnya.
4.4. Format dan isi dokumen yang disampaikan kepada badan pengawas oleh
organisasi pengoperasi untuk mendukung aplikasi lisensi harus didasarkan
pada persyaratan yang diberikan pada paragraf 3.6-3.10. Badan pengawas
dapat meminta informasi tambahan, tergantung pada praktek-praktek regulatori
di masing-masing Negara Anggota.
JAMINAN KUALITAS14
4.5. Pembuatan, manajemen, pelaksanaan dan evaluasi program jaminan
kualitas untuk reaktor riset dan eksperimen terkait merupakan hal yang sangat
penting untuk menjamin keselamatan. Organisasi pengoperasi harus
membentuk dan mengimplementasikan kinerja berbasis program jaminan
kualitas untuk reaktor riset pada tahap-tahap evaluasi tapak, perancangan,
konstruksi, komisioning, operasi, pemanfaatan, modifikasi dan dekomisioning.
Secara khusus, semua aktivitas operasional yang berkaitan dengan
keselamatan , seperti disebutkan dalam Tambahan II, termasuk dekomisioning,
harus dicakup oleh persyaratan jaminan kualitas yang tepat.
14 IAEA saat ini tengah merevisi standar keselamatan dalam area jaminan kualitas yang telah
diterbitkan sebelumnya sebagai Safety Series No. 50-C/SG-Q (1996). Revisi publikasi
Persyaratan Keselamatan akan mencakup manajemen sistem untuk proteksi dan keselamatan
dalam fasilitas nuklir dan dalam aktivitas yang melibatkan penggunaan radiasi pengion. Istilah
“manajemen sistem” telah diadopsi dalam draft revisi untuk menggantikan istilah “jaminan
kualitas” dan “program jaminan kualitas”. Perubahan ini melingkupi semua aspek manajemen
fasilitas nuklir seperti reaktor riset, dan membawa keselamatan, kesehatan, lingkungan serta
persyaratan jaminan kualitas bersama dalam satu sistem terpadu.
32
4.6. Organisasi pengoperasi harus mengembangkan program jaminan kualitas
untuk semua tahap dalam masa hidup reaktor riset pada waktu yang konsisten
dengan jadwal pelaksanaan aktivitas terkait. Khususnya, aktivitas untuk
investigasi tapak, yang pada umumnya dimulai jauh sebelum pembentukan
proyek, harus dicakup oleh program jaminan kualitas.
4.7. Persyaratan-persyaratan untuk program jaminan kualitas telah dibuat dan
tujuan, prinsip serta panduan diberikan pada pustka [9]. Tujuan, prinsip dan
panduan seperti tercantum pada pustaka [9] harus dipertimbangkan dalam
penyiapan program jaminan kualitas untuk reaktor riset dengan cara
pendekatan gradasi berdasarkan keutamaan setiap item pada keselamatan,
layanan dan proses. Pendekatan gradasi harus duadopsi untuk mencerminkan
perbedaan-perbedaan dalam aplikasi persyaratan jaminan kualitas untuk
reaktor riset. Ekstensi rincian program jaminan kualitas yang disyaratkan untuk
reaktor riset atau eksperimen tertentu harus didasarkan pada bahaya potensial
reaktor atau eksperimen tersebut (lihat paragraf 1.11, 1.14) dan harus
memenuhi persyaratan badan pengawas. Panduan lebih lanjut untuk
pendekatan gradasi untuk program jaminan kualitas diberikan pada pustaka
[10].
4.8. Program jaminan kualitas harus ditinjau ulang dan disetujui pada tingkat
manajemen yang tepat dalam organisasi pengoperasi dan harus disampaikan
kepada badan pengawas. Penyediaan program jaminan kualitas harus
didasarkan pada tiga prinsip fungsional:
(a) Manajer menyiapkan rencana, arahan, sumber daya dan dukungan
sehingga tujuan keselamatan dapat tercapai.
(b) Pegawai melaksanakan pekerjaan sehingga tujuan tercapai.
(c) Kajian independen dilaksanakan oleh pegawai atau badan di luar
organisasi pengoperasi untuk mengevaluasi efektivitas proses
manajemen dan kinerja pekerjaan.
Manajemen
33
4.9. Manajemen harus memberikan dan memperlihatkan dukungan untuk
implementasi program jaminan kualitas yang efektif dalam semua area
pekerjaan. Aspek manajemen dalam program jaminan kualitas harus
mencakup:
(a) pernyataan kebijakan organisasi tentang jaminan kualitas;
(b) struktur organisasi;
(c) tanggung jawab fungsional;
(d) persyaratan untuk pelatihan, kualifikasi dan sertifikasi;
(e) tingkat kewenangan dan antar muka di antara pihak yang mengelola,
melaksanakan dan mengevaluasi keberhasilan pekerjaan.
Pelaksanaan
4.10. Pada semua tahap sepanjang masa hidup reaktor riset, pekerjaan harus
direncanakan dan dilaksanakan sesuai dengan aturan yang telah ditetapkan,
standar, spesifikasi, prosedur dan kendali administratif. Item dan layanan yang
penting untuk keselamatan harus dispesifikasikan dan dikendalikan untuk
menjamin penggunaannya, perawatannya dan konfigurasinya secara baik.
4.11. Item dan layanan yang dibeli harus dijamin memenuhi persyaratan yang
ditetapkan dan berfungsi sesuai spesifikasi. Pemasok harus dievaluasi dan
diseleksi berdasarkan kriteria yang ditetapkan. Persyaratan untuk melaporkan
penyimpangan dari spesifikasi pengadaan harus ditentukan dalam dokumen
pengadaan. Bukti bahwa item dan jasa yang dibeli memenuhi spesifikasi
pengadaan harus tersedia untuk keperluan verifikasi sebelum item tersebut
digunakan atau jasa tersebut diberikan.
Pengkajian
4.12. Manajemen pada semua tingkat harus secara periodik mengkaji proses
yang menjadi tanggung jawabnya untuk menentukan efektivitas dalam
pencapaian tujuan keselamatan nuklir. Kelemahan-kelemahan dalam proses
harus diidentifikasi dan diperbaiki.
34
4.13. Pengkajian independen harus dilakukan atas nama manajemen untuk
mengukur efektivitas proses manajemen dan keberhasilan pekerjaan yang
dilakukan, untuk memantau kualitas item dan jasa, dan untuk mendorong
perbaikan. Personil yang melaksanakan pengkajian independen harus bukan
personil yang secara langsung terlibat dalam pekerjaan yang dikaji.
VERIFIKASI KESELAMATAN
Pengkajian Keselamatan
Organisasi pengoperasi harus melakukan pengkajian keselamatan
komprehensif untuk mengonfirmasi bahwa persyaratan desain yang ditetapkan
di awal proses desain telah dipenuhi. Dasar pengkajian ini adalah data dari
analisis keselamatan (lihat paragraf 2.7) dan informasi dari sumber lain seperti
hasil riset serta pengalaman operasional sebelumnya. Pengkajian keselamatan
ini harus menjadi bagian dari proses perancangan, dengan iterasi yang
dilakukan antara aktivitas perancangan dan aktivitas analitis konfirmatif dan
dengan peningkatan dalam lingkup dan tingkat kerincian pengkajian
keselamatan sejalan perkembangan perancangan. Berbagai metode telah
dikembangkan untuk mengkaji apakah tujuan keselamatan terpenuhi. Panduan
lebih lanjut dalam pemenuhan persyaratan tersebut diberikan dalam pustaka
[7]. Pengkajian keselamatan harus dilakukan sepanjang masa hidup reaktor
dan hal itu harus dilakukan sesuai dengan besar potensi dan karakteristik
bahaya yang terkait dengan fasilitas atau aktivitas tertentu (lihat paragraf 5.7
pada pustaka [2]).
Panitia Keselamatan
4.15. Satu atau lebih grup penasihat reaktor atau penitia keselamatan yang
independen terhadap manajer reaktor15 harus dibentuk untuk memberikan
15 Manajer reaktor adalah anggota manajemen reaktor padanya diberikan tanggung jawab dan
wewenang langsung untuk operasi reaktor riset secara aman oleh organisasi pengoperasi dan
35
saran kepada organisasi pengoperasi dalam hal: (a) aspek yang relevan
dengan keselamatan reaktor dan keselamatan penggunaannya, dan (b)
pengkajian keselamatan dalam hal rancangan, komisioning dan operasional.
Salah satu penitia juga harus memberikan saran kepada manajer reaktor (lihat
juga paragraf 7.25, 7.26). Anggota grup seperti itu harus pakar dalam bidang
yang berbeda yang terkait dengan operasi dan perancangan reaktor.
Disarankan pula untuk melibatkan pakar dari luar (dari luar organisasi
pengoperasi) dalam panitia keselamatan. Tergantung dari kompleksitas operasi
yang harus dilakukan pada reaktor riset, satu dari kelompok penasehat dapat
berasal dari luar organisasi pengoperasi. Fungsi, komposisi dan tolok ukur
panitia tersebut harus didokumentasikan dan, jika disyaratkan, disampaikan ke
badan pengawas. Daftar item yang harus ditinjau ulang oleh panitia
keselamatan harus juga ditetapkan. Daftar seperti itu harus mencakup antara
lain data sebagai berikut:
(a) usul perubahan BKO yang tertera dalam lisensi untuk fasilitas;
(b) usul pengujian baru, eksperimen, peralatan, sistem atau prosedur yang
memiliki kaitan signifikan dengan keselamatan;
(c) usul modifikasi pada item yang penting untuk keselamatan dan
perubahan dalam eksperimen yang berimplikasi pada keselamatan;
(d) pelanggaran BKO, kondisi dalam lisensi dan prosedur yang penting
akibatnya pada keselamatan;
(e) rancangan elemen bahan bakar nuklir16, termasuk komposisi kimianya,
dan elemen pengendali reaktivitas;
(f) kejadian yang harus dilaporkan atau yang telah dilaporkan ke badan
pengawas;
(g) tinjau ulang periodik tentang kinerja operasi dan kinerja keselamatan
fasilitas;
(h) laporan pelepasan rutin bahan radioaktif ke lingkungan;
yang tugas utamanya mencakup pelaksanaan tanggung jawab tersebut (lihat paragraf 7.1,
7.11). 16 Elemen bahan bakar nuklir adalah elemen yang berisi bahan nuklir fisil dan dapat-fisi yang
digunakan dalam teras reaktor riset dengan tujuan pembangkitan neutron.
36
(i) laporan dosis radiasi personil di fasilitas dan masyarakat.
Pengkajian-diri dan peer review
4.16 Dalam rangka penerapan prinsip-prinsip verifikasi keselamatan (lihat
paragraf 2.15-2.16) organisasi pengoperasi harus melaksanakan tinjau ulang
komprehensif secara periodik tentang persoalan yang berkaitan dengan operasi
dan aktivitas terkait keselamatan. Strategi tinjau ulang dan faktor keselamatan
yang dievaluasi harus disetujui atau disepakati oleh badan pengawas. Tinjau
ulang terutama akan ditujukan untuk mengidentifikasi dan memecahkan
problem yang berhubungan dengan keselamatan dan kinerja serta untuk
meningkatkan keselamatan, jika perlu (lihat juga paragraf 7.108-7.110).
5. EVALUASI TAPAK
EVALUASI AWAL dan SELEKSI TAPAK
Tujuan
5.1. Tujuan keselamatan utama pada tahap evaluasi tapak untuk reaktor riset
adalah perlindungan publik dan lingkungan terhadap konsekuensi radiologis
pelepasan bahan radioaktif pada operasi normal dan saat kecelakaan. Untuk
itu, informasi harus dikumpulkan secara lengkap dan rinci untuk mendukung
analisis keselamatan dan menunjukkan bahwa fasilitas reaktor riset akan dapat
dioperasikan secara aman pada tapak yang dipilih. Untuk reaktor riset dengan
daya rendah, jumlah rincian yang harus diberikan dapat dikurangi secara
signifikan di bawah yang dipersyaratkan untuk reaktor daya menengah dan
tinggi (lihat juga paragraf 1.11-1.14). Hasil-hasil evaluasi tapak harus
didokumentasikan dan dilaporkan secara cukup rinci untuk memudahkan tinjau
ulang oleh badan regulasi. Informasi itu menjadi bagian pertama dari dokumen
Laporan Analisis Keselamatan (LAK).
37
5.2. Evaluasi tapak harus menetapkan batas area tapak (lihat Glosari) yang ada
di bawah kendali organisasi pengoperasi, dan hak hukumnya di dalam area
tersebut. Setiap aktivitas yang tidak terkait dengan operasi reaktor riset tetapi
diizinkan dalam batas tapak harus dievaluasi dan diberikan alasan
pembenarannya. Dalam evaluasi kecocokan suatu tapak tertentu untuk reaktor
riset yang akan dibangun, karakteristik tapak yang memiliki pengaruh pada
aspek keselamatan reaktor harus diinvestigasi dan dikaji oleh organisasi
pengoperasi. Tujuan pengkajian tersebut adalah untuk menunjukkan
bagaimana karakteristik tapak itu akan mempengaruhi kriteria rancangan dan
kriteria operasi fasilitas serta untuk menunjukkan ketepatan karakteristik tapak
dalam hal dampaknya terhadap keselamatan.
5.3. Dalam mengevaluasi kecocokan tapak untuk reaktor riset, beberapa aspek
berikut perlu diperhatikan:
(a) efek kejadian eksternal yang mungkin berlangsung di dalam area tapak
(kejadian dapat berasal dari alam atau akibat perbuatan manusia);
(b) karakteristik tapak dan lingkungannya yang dapat mempengaruhi
perpindahan bahan radioaktif terlepas ke manusia;
(c) densitas populasi dan distribusi populasi serta karakteristik yang lain di
tepi tapak yang mungkin akan terpengaruh oleh tindakan darurat dan
kebutuhan untuk evaluasi risiko pada individu dan populasi;
(d) fasilitas nuklir lain di dalam tapak;
(e) kemampuan pembuangan panas akhir di dalam tapak.
5.4. Jika evaluasi tapak untuk kelima faktor di atas, termasuk perubahan yang
diperkirakan, mengindikasikan bahwa tapak tidak dapat diterima dan
kekurangan-kekurangan tapak tersebut tidak dapat dikompensasi dengan cara
melengkapi fitur rancangan tertentu, tindakan perlindungan tapak atau prosedur
administratif, tapak harus diputuskan tidak cocok. (Fitur rancangan dan
tindakan perlindungan tapak merupakan cara yang paling disukai untuk
mengkompensasi kekurangan).
KRITERIA UMUM UNTUK EVALUASI TAPAK
38
5.5. Karakteristik tapak yang berpengaruh pada keselamatan reaktor riset harus
diinvestigasi dan dikaji. Karakteristik lingkungan di daerah tersebut yang
mungkin terpengaruh oleh konsekuensi radiologis potensial akibat pelepasan
bahan radioaktif dari reaktor dalam kondisi normal dan kecelakaan harus
diinvestigasi. Semua karakteristik tersebut harus dipantau dan diamati
sepanjang masa hidup reaktor.
5.6. Bahaya yang bersumber dari kejadian eksternal (atau kombinasi kejadian)
harus diseleksi untuk dipertimbangkan dalam desain reaktor. Kombinasi
kejadian eksternal dengan kejadian operasional terantisipasi atau kondisi DBA
harus dipertimbangkan untuk kasus-kasus pada saat kejadian operasional
ternatisipasi atau DBA disebabkan oleh kejadian eksternal dan pada saat
diperlukan untuk mempertimbangkan kejadian eksternal yang berlangsung
lama (seperti banjir) atau kejadian yang pemulihannya memerlukan waktu lama.
5.7. Dalam analisis kecocokan tapak, pertimbangan harus diberikan pada hal-
hal seperti penyimpanan dan transpor bahan bakar segar, bahan bakar bekas
dan limbah radioaktif.
5.8. Potensi interaksi antara efluen nuklir dan non-nuklir, seperti interaksi panas
atau kimia pada bahan radioaktif di dalam efluen cair, perlu dipertimbangkan.
5.9. Untuk setiap tapak yang diusulkan, konsekuensi radiologis potensial harus
dievaluasi untuk penduduk di daerah itu, baik untuk operasi normal maupun
kecelakaan, termasuk keadaan yang mengharuskan dilakukannya tindakan
darurat
5.10. Tapak yang diusulkan harus diinvestigasi secara cukup untuk hal-hal yang
menyangkut semua karakteristik tapak yang dapat mempengaruhi
keselamatan, baik secara alami maupun kejadian yang terinduksi oleh manusia.
5.11. Informasi dan catatan pra-sejarah, sejarah dan instrumental, sejauh dapat
diterapkan, tentang kejadian dan kedahsyatan fenomena alam penting maupun
39
kejadian akibat perbuatan manusia di daerah tersebut harus dikumpulkan dan
dianalisis secara teliti untuk memperoleh data yang andal, akurat dan lengkap.
5.12. Dalam mengevaluasi tapak untuk konsekuensi radiologis yang mungkin
pada keadaan operasional maupun kecelakaan yang dapat mendorong
dilakukannya tindakan kedaruratan, estimasi yang tepat perihal pelepasan
bahan radioaktif yang potensial dan yang diharapkan, dengan pertimbangan
rancanagn reaktor dan fitur keselamatan, harus dilakukan. Estimasi ini harus
dikonfirmasi ketika rancangan dan fitur keselamatannya telah ditetapkan.
5.13. Daerah tapak yang diusulkan harus dipelajari untuk evaluasi distribusi
populasi saat ini dan proyeksi di masa datang karena hal tersebut dapat
mempengaruhi konsekuensi pelepasan bahan radioaktif ke individu atau
populasi secara keseluruhan (lihat juga paragraf 5.37). Jika perlu, tindakan
yang tepat harus diambil untuk menjamin bahwa risiko keseluruhan yang terkait
dengan reaktor riset diusulkan pada tapak tetap rendah.
5.14. Sebelum konstruksi reaktor riset dimulai, harus dikonfirmasi bahwa tidak
ada masalah besar yang harus diantisipasi dalam penyusunan rencana
kedaruratan luar-tapak yang dilakukan sebelum reaktor beroperasi (lihat juga
Lampiran).
Gempa Bumi
5.15. Ancaman bahaya pada tapak akibat gempa bumi yang dipicu oleh
pergerakan tanah harus dikaji, dengan pertimbangan karakteristik
seismotektonik daerah tersebut dan kondisi khusus tapak. Berbagai metode
dapat dipergunakan untuk menentukan bahaya gempa bumi. Ketidakpastian
dalam metode harus dipertimbangkan dalam mendapatkan parameter
pergerakan tanah sebagai dasar rancangan.
5.16. Ekstensi dan tingkat kedalaman investigasi tapak untuk menentukan
parameter pergerakan tanah sebagai dasar rancangan akan tergantung pada
instalasi yang akan dibangun. Untuk instalasi yang lebih kecil dengan potensi
40
konsekuensi radiologis ke masyarakat minimal, lebih dikehendaki (dan efektif-
biaya) untuk membatasi investigasi tapak dan cenderung menggunakan nilai
konservatif untuk parameter dasar rancangan. Konservatisme diperlukan
karena pada umumnya ketidakpastian lebih besar ketika investigasi kurang
rinci.
Patahan Permukaan
5.17. Jika ada bukti patahan permukaan atau jika ada bukti yang kurang cukup
bahwa patahan permukaan tidak terjadi di daerah yang dipelajari, fenomena ini
harus diinvestigasi. Jika tapak berada di zona patahan permukaan yang
memiliki potensi pergerakan tanah relatif pada atau dekat permukaan tanah
(yaitu jika patahan dapat terjadi) yang signifikan, tapak harus dinyatakan tidak
cocok kecuali jika analisis rinci membuktikan bahwa solusi rekayasa akan dapat
mengatasinya.
KEJADIAN METEOROLOGI EKSTRIM DAN JARANG
Nilai Ekstrim Fenomena Meteorologis
5.18. Fenomena meteorologi berikut harus didokumentasikan dalam periode
waktu yang cukup untuk mengevaluasi nilai ekstrimnya: angin, hujan, salju,
temperatur tinggi dan rendah dan badai. Luaran evaluasi tapak harus diuraikan
dengan cara yang cocok untuk tujuan perancangan.
Kejadian Meteorologi Jarang
Tornado
5.19. Potensi terjadinya tornado dan lemparan benda yang mengikutinya harus
dievaluasi untuk daerah yang dimaksud, bersama-sama dengan ancaman
bahaya akibat fenomena tersebut.
41
Siklon tropis
5.20. Potensi terjadinya siklon tropis dan lemparan benda yang mengikutinya
harus dievaluasi untuk daerah yang dimaksud, bersama-sama dengan
ancaman bahaya akibat fenomena tersebut.
BANJIR
Banjir akibat presipitasi dan sebab lain
5.21. Potensi terjadinya banjir akibat hujan dan air tinggi yang mempengaruhi
keselamatan riset reaktor harus dievaluasi untuk daerah tersebut.
5.22. Untuk tapak yang berada di daerah pantai, potensi banjir akibat kombinasi
laut pasang, tekanan atmosfer sangat rendah, efek angin dan ombak seperti
yang diakibatkan oleh siklon, harus dievaluasi.
Ombak
5.23. Potensi terjadinya tsunami yang dapat mempengaruhi keselamatan
reaktor riset harus divaluasi untk daerah itu.
Banjir dan ombak yang disebabkan oleh kegagalan struktur pengendalian
air
5.24. Informasi yang berkaitan dengan struktur aliran hulu untuk pengendalian
air harus dievaluasi guna menentukan apakah reaktor riset mampu bertahan
terhadap efek kegagalannya.
BAHAYA GEOTEKNIK
Ketakstabilan kemiringan
5.25. Potensi terjadinya ketakstabilan kemiringan (seperti longsor tanah,
bebatuan dan runtuhan salju) yang dapat mempengaruhi keselamatan reaktor
riset harus dievaluasi untuk tapak dan daerah di dekatnya.
42
Kolaps, subsidens atau pengangkatan permukaan tapak
5.26. Potensi terjadinya kolaps, subsidens atau pengangkatan permukaan
tapak harus dievaluasi.
Pencairan tanah
5.27. Potensi terjadinya pencairan bahan di bawah permukaan tanah pada
tapak yang diusulkan harus dievaluasi.
Sifat bahan fondasi
5.28. Karakteristik geoteknik bahan bawah permukaan tanah dan
ketidakpastiannya harus diinvestigasi dan profil tanah pada tapak harus disusun
dalam bentuk yang cocok untuk dipergunakan dalam perancangan.
Fenomena alam penting lain dan kondisi ekstrim
5.29. Data historis tentang fenomena yang mempunyai potensi pengaruh
terhadap keselamatan reaktor riset, seperti data volkanologi, angin kuat,
frekuensi dan kedahsyatan petir, badai pasir, hujan besar, salju, es, harus
dikumpulkan dan dievaluasi.
BAHAYA EKSTERNAL TERINDUKSI MANUSIA
Tumbukan pesawat terbang
5.30. Potensial untuk tumbukan pesawat terbang harus dievaluasi, termasuk
tumbukan, kebakaran dan ledakan pada tapak, dengan pertimbangan
karakteristik lalu lintas udara saat ini dan akan datang, lokasi dan tipe bandar
udara, dan karakteristik pesawat terbang, termasuk pesawat terbang dengan
izin khusus untuk terbang di atas atau dekat dengan fasilitas seperti pesawat
terbang dan helikopter pemadam kebakaran.
43
Ledakan kimiawi
5.31. Aktivitas di daerah tapak yang melibatkan penanganan, pemrosesan,
pengangkutan dan penyimpanan bahan kimia yang potensial menyebabkan
ledakan atau pembangkitan awan gas yang mampu menimbulkan deflagrasi
atau detonasi, harus diidentifikasi.
Kejadian terinduksi manusia penting lain
5.32. Setiap fasilitas di daerah yang berdekatan dengan tapak yang
menyimpan, memroses, mengangkut atau menangani bahan dapat terbakar,
toksik, korosif atau radioaktif yang dapat mempengaruhi keselamatan reaktor,
harus diidentifikasi.
PERSYARATAN KHUSUS UNTUK KARAKTERISASI DAERAH YANG
DIPERTIMBANGKAN
Dispersi bahan radioaktif di atmosfer
5.33. Deskripsi meteorologi untuk daerah tapak, termasuk parameter
meteorologi dasar dan fenomena, harus disiapkan. Data untuk paling tidak satu
tahun representatif harus ditampilkan, bersama-sama dengan setiap data lain
yang mungkin tersedia dari sumber lain. Data yang terkumpul harus
merepresentasikan secara teapt kondisi meteorologi lokal. Ekstensi data
tersebut untuk representasi karakteristik meteorologi jangka panjang di daerah
tersebut harus diindikasikan. Informasi ini dapat diperoleh dengan
membandingkan data untuk tapak dengan data jangka panjang dari stasiun
meteorologi di daerah sekitar.
5.34. Dengan dasar data yang diperoleh dari investigasi di daerah termaksud,
dispersi setiap bahan radioaktif melalui atmosfer yang mungkin harus dikaji.
Dispersi bahan radioaktif melalui air permukaan
44
5.35. Deskripsi karakteristik hidrologi permukaan di area, termasuk karakteristik
utama badan air, baik alami maupun buatan, dan data tentang penggunaan air
di area harus dipersiapkan. Suatu evaluasi terhadap impak yang mungkin
akibat kontaminasi air permukaan, harus dilaksanakan.
Dispersi bahan radioaktif melalui air tanah
5.36. Deskripsi hidrologi air tanah di area, termasuk karakteristik formasi mata
air dan interaksinya dengan air permukaan serta data tentang penggunaan air
di area harus dipersiapkan. Suatu evaluasi terhadap impak yang mungkin
akibat kontaminasi air tanah, harus dilaksanakan.
Distribusi populasi
5.37. Distribusi populasi di daerah tapak harus ditentukan. Khususnya,
informasi tentang distribusi saat ini dan yang akan datang, termasuk populasi
menetap dan tak menetap, di daerah sekitar tapak harus dikumpulkan.
Informasi tersebut harus dijaga terbaru sepanjang masa hidup reaktor.
Distribusi populasi perlu digunakan untuk evaluasi tapak berkaitan dengan
impak pelepasan bahan radioaktif pada masyarakat.
Pemanfaatan tanah dan air
5.38. Pemanfaatan tanah dan air di daerah tapak harus diidentifikasi untuk
mengkaji efek keberadaan reaktor riset yang diusulkan dan khususnya untuk
penyiapan encana kedaruratan. Kajian harus mencakup tanah dan air yang
dipergunakan oleh penduduk atau yang melayani keperluan habitat dalam
rantai makanan.
Radioaktivitas latar
5.39. Sebelum komisioning reaktor riset, radioaktivitas latar di atmosfer,
hidrosfer, litosfer dan biota harus ditentukan untuk memungkinkan evaluasi
45
secara berkelajutan dalam hal efek reaktor riset terhadap radioaktivitas
lingkungan.
PEMANTAUAN BAHAYA
5.40. Karakteristik bahaya yang bersumber dari alam dan manusia, begitu pula
kondisi demografi, meteorologi dan hidrologi yang relevan dengan reaktor riset
harus dipantau sepanjang masa hidup reaktor, dimulai saat dimulainya
konstruksi dan berlanjut hingga dekomisioning.
6. RANCANGAN
FILOSOFI RANCANGAN
Umum
6.1. Reaktor rsiet harus dirancang sedemikian sehingga tujuan keselamatan
(lihat paragraf 2.2) dapat tercapai. Persyaratan rancangan umum dalam bagian
ini harus diterapkan pada semua tipe reaktor riset. Selain itu, satu kumpulan
persyaratan rancangan khusus harus diterapkan secara tepat untuk rancangan
SSK untuk tipe reaktor tertentu.
6.2. Penerapan persyaratan tersebut adalah sebuah proses interaktif dan harus
diterapkan dalam semua fase perancangan, dengan pertimbangan hasil
analisis keselamatan yang mengikutinya (lihat juga paragraf 2.7 dan 6.72-6.78).
6.3. Perancang reaktor harus mempertimbangkan tidak hanya desain reaktor itu
saja, tetapi juga fasilitas terkait yang mempunyai pengaruh terhadap
keselamatan. Selain itu, perancang reaktor harus juga mempertimbangkan efek
rancangan reaktor terhadap fasilitas yang berhubungan dengan reaktor serta
implikasi rancangan pada semua tahapan sepanjang masa hidup reaktor
46
tersebut (misalnya, dalam hal kondisi layanan, medan elektromagnetik dan
interferensi lain).
6.4. Tercapainya sebuah rancangan yang aman memerlukan adanya hubungan
dan komunikasi yang sangat erat antara perancang dan organisasi
pengoperasi. Perancang harus mengatur penyiapan, presentasi dan
penyerahan dokumen rancangan secara berurutan kepada organisasi
pengoperasi untuk digunakan dalam penyiapan LAK. Rancangan reaktor harus
dikembangkan secara paralel dengan penyusunan LAK (lihat paragraf 3.6-
3.10).
6.5. Mode operasi (misalnya operasi berdasar permintaan bukan operasi
kontinyu, operasi pada berbagai tingkat daya, operasi dengan berbagai
konfigurasi teras dan operasi dengan berbagai jenis bahan bakar) akan
memiliki implikasi yang signifikan terhadap rancangan sistem keselamatan, juga
akan memerlukan pengambilan pertimbangan yang hati-hati atas stabilitas
reaktor pada tingkat daya operasi yang berbeda.
Pertahanan Berlapis
6.6. Konsep pertahan berlapis (lihat paragraf 2.5-2.7) harus diaplikasikan dalam
rancangan untuk memberikan perlindungan gradasi (pembungkus) terhadap
berbagai kondisi transien, termasuk kejadian transien yang disebabkan oleh
kegagalan peralatan atau kesalahan manusia dan dari kejadian internal
maupun eksternal yang dapat mengarah pada kecelakaan dasar desain (desain
basis accident, DBA). Secara khusus, aspek-aspek berikut perlu
dipertimbangkan dalam rancangan:
(a) Penggunaan marjin rancangan yang konservatif, implementasi program
jaminan kualitas (lihat catatan kaki 14) dan organisasi aktivitas
pengawasan.
(b) Penyediaan barier fisik berlapis terhadap pelepasan bahan radioaktif dari
reaktor. Contoh barier tersebut adalah: matriks bahan bakar, kelongsong
bahan bakar, sistem pemindah panas primer, kolam dan gedung reaktor.
47
Rancangan juga harus memberikan jaminan efektivitas barier ini,
pengawasan dan perlindungannya.
(c) Aplikasi kriteria kegagalan tunggal (single failure) dengan cara menjamin
pemenuhan fungsi dasar keselamatan berikut:
• Memadamkan reaktor dan mempertahankan reaktor dalam
kondisi padam-aman pada semua keadaan operasional ataupun
DBA;
• Menyediakan pemindahan panas yang cukup setelah reaktor
padam, secara khusus di dalam teras, termasuk kondisi DBA;
• Mengungkung bahan radioaktif untuk mencegah atau memitigasi
pelepasan tak terencana ke lingkungan
(d) Penggunaan rencana kedaruratan dalam-tapak dan luar-tapak yang
ditujukan untuk memitigasi konsekuensi pada masyarakat dan
lingkungan dalam kejadian yang mengakibatkan pelepasan efluen bahan
radioaktif dalam jumlah besar ke lingkungan17.
6.7. Aplikasi konsep pertahanan berlapis menuntut keberadaan peralatan,
terdiri atas sistem keselamatan dan item atau sistem terkait keselamatan, dan
prosedur untuk mencegah dan mengendalikan deviasi dari keadaan
operasional dan mencegah serta memitigasi kondisi kecelakaan, atau untuk
menjamin perlindungan yang tepat dalam kejadian kegagalan pencegahan.
Peralatan ini, dan secara khusus peralatan yang digunakan untuk penerapan
tingkat 2-4 paragraf 2.6, yang pada umumnya terdiri dari sistem keselamatan
dan fitur keselamatan terkeayasa, harus memenuhi persyaratan khusus.
6.8. Tiga fungsi keselamatan dasar yang disebutkan pada paragraf 6.6(c) –
yang pada prinsipnya adalah pemadaman reaktor, pendinginan, khususnya
teras reaktor, dan mengungkung bahan radioaktif – harus dipenuhi dengan
menyatukan kombinasi yang tepat antara fitur keselamatan melekat (inherent
safety) dan keselamatan pasif, sistem keselamatan dan fitur keselamatan
17 Implementasi rencana tanggap darurat mungkin menuntut perancang untuk membuat
penyediaan rancangan yang tepat (lihat paragraf 6.30 dan 6.31).
48
terekayasa ke dalam rancangan serta penerapan prosedur administratif selama
masa hidup reaktor. Salah satu contoh keselamatan melekat adalah pemilihan
bahan dan geometri yang dapat memberikan koefisien reaktivitas negatif
serentak.
Fungsi Keselamatan
6.9. Fungsi keselamatan adalah fungsi karakteristik esensial yang terkait
dengan SSK yang menjamin bahwa keselamatan reaktor, seperti dinyatakan
pada paragraf 6.6(c). Fungsi keselamatan harus tepat untuk rancangan reaktor
tertentu. Pada operasi normal, perlatan yang dibutuhkan untuk melaksanakan
fungsi keselamatan adalah sistem pengoperasian. Pada umumnya, sistem ini
harus dilengkapi dengan fitur keselamatan terekayasa lain untuk melaksanakan
fungsi mereka dalam mengantisipasi kejadian operasional terantisipasi dan
dalam DBA.
6.10. Dalam merancang sistem keselamatan, termasuk fitur keselamatan
terekayasa, yang digunakan untuk mencapai ketiga fungsi keselamatan dasar –
pemadaman reaktor, pendinginan, khususnya teras reaktor, dan mengungkung
bahan radioaktif – kriteria kegagalan tunggal harus diaplikasikan, keandalan
tinggi harus dijamin dan kelengkapan untuk mempermudah inspeksi rutin,
pengujian dan perawatan harus disediakan.
Kriteria Penerimaan dan Aturan Rancangan
6.11. Sejalan dengan paragraf 3.13, kriteria penerimaan harus ditetapkan untuk
keadaan operasional dan untuk DBA. Pada khususnya, DBA yang
dipertimbangkan dalam rancangan harus diidentifikasi untuk tujuan penetapan
kriteria penerimaan. Untuk rancangan SSK, kriteria penerimaan dapat
digunakan dalam bentuk aturan rancangan rekayasa. Aturan ini mencakup
persyaratandalam code and standards yang ditetapkan secara nasional atau
internsional. Badan pengawas harus meninjau ulang kriteria penerimaan.
49
PERSYARATAN UMUM RANCANGAN
Klasifikasi Struktur, Sistem dan Komponen (SSK)18
6.12. SSK dan perangkat lunak untuk sistem kendali yang penting pengaruhnya
pada keselamatan harus ditentukan dan diklasifikasikan menurut fungsi dan
tingkat keutamaannya pada keselamatan. Dasar klasifikasi SSK dan perangkat
lunak tersebut harus dinyatakan dan persyaratan rancangan harus dipenuhi
mengikuti klasifikasi keselamatannya.
6.13. Metode klasifikasi keutamaan keselamatan SSK, termasuk perangkat
lunak, harus didasarkan pada metode deterministik, jika diperlukan, dilengkapi
dengan metode probabilistik dan pembenaran rekayasa, dengan pertimbangan
fungsi keselamatan dan konsekuensi kegagalannya. Rancangan antar muka
yang tepat di antara SSK yang berbeda kelas harus dibuat untuk menjamin
bahwa kegagalan SSK yang berkelas lebih rendah tidak mengakibatkan
kegagalan sistem atau item yang memiliki kelas keselamatan lebih tinggi.
Aturan Dasar (Codes) dan Standar
Aturan dasar dan standar (codes and standards) yang berlaku untuk SSK harus
diidentifikasi dan penggunaannya harus sesuai dengan klasifikasinya (lihat
paragraf 6.12 dan 6.13). Khususnya, jika aturan dasar dan standar yang
berbeda digunakan untuk item yang berbeda (misalkan untuk sistem pemipaan
dan elektrik), konsistensi di antara mereka harus diperlihatkan.
18 Klasifikasi ini mencerminkan keutamaan dari SSK untuk keselamatan nuklir. Kegunaannya
adalah untuk menetapkan gradasi aplikasi persyaratan rancangan dan persyaratan jaminan
kualitas. Terdapat kemungkinan klasifikasi atau kategorisasi SSK yang lain berdasarkan aspek
lain (misalkan, kategorisasi SSK untuk aspek seismik)
50
6.15. Untuk SSK yang tidak dapat tepat dirancang dengan aturan dasar dan
standar yang ada, maka pendekatan yang diturunkan dari aturan dasar dan
standar yang ada untuk peralatan yang mirip dapat dilakukan. Dalam hal
ketiadaan aturan dasar dan standar seperti itu, maka hasil-hasil eksperimen,
pengujian, analisis atau kombinasinya dapat diterapkan tetapi, dan hasil
berdasarkan pendekatan ini harus dijustifikasi.
Dasar Rancangan
Semua tantangan yang mungkin dihadapi selama masa operasi reaktor riset
harus dipertimbangkan dalam proses perancangan. Tantangan ini mencakup
kondisi dan kejadian yang dapat diperkirakan yang terkait dengan setiap
tahapan kegiatan, kondisi operasi dan kecelakaan, karakteristik tapak,
persyaratan rancangan, batas parameter, mode operasi dan sebagainya.
Permintaan terhadap rancangan berdasarkan tantangan tersebut harus
menentukan dasar rancangan fasilitas reaktor riset. Kemampuan fasilitas
reaktor yang diinginkan untuk tetap bertahan menghadapi tantangan tersebut,
tanpa adanya pelampauan batas kewenangan, harus dispesifikkan dalam dasar
rancangan.
Kejadian Awal Terpostulasi dan DBA
6.17. Tantangan dapat terjadi pada setiap tingkat pertahanan berlapis.
Kemungkinan ini harus dikenali dalam rancangan dan tindakan perancangan
harus dilakukan untuk menjamin bahwa fungsi keselamatan tercapai dan tujuan
keselamatan dipenuhi. Tantangan-tantangan terhadap pertahanan berlapis
tersebut dikenal sebagai kejadian awal terpostulasi. Kejadian awal terpostulasi
harus diseleksi secara tepat untuk tujuan analisis (lihat Lampiran). Harus
diperlihatkan bahwa kejadian awal terpostulasi yang dipilih telah dapat
mencakup semua kondisi kecelakaan yang diyakini mewakili kejadian
terpenting pengaruhnya pada keselamatan reaktor riset. Secara khusus, DBA
harus diidentifikasi.
51
Karakteristik Terkait Tapak
6.18. Berbagai interaksi yang mungkin antara fasilitas reaktor riset dan
lingkungan harus dipertimbangkan dalam rancangan, termasuk aspek yang
berhubungan dengan populasi, meteorologi, hidrologi, geologi dan seismologi.
Layanan luar-tapak yang memiliki kaitan dan ketergantungan dengan
keselamatan fasilitas dan perlindungan masyarakat, seperti listrik, komunikasi,
pasokan air serta layanan polisi dan pemadam kebakaran harus
dipertimbangkan.
Kejadian Internal
6.19. Analisis terhadap kejadian awal terpostulasi harus dilakukan untuk
menetapkan semua kejadian internal yang mempengaruhi keselamatan fasilitas
reaktor riset. Kejadian-kejadian ini dapat mencakup juga kegagalan atau
kesalahan fungsi peralatan.
6.20. Potensi bahaya kejadian internal seperti penggenangan, timbulnya
lontaran benda (missile generation), lecutan pipa, tumbukan semburan atau
pelepasan cairan dari sistem yang gagal atau dari instalasi lain di dalam tapak
harus dipertimbangkan dalam rancangan fasilitas reaktor riset. Tindakan
pencegahan dan mitigatif yang tepat harus disediakan untuk menjamin bahwa
keselamatan nuklir tidak dapat dikompromikan. Beberapa kejadian eksternal
dapat memicu kejadian kebakaran internal atau banjir atau timbulnya lontaran
benda. Hubungan kejadian ekstrnal dan internal seperti itu harus juga
dipertimbangkan dalam rancangan.
Kejadian Eksternal
6.21. Dasar rancangan untuk kejadian eksternal yang dipicu oleh kejadian alam
dan manusia harus ditentukan. Kejadian yang dipertimbangkan dalam
rancangan ini harus mencakup kejadian yang telah diidentifikasi dalam evaluasi
tapak (lihat bagian 5). Perhatian khusus dapat diberikan pada bahaya gempa
bumi (lihat paragraf 5.15, 5.16 dan 5.17), termasuk dengan kemungkinan
52
melengkapi fasilitas reaktor riset dengan sistem deteksi seismik yang dapat
mengaktuasi sistem pemadaman reaktor otomatis jika nilai yang ditentukan
terlampaui.
Kebakaran dan Ledakan
6.22. Selain harus sesuai dengan persyaratan keselamatan yang ditetapkan,
SSK yang penting untuk keselamatan reaktor harus dirancang dan ditempatkan
sedemikian sehingga meminimalkan pengaruh kebakaran dan ledakan. Analisis
bahaya kebakaran dan dan analisis bahaya ledakan harus dilakukan untuk
menentukan tingkat barier kebakaran yang diperlukan dan cara perlindungan
pasif dan separasi fisik terhadap kebakaran dan ledakan. Rancangan harus
mencakup kelengkapan untuk mencegah atau membatasi pembentukan
atomsfey yang eksplosif. Sistem deteksi apai dan sistem pemadam kebakaran
dengan kemampuan sesuai harus disediakan.
6.23. Sistem pemadam kebajaran harus dapat diaktifkan secara otomatik jika
diperlukan. Sistem pemadam kebakaran harus dirancang dan ditempatkan
sedemikian untuk menjamin bahwa kegagalannya atau operasinya secara tak
dikehendaki tidak akan melumpuhkan secara signifikan kemampuan SSK yang
penting untuk keselamatan, dan tidak secara simultan mempengaruhi sistem
redundan dan selanjutnya membuat tindakan yang telaj disesuaikan dengan
kriteria kegagalan tunggal menjadi tidak efektif lagi. (lihat paragraf 6.36-6.38).
6.24. Bahan tak dapat-bakar atau penunda api atau penghalang panas harus
digunakan kapan pun memungkinkan di seluruh fasilitas reaktor riset,
khususnya di lokasi seperti gedung reaktor dan ruang kendali. Gas dan cairan
dapat bakar dan bahan yang dapat dibakar yang dapat menghasilkan atau
menyumbang terbentuknya campuran eksplosif harus dijaga sesedikit mungkin
dan harus disimpan dalam fasilitas yang memadai untuk melindungi segregasi
substansi bereaksi.
6.25 Kemampuan fasilitas menjalankan fungsi keselamatan pemadaman,
pengambilan panas, pengungkungan bahan radioaktif dan pemantauan status
53
fasilitas harus tetap dipertahankan. Kemampuan tersebut harus dipertahankan
dengan cara menerapkan bagian-bagian redundan (rangkap), sistem yang
beragam, pemisahan fisik dan rancangan untuk operasi gagal-aman
sedemikian sehingga tujuan berikut dapat dicapai:
• mencegah kebakaran dan ledakan;
• mendeteksi dan memadamkan secara cepat begitu kebakaran terjadi,
sehingga dapat membatasi kerusakan yang diakibatkannya;
• Pencegahan penyebaran api yang tidak dapat dipadamkan dan api yang
dipicu oleh ledakan sehingga meminimalkan pengaruhnya pada kinerja
fungsi penting fasilitas.
Batas Rancangan Untuk Parameter
6.26. Batas rancangan semua parameter yang relevan harus ditetapkan untuk
semua kondisi operasi reaktor dan untuk DBA.
6.27. Perbandingan sekuensi kejadian harus dilakukan untuk mengidentifikasi
nilai parameter yang paling signifikan. Nilai parameter yang dipilih sebagai
batasan, dengan marjin masuk akal (reasonable), harus digunakan di dalam
rancangan masing-masing komponen dan sistem, termasuk piranti
eksperimental.
Rancangan Untuk Kondisi Operasional
6.28. Reaktor riset harus dirancang untuk dapat dioperasikan secara aman di
dalam rentang nilai berbagai parameter yang ditentukan sebelumnya sesuai
persyaratan dan batasan untuk semua kondisi operasi dengan tetap memenuhi
tujuan proteksi radiasi. Persyaratan yang berkaitan dengan penggunaan reaktor
yang telah direncanakan, termasuk persyaratan kestabilan daya, harus
diperhitungkan dalam rancangan. Rancangan harus sedemikian sehingga
tanggapan reaktor dan sistem yang menyertai terhadap rentang kejadian yang
lebar, termasuk kejadian operasional terantisipasi, akan tetap memungkinkan
54
operasi yang aman atau, jika perlu, pengurangan daya tanpa membutuhkan
intervensi tingkat pertahanan berlapis yang lebih tinggi dari tingkat pertama
atau, paling tinggi, kedua.
6.29. Persyaratan dan pemabatasan yang dinyatakan pada paragraf 6.28 harus
menjadi dasar BKO. Rancangan harus memberikan kemudahan penetapan
BKO.
Rancangan Untuk Kondisi Kecelakaan
6.30. Ketika tindakan serentak diperlukan untuk menanggapi kejadian awal
terpostulasi, rancangan reaktor harus menyediakan cara pemicuan sistem
keselamatan otomatik. Menyusul DBA, sangat mungkin diperlukan tindakan
operator untuk menjaga kestabilan reaktor dalam jangka panjang dan
mengambil tindakan untuk mmebatasi pelepasan bahan radioaktif. Rancangan
harus mempertimbangkan untuk mengurangi sebanyak mungkin tuntutan pada
tindakan operator, khususnya dalam kondisi DBA.
6.31. Item yang penting untuk keselamatan harus dirancang untuk bertahan
dari efek kondisi beban yang dan lingkungan yang ekstrim (misalnya temperatur
ekstrim, kelembaban, tingkat radiasi) yang muncul dari DBA. Kondisi
pemadaman stabil jangka panjang menyusul suatu kecelakaan dapat berbeda
dari kondisi awal pemadaman. Rancangan harus menyiapkan cara untuk
membawa ke kondisi pemadaman stabil jangka panjang, termasuk dengan
penyediaan koefisien daya negatif.
Fitur Keselamatan Terekayasa
6.32. Fitur keselamatan terekayasa adalah sistem keselamatan yang
disediakan untuk membatasi atau memitigasi konsekuensi kejadian operasi
terantisipasi dan DBA. Contoh fitur keselamatan terekayasa adalah sistem
pendinginan teras darurat (emergency core cooling system, ECCS) dan sistem
pengungkung (khususnya, sistem ventilasi darurat). Persyaratan khusus untuk
sistem tersebut dan fitur pelengkapnya sitetapkan pada paragraf 6.115-6.130.
55
Fitur keselamatan terkeyasa lain, seperti sistem pemadaman kedua, struktur
sungkup atau sistem yang lain, harus juga dirancang sesuai dengan
persyaratan-persyaratan tersebut.
6.33. Perlunya fitur keselamatan terekayasa harus ditentukan dari hasil analisis
keselamatan. Kecelakaan yang harus dapat ditanggulangi oleh fitur
keselamatan terekayasa tertentu harus dispesifikkan dan analisis harus
diberikan untuk memperlihatkan bahwa fitur atau sistem dapat memenuhi
persyaratan. Sistem dan subsistem yang penting untuk operasi fitur
keselamatan terekayasa harus disediakan (misalkan sistem pasokan catu daya
darurat untuk sistem pendinginan teras darurat).
6.34. Dasar rancangan dan berbagai mode operasi fitur keselamatan
terekayasa harus ditentukan secara rinci termasuk kondisi ekstensi operasi
otomatik fitur keselamatan terekayasa dan jaminan kondisi operasi manual
dapat dikalahkan. Beberapa hal berikut harus dipertimbangkan dalam
rancangan fitur keselamatan terekayasa:
(a) Keandalan komponen, independensi sistem, redundansi, karakteristik
gagal-aman, keragaman dan pemisahan fisik sistem redundan.
(b) Penggunaan bahan yang mampu bertahan dalam kondisi DBA (misalkan
dalam hubungan dengan tingkat radiasi atau dekomposisi radiolitik).
(c) Kemudahan untuk inspeksi, pengujian periodik dan perawatan (termasuk
dalam kondisi DBA) untuk meyakinkan bahwa fitur keselamatan
terekayasa tetap berfungsi atau dalam kondisi siaga untuk
melaksanakan fungsinya serta akan efektif dan andal pada saat diminta.
Rancangan Untuk Keandalan
6.35. Untuk menjamin keandalan kinerja fungsi keselamatan suatu sistem atau
komponen keselamatan, maka batas ketaktersediaan maksimum diizinkan
harus ditetapkan. Tindakan-tindakan susulan harus digunakan, jika perlu dalam
kombinasi, untuk mencapai dan mempertahankan keandalan yang disyaratkan,
sesuai dengan keutamaan fungsi keselamatan yang harus dilaksanakan oleh
56
SSK. Pertimbangan harus diberikan pada sistem perangkat lunak maupun
perangkat keras.
Redundansi dan Kriteria Kegagalan Tunggal
6.36. Prinsip redundansi harus diaplikasikan sebagai satu prinsip perancangan
penting untuk memperbaiki keandalan sistem yang penting untuk keselamatan.
Rancangan harus meyakinkan, dengan dasar analisis, bahwa tidak ada
kegagalan tunggal yang dapat mengakibatkan sistem tersebut kehilangan
kemampuan untuk menjalankan fungsi keselamatannya.
6.37. Kumpulan peralatan ganda yang tidak dapat diuji secar individual harus
tidak dipandang sebagai redundan.
6.38. Tingkat redundansi yang diadopsi harus mencerminkan potensi
kegagalan tak terdeteksi yang dapat mengurangi keandalan. Kegagalan yang
mungkin terjadi harus dipertimbangkan tak terdeteksi jika tidak ada pengujian
atau metode inspeksi yang dapat dilakukan terhadap sistem atau komponen
yang bersangkutan. Untuk kegagalan yang tak terdeteksi, kegagalan harus
dianggap untuk terjadi kapan pun atau metode lain harus diterapkan, seperti
pengawasan item acuan, metode kalkulasi tervalidasi dan penggunaan marjin
konservatif19.
Keragaman
6.39. Keragaman diterapkan pada sistem atau komponen redundan yang
melakukan fungsi keselamatan yang sama dengan cara menyatukan ke dalam
sistem dan komponen prinsip berbeda sebagai berikut:
(a) prinsip operasi yang berbeda
19 Marjin keselamatan adalah perbedaan antara batas keselamatan dan batas operasional.
Kadang-kadang dinyatakan sebagai perbandingan kedua nilai tersebut.
57
(b) kondisi pengoperasian yang berbeda
(c) produk dari pabrik yang berbeda
6.40. Prinsip keragaman dapat diterapkan untuk meningkatkan keandalan dan
sekaligus mengurangi kegagalan akibat sebab yang sama. Prinsip keragaman
harus diterapkan setiap kali dapat diterapkan, setelah pertimbangan
kelemahannya dalam hal kerumitan pengoperasian, perawatan dan pengujian
sistem yang berbeda.
Independensi
6.41. Prinsip independensi (misalnya isolasi fungsional dan pemisahan fisik
dengan cara meletakkan pada jarak yang tidak berdekatan, penggunaan barier
fisik atau tata letak khusus untuk komponen reaktor) harus diaplikasikan secara
tepat untuk meningkatkan keandalan sistem, khususnya terhadap kegagalan
dengan sebab sama.
Rancangan Gagal-Aman
6.42. Prinsip gagal-aman harus dipertimbangkan dan harus diadopsi dalam
rancangan sistem dan komponen yang penting untuk keselamatan secara
tepat: sistem di dalam fasilitas reaktor riset harus dirancang untuk dapat menuju
ke kondisi aman tanpa memerlukan tindakan yang perlu dipicu, jika sistem atau
komponen gagal.
Kemudahan Untuk Pengujian dan Perawatan
6.43. Item reaktor yang penting untuk keselamatan harus dirancang dan diatur
tata letaknya sedemikian sehingga item tersebut dapat diinspeksi, diuji dan
dirawat secara baik, sebelum komisioning dan secara periodik, sesuai dengan
tingkat kepentingannya terhadap keselamatan. Tata letak reaktor harus
sedemikian sehingga kegiatan-kegiatan tersebut mudah dilakukan dan tanpa
58
bahaya paparan radiasi berlebihan kepada personil yang melaksanakan tugas.
Jika pada komponen tidak dapat diberikan akses untuk inspeksi yang memadai,
kemungkinan kegagalan tak terdeteksinya harus dipertimbangkan dalam
analisis keselamatan.
Rancangann Untuk Komisioning
6.44. Rancangan harus mempertimbangkan fitur untuk memudahkan proses
komisioning reaktor. Fitur rancangan tersebut dapat mencakup fasilitas untuk
mengoperasikan reaktor dengan teras transisi bergeometri berbeda yang
mungkin memerlukan pendinginan sirkulasi paksa.
Kelengkapan untuk Inspeksi, Pengujian dan Perawatan
6.45. Rancangan reaktor harus dibuat sedemikian sehingga memungkinkan
dilakukannya pengujian fungsi dan inspeksi sistem secara tepat untuk
menjamin bahwa sistem akan melakukan fungsi keselamatan sesuai keandalan
yang disyaratkan. Hal ini terutama penting untuk komponen pasif dan untuk
sistem yang kemampuan fungsinya tidak dapat diverifikasi karena tidak
diperlukan dalam operasi rutin. Faktor penting yang perlu dpertimbangkan
adalah kemudahan untuk melakukan pengujian dan inspeksi, derajat
pencerminan pengujian dan inspeksi pada kondisi riil, dan kebutuhan untuk
mempertahankan kinerja keselamatan selama pengujian. Jika dimungkinkan,
perlu dipasang sirkuit pengujian tersendiri pada sistem elektrik dan elektronik.
6.46. Kelengkapan untuk akses, perisai, penanganan jarak jauh, tingkat radiasi
setelah iradiasi dan dekontaminasi harus dibuat dalam rancangan untuk
menjaga dosis radiasi dan pengambilan bahan radioaktif serendah dapat
dicapai secara masuk akal selama perawatan. Bahan-bahan harus dipilih untuk
meminimumkan tingkat aktivasi pada item yang terekspos oleh fluks neutron
tinggi.
6.47. Kelengkapan harus disediakan pada rancangan untuk memudahkan
inspeksi rutin selama operasi (in-service) dengan bantuan teknik uji tak-tusak
59
yangtepat untuk menentukan kondisi SSK yang kemungkinan mengalami
korosi, erosi, kelelahan atau efek penuaan yang lain.
Rancangan Untuk Rencana Kedaruratan20
6.48. Pencakupan fitur rancangan khusus untuk memudahkan rencana
kedarurata harus dipertimbangkan, bergantung pada potensi bahaya yang ada
di reaktor. Kebutuhan fitur desain seperti itu dapat ditentukan dengan
melakukan analisis BDBA. Hasil yang dapat diterima harus didasarkan sejauh
mungkin pada asumsi realistik atau pendekatan terbaik, metode dan kriteria
analitik. Dalam hal ini, tidak dibutuhkan melibatkan penggunaan praktek
rekayasa yang konservatif sifatnya. Reaktor riset harus memiliki sejumlah
koridor penyelamatan dalam jumlah yang cukup, ditandai secara jelas, dengan
penerangan, ventilasi dan layanan gedung lain yang penting untuk
penggunaannya secara aman. Jalur penyelamatan tersebut harus memenuhi
standar dan persyaratan internasional tentang pembagian daerah radiasi dan
proteksi kebakaran serta persyaratan nasional yang relevan untuk keselamatan
industri dan proteksi fisik.
6.49. Sistem alarm dan peralatan komunikasi yang sesuai harus disediakan
sehingga semua personil yang berada di failitas reaktor riset dan dalam-tapak
dapat menerima peringatan dan instruksi, walaupun dalam kondisi kecelakaan.
Ketersediaan sistem komunikasi yang diperlukan untuk keselamatan dalam
fasilitas reaktor riset harus dijamin setiap saat. Alat komunikasi tersebut harus
tersedia di ruang kendali dan juga ruang kendali tambahan, jika ada21.
Persyaratan iniharus dipertimbangkan dalam rancangan dan dalam keragaman
cara komunikasi yang dipilih untuk digunakan.
Rancangan Untuk Dekomisioning
20 Diskusi lebih jauh tentang pelaksanaan sekuensi analisis keselamatan, lihat paragraf 7.72-
7.78. 21 Diskusi lebih lanjut tentang ruang kendali tambahan, lihat paragraf 6.144.
60
6.50. Dalam rancangan raktor dan peralatan eksperimennya, harus
dipertimbangkan hal-hal yang memudahkan pelaksanaan dekomisioning.
Dalam kaitan ini, perhatian harus ditujukan untuk menjaga paparan radiasi pada
pekerja dan masyarakat selama dekomisioning tetap serendah mungkin yang
dapat dicapai secara masuk akal dan untuk menjamin proteksi lingkungan
secara cukup dari bahaya kontaminasi radioaktif. Untuk memenuhi hal ini dalam
rancangan, beberapa hal berikut harus dipertimbangkan:
(a) Pemilihan bahan yang meminimalkan aktivasi dan mempermudah
proses dekontaminasi;
(b) Optimasi tata letak fasilitas dan akses untuk mempermudah
pemindahan komponen besar dan pemisahan serta penanganan
komponen yang teraktiviasi;
(c) Pemrosesan dan penyimpanan limbah radioaktif
6.51. Sebagai tambahan, rincian yang lengkap tentang persyaratan rancangan
dan informasi yang terkait tapak dan rancangan dan konstruksi akhirnya,
seperti karakterisasi radiologis latar, gambar seperti-terbangun (as-built
drawing) yang terkait dengan tata letak fasilitas, perpipaan dan pengabelan,
harus tetap dijaga sebagai informasi penting untuk dekomisioning. Panduan
lanjut untuk mendukung persyaratan ini diberikan pada pustaka [16].
Rancangan Untuk Proteksi Radiasi
6.52. Berdasarkan pada program proteksi radiasi yang konsisten dan sesuai
dengan tujuan proteksi radiasi (lihat paragraf 205 pustaka [1], disitir pada
paragraf 2.2), dalam semua kondisi operasi dan DBA, sediaan yang cukup
harus diberikan dalam rancangan perisai, ventilasi, filtrasi dan sistem peluruh
bahan radioaktif (seperti delay chamber), instrumentasi pemantauan radiasi dan
bahan radioaktif terbawa udara baik di dalam maupun di luar area terkontrol.
6.53. Nilai dosis yang digunakan untuk tujuan rancangan harus ditetapkan
dengan marjin yang cukup untuk menjamin bahwa batas yang diizinkan tidak
terlampaui. Perisai, ventilasi, filtrasi dan sistem peluruhan di reaktor dan
61
fasilitas yang menyertai harus dirancang untuk mengizinkan adanya
ketidakpastian dalam praktek operasi dan pada semua kondisi operasional
serta DBA.
6.54. Bahan struktur, khususnya yang berada di dekat teras(seperti penopang
teras, kisi-kisi dan tabung-tabung pemandu), harus dipilih secara cermat
sehingga mampu membatasi dosis radiasi pada pekerja selama operasi,
inspeksi, pengujian dan perawatan serta dekomisioning, selain juga untuk
memenuhi fungsi lain bahan-bahan tersebut. Pengaruh radionuklida (,isalnya
16N, 3H, 41Ar, 24Na, 60Co) yang dibangkitkan dari aktivasi neutron dalam
sistem peroses reaktor harus dipertimbangkan secara serius dalam
menyediakan kelengkapan untuk proteksi radiasi bagi masyarakat dalam dan
luar-tapak.
6.55. Rancangan harus memasukkan setiap kelengkapan yang diperlukan
untuk memisahkan bahan sesuai dengan karakteristik radiologis, fisis dan
kimiawinya, untuk memudahkan penanganannya dan untuk melindungi pekerja
dan masyarakat melalui pengendalian akses. Hal ini harus dipenuhi dengan
menetapkan zona-zona di dalam fasilitas (dalam area terkontrol dan
tersupervisi) (lihat Glosari) yang diklasifikasi berdasarkan pada potensi
bahayanya. Zona tersebut harus secara jelas didefinisikan dan ditandai. Jika
perlu, permukaan zona dirancang secara tepat untuk memudahkan
dekontaminasi.
6.56. Rancangan harus mencakup perisai yang tidak hanya untuk reaktor tetapi
juga peralatan eksperimen dan fsilitas terkait (misalkan, tabung berkas, tabung
pengarah partikel atau fasilitas radiografi neutron atau terapi tangkapan boron)
dan kelengkapan harus disediakan untuk pemasangan perisai yang diperlukan
pada pemanfaatan reaktor atau sumber radiasi lain di masa datang. Analisis
bahaya dan pengaturan perisai harus diberikan perhatian serius terutama
dalam penggunaan berkas tabung dan peralatan eksperimen lain.
6.57. Sistem ventilasi dengan filtrasi memadai harus diberikan untuk dapat
digunakan baik pada kondisi operasional maupun DBA. Untuk banyak reaktor
62
riset, sistem ventilasi tersaring adalah penting untuk memenuhi fungsi
pengungkungan bahan radioaktif (lihat paragraf 6.120-6.130).
6.58. Proteksi dan keselamatan harus dioptimasi dengan cara penyediaan
memadai dalam rancangan dan tata letak reaktor beserta peralatan
eksperimennya serta fasilitas untuk membatasi paparan dan kontaminasi dari
semua sumber. Kelengkapan seperti itu harus mengikutkan rancangan SSK
yang tepat untuk membatasai paparan selama inspeksi, pengujian dan
perawatan, untuk memberikan perisai terhadap radiasi langsung dan
terhambur, dan untuk memberikan cara pemantauan dan pengendalian akses
ke reaktor beserta fasilitas dan peralatan eksperimennya.
6.59. Kelengkapan harus disediakan dalam rancangan untuk menangani limbah
radioaktif yang dibangkitkan dari reaktor riset. Kelengkapan harus dibuat untuk
fasilitas dekontaminasi personil dan peralatan dan untuk menangani limbah
radioaktif yang timbul dari aktivitas dekontaminasi.
Rancangan Untuk Proteksi Fisik
6.60. Kelengkapan harus diberikan dalam rancangan fasilitas reaktor riset untuk
mencegah masuknya seseorang yang tidak memiliki otoritas ke dalam tapak
atau gedung dalam tapak. Tujuan utama pertimbangan ini adalah mencegah
pencurian atau pemindahan tak berizin bahan nuklir atau terjadinya sabotase.
Faktor Manusia dan Pertimbangan Ergonomika
6.61. Faktor manusia merupakan aspek penting dalam desain reaktor riset
karena keadaan reaktor sering berubah dan operator atau personil lain memiliki
akses yang mudah menuju teras reaktor atau fasilitas eksperimen yang terkait
dengan reaktor. Faktor manusia dan antarmuka manusia-mesin harus
dipertimbangkan secara sistematik sejak tahap awal perancangan dan
sepanjang proses perancangan.
63
6.62. Oleh karena fleksibilitas yang disyaratkan untuk reaktor riset itulah, maka
perlu dipertimbangkan aspek keselamatan fasilitas reaktor riset dari sisi
prosedur dan kendali administratif. Pertimbangan khusus harus diberikan dalam
perancangan untuk menjamin bahwa, jika keterkaitan dengan prosedur dan
kendali administratif diperlukan, pengendalian seperti itu layak. Prosedur
administratif dapat mencakup aturan pengoperasian dalam bentuk BKO yang
diperoleh dari rancangan reaktor dan analisis keselamatn.
6.63. Pertimbangan khusus harus diberikan pada faktor manusia dan prinsip
ergonomika dalam rancangan ruang kendali dan sistem reaktor sesuai
kebutuhan. Operator harus dilengkapi dengan tampilan yang jelas dan sinyal
audio untuk parameter yang penting untuk keselamatan. Tindakan keselamatan
sejauh mungkin dirancang otomatik sehingga tindakan operator yang harus
tepat waktu tidak diperlukan. Rancangan harus sedemikian sehingga
meminimukan tuntutan pada operator sehingga mendorong keberhasilan
tindakan operator. Terkait pula dengan faktor manusia, adanya sistem saling-
kunci (interlok) dan kendali akses terstruktur (seperti kunci dan kata sandi
(passwords)) harus dipertimbangkan dalam rancangan.
6.64. Dalam kaitan dengan tampilan instrumen dan alarm serta informasi lain
secara visual, rancangan harus mendorong keberhasilan tindakan operator
dalam keterbatasan ketersediaan waktu, kondisi fisik lingkungan dan
kemungkinan tekanan psikologis pada operator.
Sediaan Untuk Pemanfaatan dan Modifikasi
6.65. Reaktor riset memang ditujukan agar memiliki fleksibilitas yang tinggi
sehingga dapat berada dalam bermacam-macam keadaan selama operasinya.
Perhatian khusus harus diambil dalam rancangan sehubungan dengan
pemanfaatan dan modifikasi reaktor untuk menjamin bahwa konfigurasi reaktor
dapat diketahui secara pasti setiap waktu. Terlebih, pertimbangan khusus harus
diberikan pada perlengkapan eksperimen sebab:
(a) dapat menimbulkan bahaya secara langsung;
64
(b) dapat menimbulkan bahaya secara langsung dengan mempengaruhi
operasi reaktor;
(c) dapat meningkatkan bahaya akibat kejadian awal yang ditimbulkan dari
konsekuensi kegagalan dan efeknya pada sekuensi kejadian.
6.66. Setiap modifikasi yang diusulkan pada eksperimen atau reaktor yang
dapat mempengaruhi keselamatan harus dirancang dengan menerapkan
prinsip keselamatan yang paling tidak sama dengan rancangan reaktornya
sendiri (lihat paragraf 7.88 dan pustaka [15]). Secara khusus, peralatan
eksperimen harus diranang dengan standar yang sama dengan standar yang
digunakan di reaktor, dipilih dengan bahan yang kompatibel dengan bahan
yang digunakan di reaktor, termasuk dalam hal integritas strukturnya dan
sediaan untuk proteksi radiasi. Adanya bahan radioaktif atau panas yang
dibangkitkan oleh peralatan eksperimen juga harus dipertimbangkan dengan
baik.
6.67. Jika peralatan eksperimen tersebut harus menembus batas reaktor, maka
alat tersebut harus dirancang dengan tetap menjaga fungsi kungkungan dan
perisai radiasi reaktor. Sistem proteksi untuk peralatan eksperimen harus
dirancang untuk melindungi keduanya, peralatan dan reaktor.
Seleksi dan Penuaan Bahan
6.68. Pada tahap perancangan, pemilihan bahan harus sudah dipertimbangkan
dengan marjin keselamatan yang cukup untuk mengantisipasi efek penuaan.
Jika tidak tersedia data sifat bahan yang cukup, maka program inspeksi dan
pengujian periodik harus disiapkan dan hasil-hasil yang diperoleh dari program
kegiatan itu harus digunakan untuk meninjau ulang kemampuan rancangan
pada interval yang tepat. Ada kemungkinan persyaratan untuk menyediakan
dalam rancangan pemantauan bahan yang sifat mekaniknya mungkin berubah
selama operasi akibat berbagai faktor seperti tegangan korosi dan radiasi.
Faktor keselamatan dapat diperbaiki dengan seleksi bahan yang memiliki
kekuatan tinggi dan titik leleh tinggi.
65
6.69. Untuk menjamin semua item yang penting bagi keselamatan
melaksanakan fungsi keselamatannya, marjin yang tepat harus diberikan dalam
rancangan untuk mempertimbangkan efek penuaan dan degradasi potensial
terkait usia. Efek penuaan harus dipertimbangkan dalam semua keadaan,
termasuk periode perawatan dan pemadaman.
6.70. Kelengkapan harus disediakan untuk keperluan pemantauan, pengujian,
pengambilan sampel dan inspeksi yang ditujukan guna deteksi, pengkajian,
pencegahan dan mitigasi efek penuaan.
Kelengkapan Untuk Pemadaman Berkelanjutan
6.71. Banyak reaktor riset yang dibiarkan pada kondisi padam dalam rentang
waktu yang panjang untuk berbagai tujuan, misalnya modifikasi atau persiapan
dekomisioning. Persiapan dengan penyediaan perlengkapan harus sudah
diberikan sejak perancangan untuk menjaga bahan bakar nuklir, pendingin
reaktor ata moderator, untuk inspeksi, pengujian periodik dan perawatan SSK
yang relevan. Perhatian khusus harus diberikan pada racun neutron berumur
panjang yang akan mempengaruhi awal pengoperasian kembali reaktor.
Analisis Keselamatan
6.72. Analisis kecelakaan harus dilakukan terhadap rancangan reaktor riset. Di
dalam analisis tersebut harus tercakup analisis tanggapan reaktor terhadap
suatu rentang berbagai kejadian awal terpostulasi (seperti kesalahan fungsi
atau kegagalan peralatan, kesalahan operator atau kejadian eksternal) yang
dapat membuat timbulnya kejadian operasi terantisipasi atau kondisi
kecelakaan (lihat juga pustaka [7]). Hasil-hasil analisis ini harus dipergunakan
untuk dasar rancangan item yang penting dalam keselamatan dan seleksi BKO
reaktor. Analisis juga harus digunakan secara tepat dalam pengembangan
prosedur operasi, program inspeksi dan pengujian berkala, praktek
penyimpanan catatan, jadwal perawatan, usulan modifikasi dan rencana
kedaruratan.
66
6.73. Lingkup analisis keselamatan mencakup:
(a) karakterisasi kejadian awal terpostulasi;
(b) analisis sekuensi kejadian dan evaluasi konsekuensi kejaidan awal
terpostulasi;
(c) pembandingan hasil analisis dengan kriteria penerimaan radiologik dan
batas desain;
(d) pembuktian bahwa tindakan yang dilakukan pada kejadian operasi
terantisipasi dan dan DBA adalah dapat dilakukan dengan car tanggap
otomatik sistem keselamatan yang dikombinasi dengan tindakan
operator yang telah direncanakan;
(e) penentuan BKO untuk operasi normal
(f) analisis sistem keselamatan dan fitur keselamatan terekayasa;
(g) analisis perlengkapan pengungkungan
6.74. Untuk setiap kejadian awal terpostulasi, informasi yang bersifat kualitatif
maupun kuantitatif tentang aspek-aspek berikut perlu dipertimbangkan dalam
evaluasi:
(a) parameter input, kondisi awal, kondisi batas, asumsi, model dan
program perhitungan komputer yang digunakan;
(b) sekuensi kejadian dan kinerja sistem reaktor;
(c) sensitivitas terhadap mode kegagalan tunggal dan kegagalan sebab-
sama;
(d) sensitivitas terhadap faktor manusia;
(e) analisis transien;
(f) identifikasi kondisi kerusakan;
(g) pelepasan produk fisi potensial dan paparan radiasi;
(h) penentuan karakteristik sumber produk fisi (source terms);
(i) evaluasi konsekuensi radiologis
Untuk setiap sekuensi kejadian yang dipertimbangkan, persyaratan yang
diperuntukkan bagi sistem keselamatan dan sistem operasi lain untuk
difungsikan melebihi operasi normalnya pada kondisi DBA harus diidentifikasi.
67
Kejadian-kejadian ini pada umumnya dievaluasi dengan metode deterministik.
Sebagai pelengkap evaluasi dapat digunakan teknik probabilistik. Hasil-hasil
analisis pelengkap ini memberikan input untuk desain sistem keselamatan dan
batasan fungsinya.
6.76. Ketika memang diperlukan, analisis harus mencakup pertimbangan yang
berkaitan dengan peralatan eksperimental dengan penekanan pada aspek
keselamatan peralatan tersebut sendiri dan efeknya terhadap keselamatan
reaktor (lihat pustaka [15]).
6.77. Kemamputerapan metode analisis harus diverifikasi.
6.78. Hasil-hasil analisis keselamatan reaktor tersebut, termasuk pengaruh
gangguan proses terantisipasi dan kegagalan komponen terpostulasi serta
kesalahan manusia (kejadian awal terpostulasi), harus dituangkan dalam
dokumen LAK untuk evaluasi kemampuan reaktor dalam mengendalikan atau
mengakomodasi situasi dan kegagalam seperti itu.
PERSYARATAN KHUSUS RANCANGAN
Teras Reaktor dan Sistem Kendali Raktivitas
Teras Reaktor dan Rancangan Bahan Bakar
6.79. Pertimbangan yang tepat dari aspek neutronik, termohidraulik, mekanik,
bahan, kimia dan iradiasi yang berhubungan dengan reaktor secara
keseluruhan harus diambil dalam rancangan elemen dan perangkat bahan
bakar, reflektor dan komponen teras lain.
6.80 Analisis harus dilakukan untuk memperlihatkan bahwa batas dan kondisi
iradiasi yang diinginkan (seperti kerapatan fisi, fisi total pada akhir masa hidup,
fluens neutron) dapat diterima dan tidak akan menimbulkan kerusakan serius
atau pembengkakan (swelling) pada elemen bahan bakar. Batas atas
terantisipasi untuk deformasi yang diperkirakan mungkin terjadi harus
68
dievaluasi. Analisis ini harus didukung dengan data eksperimental atau
pengalaman iradiasi. Rancangan bahan bakar harus mempertimbangkan
persyaratan yang terkait dengan aspek pengelolaan elemen teriradiasi untuk
jangka panjang.
6.81. Semua konfigurasi teras reaktor yang diperkirakan dari teras awal hingga
teras setimbang untuk berbagai jadwal pengoperasian harus dipertimbangkan
dalam rancangan.
6.82. Teras reaktor (yaitu elemen bahan bakar, reflektor, geometri kanal
pendinginan, piranti iradiasi dan bagian penopang) harus dirancang untuk
mempertahankan seluruh parameter lebih rendah dari batas yang ditentukan
dalam semua keadaan operasional. Dalam rancangan harus disediakan sistem
pemantauan integritas bahan bakar. Jka terjadi kegagalan bahan bakar,
investigasi harus dilakukan untuk mengidentifikasi elemen bahan bakar yang
rusak. Batas yang diizinkan harus tidak terlampaui (lihat juga paragraf 7.96-
7.102) and jika perlu reaktor harus dipadamkan dan bahan bakar yang rusak
harus ditarik ke luar teras.
6.83. Teras reaktor harus dirancang sedemikian sehingga kerusakan bahan
bakar dalam kondisi DBA, jika terjadi, harus tetap dipertahankan dalam batas
yang dapat diterima.
6.84. Teras reaktor, termasuk elemen bahan bakar, mekanisme pengendalian
reaktivitas22 dan peralatan eksperimen, harus dirancang dan dibuat sedemikian
sehingga batas rancangan maksimum yang diizinkan yang ditetapkan untuk
semua kondisi operasi tidak dilampaui. Batas rancangan harus telah
mempertimbangkan marjin, misalnya marjin untuk ketidakpastian dan toleransi
rekayasa, yang tepat.
22 Mekanisme pengendalian reaktivitas adalah piranti dalam semua jenis untuk mengendalikan
reaktivitas, termasuk batang pengatur, batang atau pelat kendali, dan piranti untuk
mengendalikan ketinggian moderator.
69
6.85. Teras reaktor harus dirancang sedemikian sehingga reaktor dapat
dipadamkan, didinginkan dan dijaga dalam kondisi subkritis dengan marjin yang
memadai untuk kondisi operasi dan DBA. Keadaan reaktor harus dikaji untuk
kondisi BDBA terseleksi.
6.86. Jika memungkinkan, rancangan teras reaktor perlu memanfaatkan
karakteristik keselamatan melekat untuk meminimumkan konsekuensi kondisi
kecelakaan (yang diakibatkan oleh transien dan instabilitas).
Sistem Kendali Reaktivitas
6.87. Tersedianya reaktivitas negatif yang cukup dalam alat pengendali
reaktivitas harus dipertimbangkan untuk menjamin reaktor dapat dibawa ke
kondisi subkritis dan dipertahankan dalam keadaan subkritis dalam semua
keadaan operasional dan kondisi DBA. Reaktivitas negatif tersebut harus
mempertimbangkan pula adanya peralatan eksperimen yang memberikan
kontribusi reaktivitas positif tertinggi. Desain pengendali reaktivitas juga harus
mempertimbangkan keusangan dan efek iradiasi, seperti fraksi bakar,
perubahan sifat fisika dan produksi gas.
6.88. Laju pertambahan reaktivitas positif maksimum yang diizinkan oleh sistem
kendali reaktivitas atau oleh sebuah eksperimen harus ditentukan dan harus
dibatasi pada nilai yang dijustifikasi dalam LAK.
6.89. Harus ditunjukkan dalam rancangan bahwa sistem pengendali reaktivitas
akan berfungsi secara baik dalam semua kondisi operasi dan terjaga
kemampuan pemadamannya dalam kondisi DBA, termasuk dalam hal
kegagalan sistem itu sendiri.
Sistem Pemadaman Reaktor
6.90. Paling tidak satu sistem pemadaman otomatik harus dimasukkan dalam
desain. Adanya sistem pemadaman kedua yang independen mungkin
70
diperlukan, tergantung pada karakteristik reaktor dan harus dipertimbangkan
secara serius.
6.91. Efektivitas, kecepatan tindak dan marjin pemadaman23 sistem
pemadaman reaktor harus sedemikian sehingga batas dan kondisi yang
ditentukan dapat dipenuhi.
6.92. Tidak ada satu kegagalan tunggal pun dalam sistem pemadaman yang
mampu mencegah sistem memenuhi fungsi keselamatannya ketika diperlukan
(misalkan dengan batang kendali yang paling reaktif terkunci pada posisi
tertarik penuh dari teras).
6.93. Satu atau lebih sistem yang dipicu secara manual untuk keperluan
pemadaman darurat mungkin juga diperlukan dan ini harus didasarkan pada
pertimbangan matang.
6.94. Instrumentasi harus disediakan dan pengujian harus dilakukan untuk
menjamin bahwa cara pemadaman selalu dalam keadaan siaga pada suatu
kondisi reaktor. Untuk sistem kendali reaktivitas digital berbasis komputer,
verifikasi dan validasi perangkat lunaknya harus dilakukan.
Sistem Proteksi Reaktor
6.95. Sistem proteksi reaktor harus dirancang untuk bekerja secara otomatik
dan independen terhadap sistem yang lain. Sebagai tambahan, sinyal trip
reaktor manual harus disediakan sebagai input untuk sistem proteksi reaktor.
23 Marjin pemadaman adalah reaktivitas negatif yang diberikan sebagai tambahan reaktivitas
negatif yang diperlukan untuk mempertahankan reaktor dalam kondisi subkritis tanpa batas
waktu, dengan piranti kendali paling reaktif dipindahkan dari teras dan dengan semua
eksperimen yang dapat dipindah atau diubah selama operasi dalam kondisi mereka yang paling
reaktif.
71
6.96. Sistem proteksi reaktor harus mampu memicu secara otomatik tindakan
protektif yang diperlukan untuk keseluruhan rentang kejadian awal terpostulasi
dengan tujuan menghentikan kejadian tersebut secara aman. Kesalahan fungsi
(kegagalan tunggal) bagian dari sistem perlu dipertimbangkan dalam
memperkirakan kemampuan sistem. Dalam beberapa kasus, tindakan operator
secara manual mungkin dapat dipertimbangkan sebagai cukup andal jika
kondisi berikut dipenuhi:
(a) tersedia waktu yang cukup;
(b) informasi telah diproses dan ditampilkan secara tepat;
(c) diagnosis sederhana dan tindakan telah didefinisikan secara jelas;
(d) operator tidak terbebani secara berlebihan.
6.97. Perlu dipertimbangkan kemampuan untuk menginisiasi pemadaman
reaktor dari sebuah lokasi yang jauh.
6.98. Sistem proteksi reaktor harus dirancang dengan cara yang sedemikian
sehingga tindakan otomatik yang diperlukan, sekali diinisiasi, tidak ada tindakan
manual yang dapat membatalkan atau menghalanginya dan tidak ada tindakan
manual yang diperlukan dalam periode pendek menyusul sebuah kecelakaan.
Tindakan protektif, sekali dipicu secara otomatik oleh sistem proteksi reaktor,
harus diproses hingga selesai. Tindakan otomatik oleh sistem proteksi reaktor
seperti tersebut harus tidak dapat kembali-sendiri (self-resetting) dan
pengembalian ke operasi harus dilakukan secara sengaja oleh tindakan
operator.
6.99. Kemungkinan pelangkaun saling-kunci dan trip sistem proteksi reaktor
harus dievaluasi secara hati-hati dan cara yang tepat untuk melindungi sistem
saling-kunci dan trip yang penting untuk keselamatan dariterlangkaui secara
tidak sengaja harus disiapkan.
6.100. Rancangan sistem proteksi raktor harus menggunakan prinsip
redundansi dan independensi yang cukup untuk menjamin bahwa tidak ada
kegagalan tunggal yang dapat mengakibatkan kehilangan sistem protektif
72
otomatik. Teknik perancangan seperti sifat gagal-aman dan keragaman harus
digunakan sepanjang dapat diterapkan untuk mencegah kehilangan fungsi
proteksi reaktor. Tindakan protektif otomatik yang tepat harus diinisiasi secara
otomatik.
6.101. Sistem proteksi reaktor harus dirancang untuk membawa reaktor ke
keadaan aman dan mempertahankannya dalam kondisi aman meskipun jika
sistem proteksi reaktor mengalami kegagalan sebab sama (misalkan kegagalan
perangkat keras atau kegagalan akibat penuaan atau faktor manusia).
6.102. Semua komponen sistem proteksi reaktor harus mampu diuji fungsinya.
6.103. Harus dijamin dalam rancangan bahwa set-points dapat ditetapkan
dengan marjin antara titik picu dan batas keselamatan sedemikian sehingga
tindakan yang dipicu oleh sistem proteksi reaktor akan dapat mengendalikan
proses sebelum batas keselamatan dicapai. Beberapa faktor yang perlu
dipertimbangkan dalam penetapan marjin adalah:
(a) akurasi instrumen;
(b) ketidakpastian dalam kalibrasi;
(c) penyimpangan instrumen;
(d) waktu tanggap sistem dan instrumen.
6.104. Jika sistem berbasis komputer digunakan untuk sistem proteksi reaktor,
persyaratan di bawah ini harus diterapkan:
(a) perangkat keras dan lunak berkualitas tinggi harus digunakan;
(b) proses pengembangan keseluruhan, termasuk pengendalian, pengujian
dan komisioning perubahan desain harus secara sistematik
didokumentasikan dan dapat ditinjau ulang;
(c) untuk memastikan keandalan sistem berbasis komputer, pengkajian
sistem tersebut harus dilakukan oleh ahli yang independen terhadap
perancang dan pemasoknya.
73
6.105. Bila integritas sistem berbasis komputer tidak dapat diperlihatkan
dengan tingkat kepercayaan tinggi, cara berbeda untuk menjamin pemenuhan
fungsi proteksi (misalkan dengan sistem analog) harus diberikan.
Sistem Pendingin Reaktor dan Sistem Terkait
Sistem Pendingin Reaktor
6.106. Sistem pendingin reaktor harus dirancang untuk menyediakan
pendinginan teras reaktor secara cukup dengan marjin yang dapat diterima dan
dibuktikan.
6.107. Sistem yang mengungkung pendingin reaktor harus dirancang untuk
memungkinkan dilakukannya pengujian dan inspeksi sehingga kemungkinan
kebocoran, keretakan yang dapat berkembang cepat dan rusak getas dapat
dideteksi. Pertimbangan harus diberikan pada rancangan untuk memperoleh
karakteristik yang menjamin propagasi keretakan yang lambat. Konsep multi
barier dapat diadopsi (misalkan, sistem pendinginan primer mungkin
dikungkung secara penuh dalam blok kolam atau dalam rancangan khusus
untuk mengatasi kebocoran yang mungkin).
6.108. Pada rancangan reaktor dengan pendingin air, perhatian khusus harus
ditujukan untuk mencegah ketaktergenangan teras. Fitur khusus, seperti
penetrasi di atas teras, lubang sifon atau sistem pengisolasi yang dapat
mencegah hilangnya pendingin dari teras, perlu digunakan. Rancangan dan
pembuatan sistem tersebut harus dijamin berkualitas tinggi dan ditambah
dengan kemudahan diinspeksi, diuji dan redundan.
6.109. Pembatas pendingin reaktor harus dirancang untuk memudahkan pra-
layan (pre-service) dan inspeksi dalam-layanan (in service) serta pengujian.
6.110. Jka sistem terpisah dikehendaki untuk pendinginan teras setelah reaktor
padam, sistem yang memadai dan andal, sebagai tambahan untuk sistem
pendinginan primer, harus disediakan untuk memindahkan panas residual.
74
6.111. Untuk sistem reaktor yang menggunakan flapper24 atau sistem ekivalen
untuk pendinginan sirkulasi alamiah, dan hal itu merupakan bagian dari sistem
keselamatan (atau dipertimbangkan sebagai fitur keselamatan terekayasa),
sejumlah piranti redundan harus digunakan (dalam penerapan kriteria
kegagalan tunggal), termasuk piranti untuk verifikasi fungsi dan memberikan
sinyal ke sistem proteksi reaktor.
6.112. Pendinginan reaktor jangka panjang harus disediakan dengan kinerja
perpindahan panas yang andal dari bahan bakar ke pembuangan panas akhir.
6.113. Jika sistem dua fluida yang beroperasi pada tekanan yang berbeda
dihubungkan, maka ada dua pilihan, yaitu keduanya harus dirancang untuk
bertahan pada tekanan lebih tinggi, atau kelengkapan harus disediakan untuk
menghilangkan kemungkinan tekanan rancangan sistem yang beroperasi pada
tekanan lebih rendah terlampaui, dalam asumsi terjadinya kegagalan tunggal.
6.114. Reaktor harus dilengkapi dengan sistem pemantauan dan pengendalian
sifat (misalnya pH dan konduktivitas) pendingan dan/atau moderator reaktor,
dan untuk memindahkan substansi radioaktif, termasuk produk fisi, dari
pendingin reaktor.
Sistem Pendinginan Teras Darurat
6.115. Jika dipersyaratkan, sistem pendinginan teras darurat harus disediakan
untuk mencegah kerusakan bahan bakar dalam kecelakaan kehilangan air
pendingin. Jenis kecelakaan apa yang harus ditangani oleh sistem pendinginan
teras darurat harus diidentifikasi dan dianalisis untuk memperlihatkan bahwa
sistem mampu memenuhi persyaratan tersebut.
24 Flapper adalah katup pasif yang membuka ketika aliran lebih rendah dari nilai yang
ditetapkan untuk memungkinkan pembentukan sirkuit sirkulasi alam dalam hal kehilangan aliran
paksa.
75
6.116. Sistem pendinginan darurat tersebut harus mampu mempertahankan
temperatur teras dalam batas-batas keselamatan yang diizinkan untuk jangka
waktu yang cukup panjang.
6.117. Sistem pendinginan teras darurat harus mampu mencegah kerusakan
yangsignifikan pada bahan bakar untuk rentang kecelakaan kehilangan air
pendingin yang ditetapkan dalam dasar rancangan (yaitu, pada kondisi DBA,
kerusakan bahan bakar dan pelepasan bahan radioaktif harus dijaga dalam
batas yang diizinkan). Prosedur khusus untuk pendinginan teras pada kondisi
BDBA harus dipertimbangkan.
6.118. Sistem pendinginan teras darurat harus dirancang dengan keandalan
yang cukup untuk memenuhi persyaratan pada paragraf 6.35-6.43. Sistem
harus dirancang sesuai funsi yang dikehendaki pada kejadian kegagalan
tunggal apa pun.
6.119. Sistem pendinginan teras darurat harus dirancang untuk memudahkan
inspeksi periodik komponen dan harus dirancang untuk kemudahan pengujian
fungsi dalam rangka verifikasi kinerja.
Pengungkungan
6.120. Cara-cara pengungkungan25 harus dirancang untuk menjamin bahwa
pelepasan bahan radioaktif (produk fisi dan produk aktivasi) menyusul sebuah
25 Pengungkungan adalah fungsi pengikatan bahan radioaktif dalam reaktor nuklir sehingga
mencegah atau memitigasi pelepasannya secara tak dikehendaki. Pengungkungan adalah satu
fungsi keselamatan dasar yang dipersyaratkan untuk memenuhi dalam mode operasi normal,
kejadian operasional terantisipasi, kecelakaan dasar rancangan dan, sejauh dapat
dipraktekkan, dalam kecelakaan di luar dasar rancangan (lihat pustaka [22], paragraf 4.6).
Fungsi pengungkungan pada umumnya dipenuhi oleh beberapa barier mengitari bagian utama
reaktor nuklir yang berisi bahan radioaktif (lihat paragraf 2.19, 6.6). Untuk reaktor riset, gedung
reaktor adalah barier terakhir untuk menjamin pengungkungan. Pertimbangan dapat diberikan
pada penggunaan struktur lain (misalkan blok reaktor dalam reaktor riset tertutup penuh) untuk
memberikan pengungkungan yang secara teknis layak. Untuk kebanyakan rancangan reaktor
76
kecelakaan yang melibatkan kerusakan teras, tidak melampaui batas yang
dapat diterima. Cara pengungkungan ini dapat berupa barier fisik yang
menyelubungi bagian utama reaktor riset yang berisi bahan radioaktif. Barier
fisik seperti itu harus dirancang agar mampu mencegah atau memitigasi
pelepasan bahan radioaktif tak terencana baik dalam kondisi operasi maupun
DBA. Pada umumnya, termasuk dalam sistem pengungkungan ini adalah
gedung reaktor dan item yang lain. Item yang lain tersebut dapat berupa sumur
atau tangki penampung luapan, sistem ventilasi darurat biasanya dengan
filtrasi, piranti isolasi pada tempat penetrasi barier, dan satu titik pelepasan
yang biasanya pada bagian yang ditinggikan.
6.121. Cara-cara pengungkungan harus dirancang dengan keandalan yang
cukup untuk memenuhi persyaratan dalam paragraf 6.32-6.34.
6.123. Agar pengungkung berfungsi secara benar, tekanan di dalam barier
harus ditetapkan pada tingkat yang akan mencegah pelepasan bahan radioaktif
tak terkendali ke lingkungan. Pada penetapan tekanan ini, variasi kondisi
atmosfer (misalkan kecepatan angin dan tekanan atmosfer) harus
dipertimbangkan.
6.124. Dalam rancangan cara pengungkungan, pengaruh kondisi ekstrim
(misalkan ledakan dalam barier) dan kondisi lingkungan akibat kecelakaan,
termasuk kondisi yang timbul dari kejadian eksternal dan internal didaftar pada
Lampiran, sejauh itu relevan (misalkan kondisi kebakaran dan kenaikan
tekanan yang mengikuti) harus dipertimbangkan sesuai dengan dasar
rancangan.
6.125. Barier harus dirancang dengan marjin yang tepat untuk tekanan tertingi
yang diperkirakan melalaui hitungan dan beban temperatur pada kondisi DBA.
nuklir besar, struktur kuat yang melingkupi reaktor adalah barier terakhir yang memberikan
pengungkungan. Struktur seperti itu disebut struktur sungkup atau secara singkat sungkup.
Sungkup juga melindungi reaktor dari kejadian eksternal dan memberikan perisai radiasi dalam
keadaan normal dan kecelakaan.
77
6.126. Setiap penetrasi yang melalui barier harus mampu ditutup secara
otomatik dan andal jika kondisi DBA berlangsung (termasuk kondisi-kondisi
yang mengakibatkan kenaikan tekanan), sehingga kebocoran dari barier dapat
dikendalikan untuk mencegah pelepasan bahan radioaktif ke lingkungan.
6.127. Kelengkapan yang memungkinkan pengujian kinerja awal dan periodik
dengan tujuan pemeriksaan laju kebocoran udara dan kinerja operasional
sistem ventilasi harus dimasukkan dalam rancangan.
6.128. Ketika pengungkungan bergantung pada efisiensi filter, perlengkapan
harus disediakan untuk pengujian periodik efisiensi filter secara in-situ
6.129. Untuk struktur dan komponen yang melaksanakan fungsi
pengungkungan, penutup atau pelapisannya harus dipilih secara selektif dan
metode penerapannya harus dipastikan untuk menjamin pemenuhan fungsi
keselamatannya dan meminimumkan interferensi dengan fungsi keselamatan
yang lain dalam hal penutup atau pelapis tersebut rusak.
6.130. Untuk reaktor riset yang memiliki bahaya potensial lebih besar,
pertimbangan harus diberikan pada kelengkapan struktur pengungkung untuk
menjamin bahwa dalam kondisi DBA, termasuk kejadian internal dan eksternal,
setiap pelepasan bahan radioaktif akan dijaga lebih rendah dari batas yang
diizinkan. Prosedur khusus harus disiapkan untuk mitigasi konsekuensi BDBA
terseleksi.
Peralatan Eksperimental
6.131. Peralatan eksperimen harus dirancang sedemikian sehingga tidak
memberi pengaruh buruk bagi keselamatan reaktor dalam setiap keadaan
operasi. Secara khusus, peralatan eksperimen harus dirancang sedemikian
sehingga operasi atau kegagalannya tidak akan berakibat pada perubahan
reaktivitas reaktor yang tidak dapat diterima, pada pengurangan kapasitas
pendinginan atau pada paparan radiasi yang tidak dapat diterima.
78
6.132. Dasar rancangan jarus ditetapkan untuk setiap piranti eksperimental baik
yang terkait langsung maupun tidak dengan reaktor. Timbunan bahan radioaktif
di dalam piranti eksperimen dan juga potensi pembangkitan atau pelepasan
energi harus dipertimbangkan. Analisis keselamatan juga harus dilakukan,
termasuk analisis kerusakan yang menyebabkan kerusakan piranti eksperimen
oleh kejadian awal terpostulasi pada reaktor.
6.133. Jika piranti keselamatan disambungkan dengan sistem proteksi reaktor,
piranti tersebut harus dirancang untuk mempertahankan kualitas sistem
proteksi reaktor. Kemungkinan interaksi yang bersifat merusak harus dikaji.
6.134. Jika diperlukan untuk keselamatan reaktor dan keselamatan eksperimen,
rancangan harus menyiapkan sistem pemantauan parameter eksperimen yang
tepat di ruang kendali dan harus mencakup fitur keselamatan spesifik, jika
perlu, untuk sistem reaktor, untuk alat eksperimen dan untuk fasilitas terkait
yang lain, seperti ruang perlindungan yang berisi peralatan eksperimental yang
menyimpan sejumlah energi.
6.135. Persyaratan untuk penggunaan yang aman dari peralatan eksperimen
dan persyaratan untuk memutuskan peralatan dan eksperimen mana yang
harus disampaikan ke badan pengawas harus dimasukkan dalam BKO. Kondisi
batas dan BKO untuk keselamatan operasi (lihat paragraf 7.35) harus disiapkan
dan disatukan secara tepat dalam BKO reaktor riset. Rencana dekomisioning
awal harus disiapkan. Panduan lanjut tentang keselamatan piranti
eksperimental diberikan dalam pustaka [15].
Instrumentasi dan Kendali
6.136. Reaktor harus dilengkapi dengan instrumentasi yang cukup untuk
memantau operasi dan sistem proses dalam operasi normal serta merekam
semua variabel yang penting untuk keselamatan. Selain itu, reaktor harus
dilengkapi dengan pengendali yang tepat, baik manual maupun otomatik, untuk
mempertahankan parameter dalam rentang operasi yang telah ditentukan.
79
Reaktor juga harus dilengkapi dengan indikator yang cukup dan instrumen
perekam untuk memantau parameter reaktor terpenting selama dan menyusul
kejadian operasi terantisipasi atau bahkan DBA. Instrumentasi ini juga harus
memadai untuk keperluan tanggap darurat.
6.137. Seleksi dan penataan instrumentasi dan cara tampilan harus dirancang
dengan pertimbangan prinsip ergonomik, untuk memungkinkan operator
memahami informasi dan mengambil tindakan keselamatan yang tepat,
sehingga mengurangi kemungkinan kesalahan operator. Pengaturan letak pada
umumnya dipusatkan pada suatu ruang kendali utama dilengkapi dengan
peralatan tepat. Tindakan yang tepat harus diambil untuk melindungi penghuni
ruang kendali ini selama kejadian operasional terantisipasi dan kecelakaan.
6.138. Jika rancangan sedemikian sehingga sistem yang penting untuk
keselamatan tergantung pada kinerja sistem berbasis komputer, standar dan
praktek yang tepat untuk pengujian dan pengembangan perangkat keras dan
lunak harus ditetapkan dan diadopsi sepanjang masa hidup sistem. Untuk
sistem instrumentasi dan kendali digital berbasis komputer, verifikasi, validasi
dan pengujian perangkat lunak harus dimungkinkan untuk dilakukan.
6.139. Tingkat keandalan yang disyaratkan harus sesuai dengan keutamaan
keselamatan sistem. Tingkat keandalan yang disyaratkan harus dicapai dengan
suatu strategi yang komprehensif yang menggunakan berbagai cara (termasuk
rejim analisis dan pengujian yang efektif) pada tiap tahap pengembangan
sistem dan strategi validasi untk memastikan bahwa persyaratan rancangan
sistem telah terpenuhi. Kondisi penggunaan peralatan dan penyimpanannya
serta efek faktor lingkungan (misalkan kelembaban, temperatur ekstrim, medan
elektromagnetik) harus dipertimbangkan dalam analisis keandalan.
6.140. Tingkat keandalan yang diasumsikan dalam analisis keselamatan untuk
sistem berbasis komputer harus mencakup konservatisme untuk
mengkompensasi kompleksitas melekat teknologi dan konsekuensi kesulitan
dalam analisis.
80
6.141. Dalam rancangan sistem instrumentasi dan kendali, kelengkapan harus
disediakan untuk startup sumber neutron dan instrumentasi yang didedikasikan
untuk startup pada saat sistem dibutuhkan. Persyaratan ini harus dipenuhi
untuk semua aktivitas komisioning dan setelah pemadaman yang panjang.
6.142. Sistem alarm audio dan visual harus disediakan untuk indikasi dini
perubahan kondisi operasi reaktor yang dapat mempengaruhi keselamatannya.
6.143. Rancangan harus mencakup perlengkapan secukupnya untuk inspeksi,
pengujian dan perawatan instrumentasi terkait keselamatan.
6.144. Jika dirasa perlu, ruang kendali tambahan yang terpisah dan independen
secara fungsi dari ruang kendali utama harus dibuat dimana staf dapat
mengoperasikan reaktor dalam kejadian darurat. Informasi tentang parameter
yang penting dan kondisi radiologis dalam fasilitas serta lingkungannya harus
disediakan dalam ruang kendali tambahan. Sistem yang dirancang untuk tujuan
tersebut harus dipertimbangkan sebagai sistem terkait keselamatan..
Sistem Proteksi Radiasi
6.145. Sistem proteksi radiasi harus disediakan dalam fasilitas reaktor riset
untuk menjamin pemantauan yang mencukupi baik pada kondisi operasi, DBA
maupun bahkan BDBA, yang mencakup:
(a) alat ukur laju dosis stasioner untuk memantau laju radiasi lokal di tempat
yang secara rutin ditempati oleh pekerja dan di tempat lain (misalkan
tabung berkas) dimana tingkat radiasi dapat sering berubah.
(b) Alat ukur laju dosis radiasi stasioner untuk mengindikasikan tingkat
radiasi secara umum di beberapa tempat yang tepat dalam hal kejadian
operasi terantisipasi, DBA dan, sepanjang dapat dipraktekkan, BDBA.
(c) Pemantau untuk mengukur aktivitas radioaktif di atmosfer di area yang
secara rutin dihuni oleh pekerja dan di tempat dimana tingkat aktivitas
radioaktif di udara dapat mencapai batas yang memerlukan tindakan
protektif.
81
(d) Peralatan dan laboratorium stasioner untuk menentukan konsentrasi
radionuklida tertentu dalam sistem proses fluida dan di dalam sampel
gas dan cairan yang diambil dari fasilitas reaktor riset atau lingkungan di
sekitar reaktor dalam kondisi operasi, DBA atau BDBA.
(e) Peralatan stasioner untuk memantau efluen sebelum atau selama
pelepasannya ke lingkungan.
(f) Piranti untuk mengukur kontaminasi radioaktif permukaan.
(g) Instalasi dan peralatan yang diperlukan untuk mengukur dosis dan
kontaminasi pekerja.
(h) Pemantau radiasi di pintu masuk dan titik keluar-masuk yang lain dari
fasilitas untuk bahan radioaktif yang dipindahkan dari gedung reaktor
tanpa izin atau oleh kontaminasi tak dikehendaki.
6.146. Seperti disyaratkan, instrumentasi disebutkan di atas harus digunakan
untuk memberikan indikasi di dalam ruang kendali dan posisi pengendalian
yang tepat dalam semua keadaan operasional, DBA dan BDBA.
6.147. Tindakan harus diambil untuk mencegah penyebaran kontaminasi
radioaktif dengan cara sistem pemantauan yang memadai (lihat juga paragraf
7.72-7.78).
6.148. Sebagai tambahan untuk pemantauan di dalam fasilitas, jika diperlukan,
dipasang juga sistem pemantauan di perbatasan fasilitas untuk menentukan
konsekuensi radiologi ke lingkungan.
Sistem Penyimpanan dan Penanganan Bahan Bakar
6.149. Rancangan reaktor riset harus mencakup perlengkapan untuk
penanganan dan penyimpanan bahan bakar segar dan teriradiasi secara aman.
6.150. Rancangan harus menyediakan tempat penyimpanan yang sesuai
dengan jumlah bahan bakar bekas yang harus ditampung. Hal ini harus sesuai
dengan program manajemen teras dan pemindahan bahan bakar dari fasilitas
serta harus sesuai pula dengan persyaratan yang ditetapkan pada paragraf
82
6.154, dan kondisi batas terdokumentasi untuk operasi aman dan pengujian
periodik seperti yang ditetapkan pada BKO dan LAK (lihat paragraf 7.35).
6.151. Rancangan harus mencakup kelengkapan untuk pengambilan bahan
bakar dari teras secara aman pada setiap saat.
6.152. Implikasi penyimpanan bahan bakar teriradiasi jangka panjang harus
dipertimbangkan dalam rancangan.
6.153. Sistem penanganan dan penyimpanan bahan bakar segar dan teriradiasi
(bekas) harus dirancang untuk:
(a) mencegah timbulnya kritikalitas yang tak dikehendaki;
(b) memungkinkan proses inspeksi dan pengujian periodik;
(c) meminimalkan kehilangan atau kerusakan bahan bakar;
(d) mencegah jatuhnya benda berat yang tak dikehendaki di atas bahan
bakar;
(e) memungkinkan penyimpanan bahan bakar yang rusak;
(f) menyediakan sistem proteksi radiasi;
(g) menyediakan fasilitas untuk memantau kondisi kimiawi dan aktivitas
medium penyimpanan;
(h) menyediakan proteksi fisik terhadap tindak pencurian dan sabotase;
(i) mencegah beban tegangan pada bahan bakar dengan tingkat yang tidak
dapat diterima;
(j) mengidentifikasi setiap elemen bahan bakar.
6.154. Sistem penanganan dan penyimpanan bahan bakar teriradiasi harus
dirancang dengan mempertimbangkan kecukupan pengambilan panas baik
dalam kondisi operasi normal maupun DBA.
Sistem Pasokan Daya Listrik
6.155. Dasar untuk sistem catu daya normal dan darurat harus ditentukan.
Ketersediaan sistem pasokan daya listrik yang andal untuk fungsi-fungsi
83
penting (misalkan sistem proteksi reaktor, sistem pendinginan, sistem proteksi
radiasi, komunikasi, proteksi fisik, sistem instrumentasi, penerangan darurat
dan ventilasi darurat) dalam kondisi DBA harus dicakup dalam dasar
rancangan.
6.156. Pertimbangan harus diberikan terhadap kebutuhan pasokan daya tak
terputus.
6.157. Ketersediaan sistem catu daya listrik darurat dengan keandalan yang
cukup harus dipertimbangkan untuk menjamin ketersediaan daya listrik darurat
ketika itu diperlukan untuk sistem yang penting bagi keselamatan.
6.158. Periode maksimum ketaktersediaan catu daya listrik AC dan DC harus
ditentukan dan dibuktikan bahwa hal itu dapat diterima.
6.159. Dalam rancangan sistem catu daya listrik darurat, persyaratan beban
inisiasi berbagai item peralatan yang dilayani oleh sistem harus diperhitungkan.
6.160. Cara yang tepat untuk menguji kemampuan fungsi sistem catu daya
listrik darurat harus diberikan dalam rancangan.
6.161. Dalam pemilihan ataupun pembuatan jalur kabel listrik, mekanisme
kegagalan sebab-sama seperti kebakaran atau interferensi listrik harus
dipertimbangkan, dan solusi yang tepat (seperti redundansi, pemisahan atau
pemilihan bahan yang tepat) harus diadopsi dalam rancangan.
Sistem Limbah Radioaktif
6.162. Rancangan dan operasi (lihat paragraf 7.104) reaktor riset harus
sedemikian sedemikian sehingga dapat meminimalkan pembangkitan limbah
radioaktif. Sistem pengolahan limbah radioaktif harus mencakup perlengkapan
pemantauan dan pengendalian untuk mempertahankan pelepasan bahan
radioatif serendah yang dapat dicapai secara masuk akal dan lebih rendah dari
batas yang diizinkan.
84
6.163. Perlengkapan untuk mengurangi paparan radiasi ke pekerja dan ke
lingkungan, misalnya sistem peluruhan dan perisai radiasi, harus
dipertimbangkan dalam rancangan.
6.164. Cara yang tepat untuk mengukur pembuangan ke lingkungan, seperti
sistem sampling dan pemantauan efluen radioaktif, harus dipertimbangkan
dalam rancangan
6.165. Cara-cara untuk penanganan, pengumpulanm oemrosesan,
penyimpanan, pengambilan daei tapak dan pembuangan limbah radioaktif,
sesuai dengan keperluan, harus disediakan dalam rancangan. Jika limbah
radioaktif cair yang harus ditangani, kelengkapan harus tersedia untuk
pendeteksian kebocoran dan pengambilan kembali limbah.
6.166. Sistem untuk penanganan limbah radioaktif padat atau terkonsentrasi,
termasuk penyimpanan di dalam tapak untuk periode waktu yang masuk akal,
harus diberikan dalam rancangan.
Gedung dan Struktur
6.167. Gedung dan struktur yang penting dalam hubungannya dengan
keselamatan harus dirancang untuk semua kondisi operasi reaktor, termasuk
DBA dan jika mungkin BDBA. Meskipun demikian, item-item ini mungkin
merupakan fitur keselamatan terekayasa yang harus memenuhi persyaratan
khusus seperti disebutkan pada paragraf 6.32-6.34.
6.168. Gedung dan struktur yang penting untuk keselamatan juga harus
dirancang sehingga dapat mempertahankan tingkat radiasi dan pelepasan
radioaktif di dalam dan luar-tapak serendah mungkin dan tetap lebih rendah
dari batas yang diizinkan dalam keadaan operasional dan DBA.
6.169. Persyaratan derajat ketakbocoran/kekedapan gedung reaktor atau
gedung dan struktur lain yang berisi bahan radioaktif dan persyaratan untuk
85
sistem ventilasi harus ditentukan sesuai dengan hasil analisis keselamatan
reaktor dan penggunaannya.
Sistem Bantu
6.170. Kegagalan sistem bantu apa pun, meskipun sistem ini bukan merupakan
bagian penting dari keselamatan, harus tidak mengacaukan keselamatan
reaktor. Tindakan yang memadai harus diambil untuk mencegah pelepasan
bahan radioaktif ke lingkungan dalam kejadian kegagalan setiap sistem bantu
yang berisi bahan radioaktif.
6.171. Dimana perlu untuk keselamatan reaktor riset dan fasilitas terhubung,
kelengkapan sistem komunikasi yang memadai diperlukan.
7. OPERASI26
KELENGKAPAN ORGANISASI
Struktur dan Tanggung Jawab Organisasi Pengoperasi
7.1. Organisasi pengoperasi harus membentuk struktur manajemen reaktor
riset yang tepat dan harus menyediakan semua keperluan infrastruktur untuk
pelaksanaan operasi reaktor. Organisasi untuk operasi reaktor (manajemen
26 Operasi mencakup semua aktivitas yang dilakukan untuk mencapai tujuan perancangan dan
konstruksi atau modifikasi suatu reaktor riset nuklir. Hal ini mencakup: perawatan, pengujian,
dan inspeksi; penanganan bahan bakar dan bahan radioaktif, termasuk produksi radioisotop;
pemasangan, pengujian dan operasi piranti eksperimental; penggunaan berkas neutron;
penggunaan sistem reaktor riset untuk penelitian dn pengembangan dan pendidikan dan
pelatihan; dan aktivitas terkait lain.
86
reaktor27) harus mencakup manajer reaktor dan personil pengoperasi.
Organisasi pengoperasi harus menjamin bahwa semua kelengkapan yang
dibutuhkan untuk semua fungsi yang berhubungan dengan operasi dan
penggunaan fasilitas reaktor riset secara aman, seperti inspeksi, pengujian dan
perawatan periodik, proteksi radiasi, jaminan kualitas dan layanan pendukung
yang sesuai.
7.2. Organisasi pengoperasi harus bertanggung jawab secara keseluruhan
terhadap keselamatan reaktor riset, yang harus tidak didelegasikan. Manajer
reaktor harus memiliki tanggung jawab langsung dan kewenangan yang
diperlukan untuk operasi reaktor riset secara aman. Meskipun demikian, badan
pengawas harus memegang kewenangan untuk melarang aktivitas tertentu
atau untuk mensyaratkan pertimbangan ulangnya jika hal itu memang
dipandang perlu. Untuk itu, sistem untuk tinjau ulang dan pelaporan kejadian
abnormal harus dibentuk.
7.3. Organisasi pengoperasi harus menetapkan fungsi dan tanggung jawab
posisi-posisi kunci dalam organisasi untuk operasi reaktor. Khususnya,
organisasi pengoperasi harus membentuk jalur otoritas dan komunikasi secara
jelas antara manajer reaktor, panitia keselamatan, kelompok proteksi radiasi,
kelompok perawatan, personil jaminan kualitas dan pelaksana eksperimen.
7.4. Organisasi pengoperasi harus menentukan posisi staf yang mensyaratkan
lisensi atau sertifikat dan harus memberikan pelatihan yang memadai sesuai
dengan persyaratan badan pengawas (lihat juga paragraf 7.11-7.27).
Khususnya, manajer reaktor, supervisor dan operator reaktor harus memegang
lisensi atau sertifikat yang dikeluarkan oleh otoritas yang tepat.
7.5. Organisasi pengoperasi harus menetapkan dan menerapkan program
proteksi radiasi untuk menjamin bahwa semua aktivitas yang melibatkan
paparan radiasi atau potensi paparan telah direncanakan, disupervisi dan
27 Manajemen reaktor terdiri dari anggota organisasi pengoperasi yang memiliki tanggung
jawab dan otoritas untuk mengendalikan fasilitas operasi reaktor riset.
87
dijalankan untuk mencapai tujuan yang disebutkan pada paragraf 7.93-7.107.
Secara khusus, organisasi pengoperasi harus menjamin bahwa tindakan yang
mencukupi tersedia untuk memberikan perlindungan terhadap bahaya radiasi
yang timbul dari proyek penggunaan atau modifikasi reaktor (lihat juga paragraf
7.42-7.50).
7.6. Organisasi pengoperasi harus memegang tanggung jawab keseluruhan
untuk penyiapan dan penyelesaian secara memuaskan program komisioning
(lihat paragraf 7.42-7.50).
7.7. Organisasi pengoperasi harus menyiapkan dan mengeluarkan spesifikasi
dan prosedur, khususnya untuk pengadaan, pemuatan, pemanfaatan,
pengambilan, penyimpanan, pemindahan dan pengujian bahan bakar,
komponen teras dan bahan fisil segar atau teriradiasi.
7.8. Dalam tahap pengoperasian reaktor riset, organisasi pengoperasi harus
mengenal dengan baik proyek dekomisioning pada reaktor sejenis untuk
memudahkan pengkajian kompleksitas dan biaya dekomisioning akhir
reaktornya sendiri. Sebelum dekomisioning, organisasi pengoperasi harus
menyiapkan rencana rinci untuk menjamin keselamatan selama dekomisioning
nantinya.
7.9. Organisasi pengoperasi harus menyiapkan laporan rangkuman periodik
yang berisi tentang hal-hal yang berhubungan dengan keselamatan seperti
disyaratkan oleh badan pengawas dan harus menyampaikan laporan tersebut
ke panitia keselamatan dan ke badan pengawas.
7.10. Organisasi harus bertanggungjawab untuk menjamin hal-hal berikut:
(a) Rancangan yang memungkinkan reaktor riset dioperasikan secara aman
dan reaktor dibangun sesuai dengan rancangan yang telah disetujui.
(b) LAK disiapkan dan dipertahankan terkini.
(c) Proses komisioning membuktikan bahwa persyaratan perancangan telah
dipenuhi.
88
(d) Program proteksi radiasi disusun dan diterapkan.
(e) Prosedur kedaruratan telah ditetapkan dan diterapkan.
(f) Reaktor riset selalu dioperasikan dan dirawat sesuai dengan persyaratan
keselamatan oleh personil terkualifikasi secara tepat dan personil yang
berpengalaman.
(g) Personil dengan tanggung jawab terkait dengan pengoperasian yang
aman telah dilatih secara mencukupi, dan program pelatihan dan
penyegaran ditetapkan, diterapkan dan dijaga tetap terkini serta secara
periodik dikaji ulang untuk verifikasi efektivitasnya (lihat juga paragraf
7.27-7.28).
(h) Fasilitas dan layanan tersedia secara cukup selama operasi.
(i) Informasi tentang kejadian yang dapat dilaporkan, termasuk setiap
pengkajian kejadian itu dan tindakan perbaikan yang dimaksudkan,
disampaikan ke badan pengawas.
(j) Budaya keselamatan ditumbuhkembangkan dalam organisasi untuk
menjamin bahwa sikap personil dan tindakan serta interaksi semua
individu dan organisasi benar-benar kondusif untuk operasi yang aman
(lihat paragraf 2.11-2.14).
(k) Program jaminan kualitas (lihat catatan kaki 14) yang tepat tersedia dan
diterapkan (lihat paragraf 2.21 dan 4.5-4.13).
(l) Manajemen reaktor diberi kewenangan dan sumber daya yang cukup
untuk dapat memenuhi tugasnya secara efektif.
(m)Reaktor riset dioperasikan dan dipertahankan sesuai BKO dan prosedur
operasi (lihat paragraf 7.29-7.41 dan 7.51-7.55).
(n) Bahan fisil dan radioaktif yang digunakan atau dibangkitkan harus
terkendali.
(o) Pengalaman operasi, termasuk pengalaman operasi pada reaktor yang
mirip, secara hati-hati dipelajari untuk mengetahui tanda-tanda pemicu
kecenderungan ke kondisi yang berlawanan dengan keselamatan,
sehingga tindakan perbaikan dapat dilakukan sebelum kondisi buruk
yang lebih serius muncul dan pengulangan kejadian dapat dicegah.
Personil Pengoperasi
89
7.11. Organisasi pengoperasi harus menunjuk tanggung jawab langsung dan
kewenangan operasi reaktor yang aman kepada manajer reaktor. Tugas utama
manajer reaktor harus mencakup pengejawantahan tanggung jawab tersebut
(lihat paragraf 7.2). Manajer reaktor harus memiliki tanggung jawab
keseluruhan untuk semua aspek operasi, inspeksi, pengujian dan perawatan
periodik serta penggunaan dan modifikasi reaktor.
7.12. Manajer reaktor harus secara jelas mendokumentasikan tugas, tanggung
jawab, pengalaman diperlukan dan persyaratan pelatihan untuk personil
pengoperasi, dan jalur komunikasinya. Personil lain yang terlibat dalam operasi
atau pemanfaatan reaktor (misalkan personil pendukung teknis dan pelaksana
eksperimen) harus juga memiliki tugas, tanggung jawab dan jalur komunikasi
yang terdokumentasi secara jelas.
7.13. Manajer reaktor harus menentukan persyaratan minimum untuk
rekruitmen personil dengan berbagai disiplin yang diperlukan untuk
keselamatan operasi pada semua kondisi operasi reaktor. Persyaratan ini
termasuk jumlah personil dan tugasnya. Personil yang diberi tugas sebagai
supervisi langsung trhadap operasi harus secara jelas diidentifikasi setiap saat.
Ketersediaan staf yang akan diperlukan untuk berperan pada saat kondisi
kecelakaan juga diidentifikasi.
7.14. Manajer reaktor harus bertanggung jawab dalam menjamin bahwa
personil yang dipilih untuk operasi reaktor telah diberi pelatihan dan
penyegaran yang diperlukan untuk operasi yang aman dan efisien dan
pelatihan dan penyegaran tersebut dievaluasi secara benar. Harus ada
pelatihan yang diikuti yan gberhubungan dengan prosedur baik dalam kondisi
operasional maupun kecelakaan (lihat paragraf 7.51-7.55).
7.15. Meskipun telah ada personil proteksi radiasi independen (lihat paragraf
7.22), personil pengoperasi, termasuk personil pendukung teknis dan
pelaksana eksperimen, harus diberikan pelatihan proteksi radiasi yang sesuai.
90
7.16. Program rinci mengenai operasi reaktor dan eksperimen menggunakan
reaktor harus disiapkan sebelumnya dan harus disetujui oleh manajer reaktor.
7.17. Manajer reaktor harus bertanggung jawab atas aktivitas yang terkait
dengan manajemen teras, penanganan bahan bakar serta penanganan bahan
fisil lain.
7.18. Manajer reaktor harus secara periodik melakukan tinjau ulang atas
operasi reaktor, termasuk eksperimen, dan mengambil tindakan perbaikan yang
diperlukan dalam hal terjadi masalah yangteridentifikasi. Manajer reaktor harus
memperoleh saran dari panitia keselamatan atau harus mengundang penasihat
untuk meninjau ulang isu keselamatan penting yang muncul dalam komisioning,
operasi, inspeksi, pengujian dan perawatan periodik, dan modifikasi reaktor dan
eksperimen.
7.19. Personil pengoperasi harus mengoperasikan fasilitas sesuai dengan BKO
dan prosedur yang telah disetujui (lihat paragraf 7.29-7.41 dan 7.51-7.55).
Jumlah dan jenis personil pengoperasi yang diperlukan akan tergantung pada
aspek rancangan reaktor, seperti tingkat daya, siklus tugas dan penggunaan.
7.20. Setiap operator reaktor yang berlisensi atau yang memiliki kewenangan
harus memiliki kewenangan untuk memadamkan reaktor jika ada alasan
keselamatan.
7.21. Kelompok perawatan harus ditetapkan oleh organisasi pengoperasi untuk
menerapkan program inspeksi, pengujian dan perawatan periodik seperti
disebutkan pada paragraf 7.56-7.66. Pada beberapa reaktor riset, supervisor
dan operator reaktor dilatih untuk melakukan tugas ini.
Personil Proteksi Radiasi
7.22. Kelompok proteksi radiasi harus ditetapkan untuk menyiapkan dan
menerapkan program proteksi radiasi dan menyarankan kepada manajer
91
reaktor dan organisasi pengoperasi terhadap hal yang berhubungan dengan
proteksi radiasi. Hal ini didiskusikan pada paragraf 7.93-7.107.
Personil Pendukung Tambahan
7.23. Organisasi pengoperasi harus menyediakan personil teknis tambahan
seperti staf untuk pelatihan, staf keselamatan dan kimiawan reaktor.
7.24. Organisasi pengoeprasi harus mengatur penyediaan asistensi oleh
personil kontraktor sejauh diperlukan.
Panitia Keselamatan
7.25. Panitia Keselamatan yang bertugas memberikan pertimbangan kepada
manajer reaktor (lihat paragraf 4.15) harus memberikan penilaian terhadap
persoalan keselamatan yang disampaikan oleh manajer reaktor. Secara
khusus, Panitia Keselamatan harus melakukan tinjau ulang terhadap
kecukupan dan keselamatan eksperimen dan modifikasi yang diusulkan dan
harus memberikan rekomendasi tindakan kepada manajer reaktor. (Lihat juga
paragraf 4.15 dan 7.18)
7.26. Apapun pertimbangan Panitia Keselamatan, manajer reaktor (lihat
paragraf 7.15) harus memiliki kewenangan untuk menolak atau menunda
pelaksanaan eksperimen atau modifikasi yang oleh manajer reaktor dipandang
tidak aman dan harus menyampaikan usulan eksperimen tersebut ke otoritas
yang lebih tinggi untuk mendapatkan tinjau ulang tambahan.
PELATIHAN, PENYEGARAN DAN KUALIFIKASI
7.27. Program pelatihan dan penyegaran harus disiapkan dan diterapkan untuk
personil pengoperasi, termasuk manajer reaktor, supervisor, operator reaktor,
staf proteksi radiasi, personil perawatan, personil jaminan kualitas dan pekerja
lain yang bekerja di fasilitas reaktor riset. Pelatihan dan penyegaran reguler
92
harus disiapkan untuk meningkatkan pengetahuan dan kemampuan personil
secara kontinyu.
7.28. Prosedur untuk verifikasi efektivitas program pelatihan dan kualifikasi
harus disiapkan.
BATAS DAN KONDISI OPERASI
Umum
7.29. Sekumpulan BKO yang penting untuk keselamatan reaktor, termasuk
batas keselamatan, penetapan sistem keselamatan, kondisi pembatas untuk
operasi aman, persyaratan untuk inspeksi, penngujian dan perawatan berkala
dan persyaratan administratif lain, harus ditetapkan dan disampaikan ke badan
regulasi untuk dilakukan tinjau ulang dan kajian.
7.30. BKO tersebut harus digunakan untuk menyediakan kerangka kerja
operasi reaktor riset secara aman. BKO harus disiapkan untuk setiap tahap
dalam masa hidup reaktor (misalnya, komisioning dan operasi). Personil
pengoperasi harus memahami dengan baik BKO tersebut.
7.31. BKO harus dipilih secara memadai, ditetapkan secara jelas dan diuraikan
secara tepat (misalkan dengan menyatakan secara jelas, untuk setiap BKO,
tujuan keterpakaian dan spesifikasinya; yaitu batas yang ditetapkan dan
dasarnya). Pemilihan dan nilai BKO harus mengacu dalam LAK, pada
rancangan reaktor atau pada aspek yang terkait dengan tindak pengoperasian,
dan harus dapat diperlihatkan bahwa hal itu konsisten dengan LAK yang
mencerminkan status terkini reaktor.
Batas Keselamatan
7.32. Batas keselamatan harus ditentukan untuk menjaga integritas barier fisik
yang melindungi reaktor riset terhadap pelepasan bahan radioaktif tak
terkendali. Untuk banyak reaktor riset, barier fisik yang pertama dan utama
93
adalah kelongsong elemen bahan bakar. Untuk reaktor yang lain, barier fisik
utama adalah batas pendingin primer.
7.33. Batas keselamatan tersebut ditujukan untuk parameter yang penting
seperti temperatur dan variabel proses yang dapat diukur yang dapat
mempengaruhi integritas barier dan yang dapat dikendalikan.
Penetapan (Nilai Batas) Sistem Keselamatan
7.34. Untuk setiap parameter yang ditetapkan sebagai batas keselamatan dan
parameter terkait keselamatan lain yang penting, harus ada sistem yang
memantau parameter tersebut dan memberikan sinyal yang dapat digunakan
dalam mode otomatik untuk mencegah parameter tersebut melampaui batas
yang ditetapkan. Titik yang dipilih untuk sebagai saat dilakukannya tindakan
pencegahan itu dan mencerminkan marjin keselamatan minimum yang
diizinkan disebut sebagai nilai batas sistem keselamatan. Marjin keselamatan
tersebut akan memberikan kelonggaran untuk, di antaranya, karakteristik
transien sistem, waktu tanggap peralatan dan ketakakuratan alat pengukuran.
Kondisi Pembatas untuk Operasi yang Aman
7.35. Kondisi pembatas untuk operasi yang aman adalah kondisi yang
ditetapkan untuk menjamin bahwa ada marjin yang dapat diterima antara nilai
operasi normal dan nilai batas sistem keselamatan. Penentuan kondisi
pembatas untuk operasi yang aman ini dimaksudkan menghindari aktuasi
sistem keselamatan terlalu sering yang tak dikehendaki. Kondisi pembatas
operasi aman harus mencakup batas parameter operasi, persyaratan yang
terkait dengan peralatan dapat operasi minimum dan tingkat pekerja minimum
serta tindakan yang ditetapkan yang harus dilakukan oleh personil pengoperasi
untuk mempertahankan batas sistem keselamatan.
Persyaratan Untuk Inspeksi, Pengujian Periodik dan Perawatan
94
7.36. Persyaratan untuk frekuensi dan lingkup inspeksi, pengujian dan
perawatan periodik, pemeriksaan kemampuoperasian, dan kalibrasi semua item
yang penting dalam keselamatan untuk menjamin kesesuaian dengan nilai
batas sistem keselamatan dan kondisi pembatas untuk operasi aman, harus
ditetapkan.
7.37. Persyaratan untuk inspeksi, pengujian dan perawatan periodik tersebut
harus mencakup spesifikasi yang menyatakan secara jelas tentang
kemamputerapan, frekuensi kinerja dan deviasi yang dapat diterima. Untuk
pertimbangan fleksibilitas operasi, spesifikasi tentang frekuensi harus
menyatakan interval rata-rata dengan maksimum yang tidak boleh dilampaui.
Persyaratan Administratif
7.38. BKO harus mencakup persyaratan atau pengendalian administratif
tentang struktur organisasi dan tanggung jawab posisi kunci dalam operasi
reaktor, pengaturan personil (staffing), pelatihan dan penyegaran personil
fasilitas, prosedur tinjau ulang dan audit, modifikasi, eksperimen, catatan dan
laporan, dan tindakan yang diminta menyusul pelanggaran BKO.
Pelanggaran BKO
7.39. Dalam hal operasi reaktor menyimpang dari satu atau lebih BKO, tindakan
penyelesaian harus diambil dan badan pengawas harus diberi tahu.
7.40. Tindakan-tindakan yang harus diambil oleh personil pengoperasi dan
batas waktu yang diizinkan jika kondisi batas untuk operasi aman dilampaui
harus dipersiapkan secara tertulis sebelumnya. Dalam hal ini manajemen
reaktor harus menjalankan investigasi tentang sebab dan konsekuensi dan
harus mengambil tindakan yang tepat untuk mencegah terulangnya kejadian.
Badan pengawas harus diberitahu secepatnya.
7.41. Jika batas keselamatan tidak dapat diamati, reaktor harus segera
dipadamkan dan dipertahankan dalam kondisi aman. Dalam situasi ini, badan
95
pengawas harus segera diberi tahu, investigasi sebab dan konsekuensi harus
segera dilakukan oleh organisasi pengoperasi dan laporan harus segera
disampaikan ke badan pengawas untuk pengkajian sebelum reaktor
dioperasikan kembali.
KOMISIONING
Program Komisioning
7.42. Program komisioning yang memadai harus disiapkan untuk pengujian
komponen dan sistem reaktor setelah pembangunan atau modifikasinya guna
menunjukkan bahwa komponen dan sistem telah sesuai dengan tujuan
rancangan dan kriteria kinerja. Program komisioning ini dimaksudkan untuk
menguji komponen dan sistem reaktor apakah telah memenuhi tujuan desain
dan kriteria kinerja atau tidak. Program komisioning tersebut harus menetapkan
pula: organisasi dan tanggung jawab untuk komisioning, tahap komisioning,
pengujian SSK yang layak dengan dasar nilai kepentingan dalam keselamatan,
jadwal pengujian, prosedur komisioning dan pelaporan, metode tinjau ulang dan
verifikasi, pengolahan kekurangan dan penyimpangan dan persyaratan untuk
dokumentasi.
7.43. Peralatan eksperimental yang akan digunakan harus mendapat
pertimbangan yang mencukupi selama komisioning reaktor.
7.44. Program komisioning tersebut harus disampaikan ke panitia keselamatan
dan badan pengawas dan harus ditinjau ulang dan dikaji sebelum diterapkan.
Organisasi dan Tanggung Jawab
7.45. Organisasi pengoperasi, perancang dan fabrikator (pembuat) harus
bersama-sama terlibat dalam penyiapan dan eksekusi program komisioning.
Proses komisioning harus melibatkan kerjasama antara organisasi pengoperasi
dan pemasok untuk menjamin cara efektif mengenal karakteristik reaktor.
96
Sementara itu, hubungan erat antara badan pengawas dan organisasi
pengoperasi harus tetap terjalin selama proses komisioning. Khususnya, hasil-
hasil pengujian yang secara langsung berpengaruh terhadap keselamatan
harus dapat diakses oleh panitia keselamatan dan badan pengawas untuk
melakukan tinjau ulang dan persetujuan.
Tahapan dan Pengujian Komisioning
7.46. Uji komisioning harus diatur dalam kelompok sesuai fungsi dan dalam
urutan yang logik. Urutan itu termasuk uji pra-operasi, uji kritikalitas awal, uji
daya rendah, peningkatan daya dan uji daya. Satu uji harus hanya dapat
dilakukan jika urutan sebelumnya telah berhasil dilakukan. Program
komisioning harus dibagi dalam beberapa tahapan yang pada umumnya diatur
dalam urutan sebagai berikut:
- Tahap A: uji sebelum pemuatan bahan bakar;
- Tahap B: pemuatan bahan bakar, uji kritikalitas awal dan uji daya
rendah;
- Tahap C: peningkatan daya dan uji daya.
Prosedur Komisioning dan Pelaporan
7.47. Prosedur harus disiapkan, ditinjau ulang dan disetujui untuk setiap
tahapan komisioning sebelum dimulainya tahap tersebut. Selanjutnya, aktivitas
komisioning harus dilakukan menurut prosedur tertulis yang telah disetujui
tersebut. Jika perlu, prosedur harus mencakup titik-pegang, yaitu saat untuk
pelaporan dan keikutsertaan panitia keselamatan, badan luar, pembuat dan
badan pengawas.
7.48. Program komisioning harus mencakup kelengkapan dan prosedur untuk
audit, tinjau ulang dan verifikasi sebagai cara untuk menjamin bahwa program
telah dilaksanakan sesuai rencana dan tujuan telah tercapai seluruhnya.
Kelengkapan juga harus disiapkan untuk menyelesaikan setiap kekurangan
atau penyimpangan yang dijumpai selama uji komisioning.
97
7.49. Laporan aktivitas komisioning harus disusun serinci mungkin dan sesuai
dengan persyaratan jaminan kualitas. Laporan tersebut mencakup lingkup,
urutan dan hasil yang diharapkan. Secara lebih rinci isi laporan tersebut harus
mencakup hal-hal berikut:
(a) tujuan pengujian dan hasil yang diharapkan;
(b) kelengkapan keselamatan yang disyaratkan selama pengujian;
(c) tindakan pencegahan (pengamanan) dan pra-kondisi.
(d) prosedur pengujian.
(e) laporan pengujian, termasuk rangkuman data terkumpul dan analisisnya,
evaluasi hasil, identifikasi kelemahan, jika ada, dan setiap tindakan
perbaikan yang diperlukan.
7.50. Hasil uji komisioning, baik yang dilakukan oleh organisasi pengoperasian
maupun oleh pemasok, harus tersedia pada organisasi pengoperasian dan
dijaga semasa hidup reaktor.
PROSEDUR PENGOPERASIAN
7.51. Prosedur pengoperasian harus disiapkan dan ditetapkan untuk semua
operasi yang terkait dengan keselamatan yang mungkin dilakukan selama umur
fasilitas, termasuk:
(a) Komisioning.
(b) Operasi pada semua kondisi operasi dan, jika cocok, pemuatan,
pengambilan dan perpindahan elemen dan perangkat bahan bakar atau
komponen reflektor dan teras yang lain, termasuk peralatan eksperimen,
di dalam reaktor,.
(c) Perawatan komponen atau sistem utama yang berhubungan dengan
keselamatan.
(d) Inspeksi periodik, kalibrasi dan pengujian SSK yang penting untuk
operasi reaktor secara aman.
(e) Aktivitas proteksi radiasi.
98
(f) Proses tinjau ulang dan persetujuan untuk operasi, perawatan,
pelaksanaan iradiasi dan eksperimen yang dapat berpengaruh pada
keselamatan reaktor atau pada reaktivitas teras.
(g) Tanggapan operator reaktor dalam hal antisipasi terhadap kejadian
operasi terantisipasi, DBA dan jika diperlukan, BDBA.
(h) Kedaruratan28.
(i) Proteksi fisik.
(j) Penanganan limbah radioaktif dan pematauan dan pengendalian
pelepasan radioaktif.
(k) Inspeksi, pengujian dan perawatan periodik reaktor dan sistem bantu
selama periode pemadaman berkepanjangan.
(l) Pemanfaatan.
(m)Modifikasi.
(n) Aktivitas yang bermotif administratif tetapi memiliki kemungkinan
berpengaruh pada keselamatan (misalkan pengendalian pengunjung).
(o) Jaminan kualitas.
7.52. Prosedur pengoperasian harus disiapkan oleh personil pengoperasi
reaktor bekerjasama, jika memungkinkan, dengan perancang reaktor,
fabrikator, dan dengan staf lain di dalam organisasi pengoperasi serta petugas
proteksi radiasi. Salah satu hal terpenting adalah bahwa prosedur
pengoperasian tersebut harus konsisten dengan BKO dan berguna untuk
pengamatan BKO setiap saat. Prosedur pengoperasian harus disusun sesuai
prosedur umum jaminan kualitas yang mengatur tentang format, penyusunan,
tinjau ulang dan pengendaliannya. Prosedur pengoperasian harus ditinjau ulang
secara independen (misalkan oleh panitia keselamatan) dan disetujui oleh
manajer reaktor.
7.53. Prosedur pengoperasian harus ditinjau ulang dan diperbarui secara
periodik dengan dasar dari pengalaman penggunaannya, atau, jika kebutuhan
28 Dalam banyak hal, prosedur kedaruratan disusun sebagai elemen rencana kedaruratan
terpisah (lihat paragraf 7.72-7.78).
99
meningkat, sesuai dengan prosedur internal yang telah ditetapkan sebelumnya.
Prosedur tersebut harus tersedia selama operasi reaktor.
7.54. Semua yang terlibat dalam pengoperasian dan pemanfaatan reaktor
harus menerima pelatihan tentang prosedur pengoperasian tersebut.
7.55. Seandainya ada aktivitas yang tidak dicakup dalam prosedur tersebut,
maka prosedur tambahan harus disiapkan, dikaji dan disetujui sebelum operasi
dimulai. Pelatihan tambahan untuk staf yang relevan dengan prosedur tersebut
harus diberikan.
INSPEKSI, PENGUJIAN dan PERAWATAN PERIODIK
7.56. Inspeksi, pengujian dan perawatan periodik harus dilaksanakan dalam
setiap reaktor riset adalah untuk menjamin bahwa SSK dapat berfungsi sesuai
dengan maksud rancangan dan persyaratan yang ditetapkan, sesuai dengan
BKO dan keselamatan jangka panjang reaktor. Dalam hal ini, istilah perawatan,
termasuk di dalamnya perawatan pencegahan dan perawatan perbaikan.
7.57. Program inspeksi, pengujian dan perawatan periodik tersebut, khususnya
item yang berhubungan dengan keselamatan reaktor, harus terdokumentasi
yang didasarkan pada LAK. Dengan program tersebut harus dijamin bahwa
tingkat keselamatan tidak berkurang selama eksekusinya. Program ini harus
senantiasa secara berkala dikaji ulang untuk memasukkan pengalaman
operasi. Semua kegiatan inspeksi, pengujian dan perawatan periodik untuk
sistem atau item yang penting bagi keselamatan harus dilaksanakan mengikuti
prosedur tertulis yang telah disetujui. Prosedur harus menentukan tindakan-
tindakan yang harus dilakukan untuk setiap perubahan dari konfigurasi reaktor
normal dan harus mencakup kelengkapan untuk restorasi ke konfigurasi normal
setelah penyelesaian aktivitas. Sistem izin kerja yang sesuai dengan
persyaratan jaminan kualitas harus diterapkan untuk inspeksi, pengujian dan
perawatan berkala, termasuk prosedur pengecekan sebelum dan setelah
pekerjaan. Prosedur ini harus mencakup kriteria penerimaan. Harus tersedia
100
struktur tinjau ulang dan persetujuan untuk pelaksanaan pekerjaan yang
didefinisikan secara jelas.
7.58. Inspeksi tak-rutin atau perawatan perbaikan sistem atau item yang
penting untuk keselamatan harus dilaksanakan sesuai dengan prosedur dan
rencana dipersiapkan secara khusus. Inspeksi in-service yang dilaksanakan
untuk tujuan keselamatan dan dengan dasar program harus dilaksanakan
dengan cara yang mirip.
7.59. Keputusan pekerjaan perawatan terhadap peralatan yang terpasang,
pemindahan peralatan dan pemasangan kembali peralatan setelah perawatan
harus:
(a) menjadi bagian tanggung jawab manajer reaktor;
(b) sesuai dengan tujuan untuk mempertahankan tingkat keselamatan
reaktor seperti dinyatakan dalam BKO.
7.60. Frekuensi inspeksi, pengujian dan perawatan setiap SSK harus diatur
berdasarkan pada pengalaman dan harus sedemikian sehingga dapat
menjamin keandalan yang memadai, sesuai dengan persyaratan yang
ditetapkan pada paragraf 6.53.
7.62. Perawatan harus tidak mengakibatkan, baik sengaja atau tidak,
perubahan rancangan sistem reaktor yang tengah dirawat. Jika hal itu terjadi,
maka harus mengikuti prosedur dan persyaratan modifikasi.
7.63. Personil yang terkualifikasi secara tepat, yang bertugas melakukan
verifikasi apakah aktivitas telah dilaksanakan sesuai dengan prosedur operasi
yang tepat dan sesuai dengan BKO, harus melakukan kajian terhadap hasil
inspeksi, pengujian dan perawatan berkala. Dalam hal ini personil tersebut
harus.
7.64. Badan pengawas harus diberi informasi setiap ketidaksesuaian yang
signifikan bagi keselamatan. Pengkajian perawatan harus dilakukan dan
101
koordinator aktivitas perawatan harus meninjau ulang hasilnya. Kelanjutan
operasi harus mendapat persetujuan koordinator aktivitas keselamatan.
MANAJEMEN TERAS dan PENANGANAN BAHAN BAKAR
7.65. Manajemen teras harus dipergunakan untuk mendukung pengoperasian
teras yang aman sesuai dengan kebutuhan program eksperimen. Kegiatan
dasar manajemen teras adalah sebagai berikut:
(a) Menentukan, dengan perhitungan menggunakan metode dan program
komputer yang tervalidasi, lokasi bahan bakar, reflektor, peralatan
keselamatan (misalnya: batang penyerap neutron, katup pengambilan
moderator dan racun dapat bakar), peralatan eksperimen dan moderator
pada posisi yang tepat di teras.
(b) Menjaga dan memperbaharui data dasar parameter untuk konfigurasi
bahan bakar dan teras.
(c) Membeli bahan bakar berdasarkan maksud rancangan dan persyaratan
BKO.
(d) Melaksanakan pemuatan bahan bakar mengikuti prosedur penanganan
bahan bakar.
(e) Memanfaatkan secara maksimal teras reaktor dengan tetap menjamin
integritas bahan bakar, yaitu dengan mempertahankan parameter sesuai
dengan maksud rancangan dan asumsi seperti dinyatakan dalam BKO
reaktor, dan dengan mendeteksi, mengidentifikasi dan mengambil bahan
bakar yang rusak.
(f) Mengambil bahan bakar teriradiasi pada saat yang tepat.
7.66. Selain aktivitas di atas, aktivitas lain yang harus dilakukan dalam program
manajemen teras untuk menjamin penggunaan bahan bakar secara aman
dalam teras atau untuk memudahkan aktivitas dasar manajemen teras adalah:
(a) Mengkaji implikasi keselamatan dari setiap bahan atau komponen teras
yang akan digunakan untuk iradiasi.
102
(b) Melakukan investigasi penyebab kerusakan bahan bakar dan mencari
cara untuk menghindari kegagalan semacam itu.
(c) Mengkaji efek iradiasi terhadap bahan dan komponen teras.
7.67. Penanganan bahan bakar meliputi pergerakan, penyimpanan,
pemindahan, pengepakan dan pengiriman bahan bakar segar dan bekas.
Persyaratan keselamatan yang dapat diterapkan harus sesuai dengan masing-
masing proses tersebut.
7.68. Prosedur harus disiapkan untuk menangani elemen bahan bakar dan
komponen teras untuk menjamin kualitas, keselamatan dan proteksi fisik dan
guna menghindari kerusakan bahan bakar. Sebagai tambahan, BKO harus
ditetapkan dan prosedur harus disiapkan dalam kaitan dengan kerusakan
elemen bahan bakar sedemikian sehingga dapat menekan jumlah bahan
radioaktif yang dilepas. Integritas bahan bakar dan teras harus secara terus
menerus dipantau menggunakan sistem deteksi kegagalan kelongsong, tidak
harus on-line. Jika dideteksi adanya kerusakan bahan bakar, maka reaktor
harus dipadamkan dan bahan bakar yang rusak harus diidentifikasi dan diambil
dari teras.
7.69. Pengepakan dan transport perangkat bahan bakar segar dan bekas harus
dilakukan sesuai dengan persyaratan nasional dan internasional dan,
seperlunya, sesuai dengan pustka [18].
7.70. Sistem pencatatan yang komprehensif harus dipunyai sesuai dengan
program jaminan kualitas untuk mencakup manajemen teras, aktivitas
penanganan bahan bakar, komponen teras dan penyimpanan bahan bakar.
KESELAMATAN TERHADAP KEBAKARAN
7.71. Organisasi pengoperasi harus melakukan analisis keselamatan terhadap
kebakaran secara periodik. Analisis ini harus mencakup pengkajian terhadap
kelemahan sistem keselamatan untuk kebakaran; modifikasi aplikasi
pertahanan berlapis; modifikasi kemampuan pemadaman kebakaran;
103
pengendalian bahan dapat bakar; pengendalian sumber pemantik api;
perawatan; pengujian; dan kesiagaan personil.
RENCANA KEDARURATAN
7.72. Rencana kedaruratan fasilitas reaktor riset harus disiapkan untuk
mencakup semua aktivitas yang direncanakan dilakukan dalam suatu keadaan
darurat. Prosedur kedaruratan harus disiapkan oleh organisasi pengoperasi
sesuai dengan persyaratan yang ditetapkan badan pengawas, dan dengan
bekerjasama, jika perlu, dengan otoritas negara dan lokal atau badan lain untuk
menjamin koordinasi yang efektif dalam semua layanan tapak dan bantuan
eksternal dalam suatu keadaan darurat. Prosedur kedaruratan tersebut harus
didasarkan pada analisis kecelakaan dalam LAK dan kecelakaan lain yang
dipostulasikan terjadi dalam keadaan darurat. Persyaratan untuk rencana
kedaruratan diberikan pada pustka [19].
7.73. Rencana kedaruratan dan pengaturan yang disiapkan oleh organisasi
pengoperasi harus mencakup, seusai dengan keperluan:
(a) Identifikasi organisasi kedaruratan (untuk kesiapsiagaan dan
tanggapan), termasuk otoritas dan tanggungjawab masing-masing
personil kunci.
(b) Identifikasi dan klasifikasi kedaruratan.
(c) Penentuan kondisi yang menandai pendeklarasian keadaan darurat,
daftar personil yang diberi kewenangan mendeklarasikan keadaan
darurat dan uraian prosedur atau alat pemberian peringatan.
(d) Pengaturan untuk pengkajian awal maupun yang berikutnya, termasuk
pemantauan kondisi radiologik lingkungan.
(e) Persetujuan dengan badan di luar-tapak yang akan membantu dalam
keadaan darurat, termasuk surat kesepakatan dan rincian titik
komunikasi.
(f) Tindakan pencegahan untuk meminimalkan paparan radiasi ke
seseorang dan tindakan untuk menjamin penanganan medik korban.
104
(g) Panduan batas dosis akibat paparan terhadap personil yang bertugas
menyelamatkan atau bertugas memitigasi konsekuensi keadaan darurat.
(h) Tindakan di dalam fasilitas untuk membatasi pelepasan bahan radioaktif
berkelanjutan dan penyebaran kontaminasi.
(i) Rantai komando dan komunikasi yang secara jelas menetapkan
tanggung jawab dan tugas personil dan organisasi terkait.
(j) Kelengkapan untuk menjamin keandalan komunikasi antara pusat
pengendalian kedaruratan dan lokasi internal maupun eksternal.
(k) Deskripsi fasilitas, peralatan dan prosedur untuk kedaruratan.
(l) Stok peralatan untuk kedaruratan yang harus dijaga dalam keadaan
siaga pada lokasi spesifik.
(m)Persyaratan laporan untuk menginformasikan ke otoritas.
(n) Persyaratan laporan untuk permintaan tambahan sumber daya.
(o) Tindakan yang harus diambil oleh personil dan badan yang terkait dalam
implementasi rencana kedaruratan.
(p) Kelengkapan untuk menginformasikan ke masyarakat.
(q) Kelengkapan untuk pelatihan, termasuk frekuensi dan lingkup pelatihan.
(r) Kelengkapan untuk mengakhiri dan pemulihan dari keadaan darurat.
7.74. Renacana kedaruratan harus diimplementasikan menggunakan prosedur
kedaruratan dalam bentuk dokumen daninstruksi yang merinci tindak
implementasi dan pengaturan yang disyaratkan untuk memitigasi konsekuensi
keadaan darurat. Rencana dan prosedur kedaruratan harus ditinjau ulang pada
periode tertentu dan harus diubah jika perlu untuk menjamin bahwa pelajaran
yang diperoleh (pengalaman) telah disatukan.
7.75. Personil pengoperasi harus mengambil tindakan yangtepat sesuai dengan
prosedur jedaruratan yang ditetapkan dalam menanggapi keadaan darurat.
Kelompok layanan pendukung dalam-tapak yang lain dan badan luar-tapak
harus terlibat seperti yang ditentukan dalam rencana kedaruratan, tergantung
dari karakteristik dan ekstensi kedaruratan.
7.76. Tim tanggap darurat harus mencakup dari personil dengan pengetahuan
kondisi operasi reaktor terbaru dan pada umunya dipimpin oleh manajer reaktor
105
atau yang didelegasikan. Anggota tim ini harus diinstruksikan, dilatih dan dilatih
ulang secara periodik seperti yang diperlukan untuk pelaksanaan tugas mereka.
Semua personil dalam tapak harus menerima instruksi perihal langkah yang
harus diambil dalam keadaan darurat. Instruksi tersebut harus ditampilkan
secara jelas.
7.77. Latihan di lapangan harus dilakukan dalam periode waktu yang tepat dan
harus melibatkan semua personil yang bertugas melakukan tanggap darurat.
Hasil uji coba harus dikaji ulang dan pelajaran yang diperoleh darinya harus
disatukan untuk memperbaiki rencana kedaruratan.
7.78. Fasilitas, instrumen, peralatan, sistem dokumentasi dan komunikasi yang
digunakan dalam kedaruratan harus dijaga tersedia dan dalam
kondisisedemikian sehingga tidak mungkin bahwa perlengkapan tersebut
dipengaruhi atau dilumpuhkan oleh kecelakaan yang dipostulasikan.
PROTEKSI FISIK
7.79. Tindakan yang tepat harus dilakukan sesuai dengan peraturan dan hukum
nasional, untuk mencegah tindakan tak terotorisasi, termasuk tindakan
sabotase, yang dapat mengacaukan keselamatan reaktor riset dan fasilitas
terkait lain, dan menanggapinya jika tindakan itu terjadi.
7.80. Rekomendasi internasional tentang proteksi fisik bahan nuklir dan fasilitas
nuklir diberikan pada pustaka [24].
REKAMAN dan LAPORAN
7.81. Untuk keselamatan operasi reaktor, organisasi pengoperasi harus
menyimpan semua informasi penting yang menyangkut rancangan,
pembangunan, komisioning, konfigurasi terkini dan operasi reaktor. Informasi ini
harus dipertahankan terbaru sepanjang tahap operasi reaktor dan harus tetap
tersedia hingga proses dekomisioning. Informasi tersebut mencakup juga data
tapak dan lingkungan, spesifikasi desain, rincian peralatan dan bahan yang
106
diadakan, gambar teknis seperti-terbangun (as-built drawing), informasi tentang
efek kumulatif atas modifikasi, buku log (logbook), manual operasi dan
perawatan dan dokumen jaminan kualitas.
7.82. Prosedur administratif untuk pembuatan, pengumpulan, penyimpanan dan
pengarsipan catatan dan laporan harus disusun sesuai dengan program
jaminan kualitas. Informasi yang dicatat dalam buku log, daftar cek dan catatan
lain harus secara baik ditanggali dan ditandatangani.
7.83. Rekaman ketidaktaatan dan tindakan yang diambil untuk mengembalikan
reaktor riset mentaati (persyaratan) harus disiapkan dan dijaga serta harus
senantiasa tersedia untuk badan pengawas. Organisasi pengoperasi harus
menentukan rekaman yang harus dijaga dan masa penyimpanannya.
7.84. Pengaturan untuk penyimpanan dan pemeliharaan rekaman dan laporan
harus sesuai dengan program jaminan kualitas. Sistem pengelolaan dokumen
harus dirancang untuk menjamin bahwa dokumen yang kadaluarsa telah diarsip
dan personil hanya menggunakan dokumen yang terakhir. Penyimpanan
dokumen luar-tapak (misalkan di pusat pengendalian kedaruratan) untuk akses
dalam keadaan darurat harus dipertimbangkan.
PEMANFAATAN dan MODIFIKASI REAKTOR
7.85. Organisasi pengoperasian harus menjadi organisasi penanggung jawab
secara keseluruhan semua aspek keselamatan dalam hal penyiapan dan
pelaksanaan modifikasi atau eksperimen. Organisasi pengoperasian dapat
menunjuk pelaksanaan beberapa pekerjaan kepada organisasi lain tetapi tetap
tidak dapat mendelegasikan tanggung jawabnya. Secara khusus, organisasi
pengoperasian harus bertanggung jawab atas manajemen proyek pemanfaatan
atau modifikasi yang diusulkan. Dalam hal ini, manajer reaktor harus
berpartisipasi sesuai dengan prosedur yang ditetapkan. Untuk proyek penting,
hal itu harus mencakup penetapan sasaran dan struktur proyek, penunjukan
manajer proyek, penetapan tanggung jawab dan alokasi sumber daya. Sebagai
tambahan, sebelum proyek dimulai, manajer proyek harus menetapkan dan
107
mengikuti prosedur yang disetujui untuk mengendalikan proyek pemanfaatan
dan modifikasi.
7.86. Organisasi pengoperasian harus bertanggung jawab untuk menjamin hal-
hal berikut ini:
(a) Analisis keselamatan terhadap pemanfaatan dan modifikasi yang
diusulkan telah dilaksanakan.
(b) Kriteria kategorisasi yang telah disetujui diterapkan (lihat paragraf 7.87
dan pustaka [15]).
(c) Dokumentasi keselamatan yang relevan diikuti.
(d) Persyaratan untuk tinjau ulang dan persetujuan yang terkait dipenuhi.
Hal ini mengkin meliputi pula persyaratan untuk memperoleh
persetujuan badan regulasi sebelum memroses atau melaksanakan
proses perizinan formal.
(e) Kehati-hatian dan pengendalian keselamatan secara tepat diterapkan
pada semua personil terlibat dalam pelaksanaan modifikasi atau
eksperimen, dan pada masyarakat serta lingkungan.
(f) Jaminan kualitas diterapkan pada semua tahap dalam penyiapan dan
pelaksanaan eksperimen atau modifikasi untuk memastikan apakah
semua persyaratan dan kriteria keselamatan yang dipakai telah
dipenuhi.
(g) Semua personil yang akan terlibat dalam pelaksanaan pemanfaatan
atau modifikasi yang diusulkan mengikuti pelatihan, kualifikasi dan
berpengalaman dalam tugas tersebut dan, jika perlu, dilatih terlebih
dahulu dalam mengantisipasi pengaruh modifikasi atau pemanfaatan
terhadap operasi reaktor dan karakteristik keselamatan reaktor.
(h) Semua dokumen yang berhubungan dengan karakteristik keselamatan
reaktor, seperti LAK, BKO dan prosedur operasi, perawatan dan
kedaruratan, harus diperbarui segera seperlunya.
7.87. Proposal untuk pemanfaatan dan modifikasi reaktor riset harus
dikategorisasikan dan kriteria yang relevan untuk kategorisasi tersebut harus
ditetapkan. Proposal untuk pemanfaatan dan modifikasi harus dikategorisasikan
108
(lihat paragraf 305-326 dari pustaka [15]) baik sesuai dengan keutamaan
keselamatan atau dengan dasar pernyataan apakah perubahan yang diusulkan
akan mengletakkan oeprasi reaktor di luar BKO atau tidak.
7.88. Proyek pemanfaatan dan modifikasi yang memiliki keutamaan
keselamatan (lihat paragraf 310 dalam pustaka [15]) harus menjalani analisis
keselamatan dan prosedur rancangan, konstruksi dan komisioning yang
ekivalen dengan yang diuraikan pada paragraf 6.72 dan 6.78.
7.89. Dalam implementasi proyek pemanfaatan dan modifikasi reaktor riset,
paparan radiasi pada pekerja harus dijaga serendah dapat dicapai secara
masuk akal.
7.90. Manajer reaktor harus menetapkan prosedur untuk peninjauan ulang dan
persetujuan proposal eksperimen dan modifikasi serta untuk pengendalian
pelaksanaannya. Prosedur ini harus mencakup semua informasi yang relevan
seperti:
(a) Uraian tentang maksud eksperimen atau modifikasi.
(b) Pembenaran atas keperluan dilakukannya eksperimen atau modifikasi.
(c) Persyaratan dan kriteria untuk desain, termasuk pengkajian
keselamatannya.
(d) Uraian tentang proses fabrikasi yang terlibat.
(e) Uraian tentang prosedur pemasangan yang dilibatkan.
(f) Uraian proses komisioning.
(g) Peninjauan ulang prosedur operasi dan kedaruratan.
(h) Uraian tentang bahaya radiasi yang mungkin terhadap pelaksana
eksperimen.
(i) Uraian tentang tindakan keselamatan radiasi yang diperlukan untuk
mencegah paparan akibat kecelakaan (termasuk akses terbatas ke
fasilitas iradiasi dan ke sumber radioaktif dan/atau berkas neutron).
(j) Uraian tentang perisai radiasi yang dituntut di sekeliling fasilitas untuk
mencegah kenaikan radiasi (langsung atau terpantul) dibangkitkan
dalam kondisi normal maupun tak normal.
109
(k) Uraian tentang kebutuhan pembuangan limbah radioaktif yang dihasilkan
dalam eksperimen atau modifikasi.
(l) Daftar dokumentasi yang perlu diperbarui.
(m)Persyaratan khusus untuk pelatihan dan, jika perlu, pelisensian ulang
operator reaktor.
(n) Persyaratan jaminan kualitas.
7.91. Penggunaan dan penanganan piranti eksperimental harus dikendalikan
berdasarkan prosedur tertulis. Efek yang mungkin ditimbulkan pada reaktor,
khususnya perubahan reaktivitas, harus dipertimbangkan dalam prosedur ini.
7.92. Setiap modifikasi dilakukan terhadap peralatan eksperimen harus
mengikuti prosedur yang sama dengan yang dipergunakan dalam desain,
operasi dan persetujuan peralatan asalnya.
PROTEKSI RADIASI
Umum
7.93. Paparan radiasi pada suatu fasilitas reaktor riset harus diatur dengan
batasan dosis yang ditentukan dan disetujui oleh badan pengawas atau otoritas
berwenang yang lain untuk menjamin bahwa batas dosis maksimum tidak
terlampaui. Pada semua kondisi operasi, tujuan utama proteksi radiasi adalah
harus menghindari paparan yang tak perlu dan menjaga dosis lebih rendah dari
batasan dosis dan serendah mungkin yang dapat dicapai secara masuk akal,
dengan mempertimbangkan faktor sosial dan ekonomi.
7.94. Untuk kondisi kecelakaan, konsekuensi radiologis harus dijaga rendah
dengan bantuan fitur keselamatan terekayasa yang tepat dan tindakan yang
ditetapkan dalam rencana kedaruratan.
7.95. Semua dokumen dan aktivitas untuk proteksi radiasi harus selaras
dengan oersyaratan jaminan kualitas untuk operasi.
110
Program Proteksi Radiasi
7.96. Program proteksi radiasi harus disiapkan oleh organisasi pengoperasi
sesuai dengan persyaratan regulatori. Program ini harus mencakup pernyataan
kebijakan dari organisasi pengoperasi yang mencakup tujuan proteksi radiasi
(lihat paragraf 3.2 pustaka [20]) dan sebuah pernyataan komitmen dari
organisasi pengoperasi terhadap prinsip optimasi proteksi (lihat paragraf 4.9-
4.12 pustaka [20]). Program proteksi radiasi terkait dengan persyaratan
International Basic Safety Standards for Protection Against Ionizing Radiation
and and for the Safety of Radiation Sources [12] dan harus mendapat
persetujuan badan pengawas.
7.97. Program proteksi radiasi harus mengikuti persyaratan untuk proteksi
radiasi kerja dan harus mencakup tindakan sebagai berikut:
(a) Menjamin bahwa ada kerjasama antara petugas proteksi radiasi dan
petugas pengoperasi dalam menetapkan prosedur operasi dan
perawatan, terlebih jika diperkirakan ada bahaya radiasi dan menjamin
bahwa tersedia pertolongan langsung jika diperlukan.
(b) Melengkapi dengan sistem dekontaminasi untuk personil, peralatan dan
struktur.
(c) Mengendalikan kesesuaian dengan peraturan transport bahan radioaktif
yang berlaku.
(d) Mendeteksi dan mencatat setiap pelepasan bahan radioaktif.
(e) Mencatat stok bahan sumber radioaktif.
(f) Memberikan pelatihan dalam hal proteksi radiasi.
(g) Memberikan akses untuk tinjau ulang dan pembaruan program dengan
mengacu pada pengalaman.
Personil Proteksi Radiasi
7.98. Program proteksi radiasi harus mencakup penunjukan personil
terkualifikasi yang memahami tentang aspek radiologis rancangan dan operasi
111
reaktor dengan tanggung jawab pada proteksi radiasi. Personil tersebut harus
bekerja sama dengan kelompok yang mengoperasikan reaktor, tetapi nereka
harus memiliki akses pelaporan langsung ke organisasi pengoperasi yang
independen terhadap manajemen reaktor.
7.99. Seorang pakar terkualifikasi29 yang bertugas memberikan saran kepada
manajer reaktor tentang pelaksanaan program proteksi radiasi dan
kesesuaiannya dengan persyaratan yang ditetapkan pada pustaka [12], harus
diidentifikasi. Pakar tersebut juga harus memiliki akses ke manajer di dalam
organisasi pengoperasi yang memiliki kewenangan untuk menetapkan dan
menegakkan prosedur operasional.
7.100. Setiap personil di fasilitas reaktor riset harus bertanggung jawab secara
individu untuk menerapkan tindakan pengendalian paparan di area mereka
bekerja yang ditentukan dalam program proteksi radiasi. Konsekuensinya,
penekanan khusus harus diberikan dalam hal pelatihan personil untuk menjamn
bahwa mereka menyadari bahaya radiologis dan tindakan protektif yang
tersedia. Perhatian khusus harus ditujukan pada kenyataan bahwa personil
dalam fasilitas reaktor riset dapat mencakup personil yang tidak bekerja secara
permanen di fasilitas (misalkan pelaksana eksperimen, peserta pelatihan,
pengunjung dan kontraktor).
Tingkat Acuan
7.101. Untuk membantu manajemen reaktor dalam menjamin bahwa dosis
radiasi dijaga serendah mungkin dan batasan dosis tidak terlampaui, organisasi
pengoperasi harus menetapkan tingkat acuan untuk dosis dan/atau laju dosis
dan tingkat acuan pelepasan radioaktif yang lebih rendah batas otorisasi
pelepasan. Tingkat acuan tersebut harus dicakup dalam BKO dan harus
ditetapkan sesuai dengan tujuan proteksi radiasi (lihat paragraf 205 pustaka
[1]). Jika tingkat acuan dilampaui, organisasi pengoperasi harus
menginvestigasi hal tersebut untuk kegunaan tindakan perbaikan. 29 Lihat paragraf 2.31 dan 2.32 pustaka [12].
112
7.102. Jika batas dosis terpakai untuk pekerja atau paparan publik atau batas
pelepasan diizinkan terlampaui, badan pengawas dan otoritas berkompeten lain
harus diberi tahu sesuai dengan persyaratan.
Pengendalian Paparan Kerja
7.103. Untuk semua personil yang dalam pekerjaannya terekspos radiasi pada
tingkat yang signifikan, dosis yang mereka terima harus diukur, direkam dan
dikaji, seperti yang disyaratkan oleh badan pengawas atau otoritas yang
berkompeten lain. Rekaman dosis tersebut harus tersedia untuk badan
pengawas atau otoritas berkompeten lain. Persyaratan rinci untuk paparan
kerja diberikan pada Lampiran I pustaka [12].
Manajemen Limbah Radioaktif
7.104. Reaktor dan peralatan eksperimen harus dioperasikan untuk
meminimalkan produksi limbah radioaktif dalam bentuk apa pun, untuk
menjamin bahwa pelepasan bahan radioaktif ke lingkungan dijaga serendah
mungkin dapat dicapaisecara masuk akal dan untuk memudahkan penanganan
dan pembuangan limbah. Pengaturan harus disediakan untuk pengelolaan
limbah radioaktif padat, cair maupun gas di dalam fasilitas reaktor riset dan
pemindahan akhirnya dari fasilitas. Semua aktivitas yang berkaitan dengan
efluen dan limbah radioaktif harus dilaksanakan sesuai dengan program
jaminan kualitas (lihat catatan kaki 14). Persyaratan lebih lanjut tentang hal
tersebut diberikan pada pustaka [14].
7.105. Pelepasan efluen radioaktif harus dipantau dan hasilnya dicatat agar
dapat diverifikasi kesesuaiannya terhadap persyaratan regulasi yang berlaku.
Catatan itu juga harus dilaporkan secara periodik ke badan pengawas atau
otoritas berkompeten lain sesuai dengan persyaratan.
7.106. Prosedur tertulis untuk penanganan, pengumpulan, pemrosesan,
penyimpanan dan pembuangan limbah radioaktif harus diikuti. Aktivitas ini
113
harus dilaksanakan sesuai dengan persyaratan badan pengawas atau otoritas
berkompeten yang lain.
7.107. Rekaman yang tepat harus dijaga untuk mengidentifikasi kuantitas, tipe
dan karakteristik limbah radioaktif yang disimpan dan dibuang dari tapak reaktor
atau dipindahkan dari tapak reaktor.
PENGKAJIAN KESELAMATAN dan ASPEK TERKAIT PENUAAN
7.108. Organisasi pengoperasi harus melakukan pengkajian keselamatan
sepanjang masa hidup reaktor (lihat paragraf 2.15-2.16). Lingkup pengkajian
keselamatan harus mencakup semua aspek keselamatan dalam operasi,
termasuk proteksi radiasi, evaluasi ulang tapak, proteksi fisik dan rencana
kedaruratan. Dalam melaksanakan pengkajian keselamatan, organisasi
pengoperasi harus memberi perhatian khusus pada informasi yang ditarik dari
pengalaman operasi dan sumber lain. Program tinjau ulang komprehensif
periodik akan memenuhi persyaratan untuk pengkajian keselamatan ini.
Dengan dasar hasil pengkajian keselamatan, organisasi pengoperasi harus
menerapkan tindakan perbaikan yang diperlukan dan harus
mempertimbangkan modifikasi yang dibenarkan untuk meningkatkan
keselamatan.
7.109. Program tinjau periodik perlu mencakup aspek program untuk
manajemen penuaan untuk memperlihatkan status fasilitas dalam hal penuaan
dan untuk memberikan dasar dalam melakukan tindakan yang berhubungan
dengan efek penuaan. Jadi, tinjau ulang periodik adalah alat operasional untuk
mencegah dan memitigasi efek penuaan dan efek modifikasi yang dilakukan di
sekitar tapak. Tinjau ulang SSK reaktor yang dilakukan menggunakan teknik
tak-tusak disebut inspeksi in-service. Inspeksi in-service harus dilakukan oleh
organisasi pengoperasi di bawah program manajemen penuaan (lihat paragraf
6.68-6.70).
Peer Review
114
7.110. Beberapa tinjau ulang reaktor riset harus dilakukan oleh peer review;
yaitu oleh peninjau ulang (reviewer) dari reaktor riset lain yang memiliki kinerja
baik. Peer review seperti itu akan memberikan akses pada praktek dan program
dari reaktor riset lain (lihat paragraf 2.16 dan 4.16).
PEMADAMAN BERKEPANJANGAN
7.111. Reaktor riset mungkin mengalami periode pemadaman berkepanjangan
menyusul keputusan tertunda terhadap masa depannya, karena berbagai
pertimbangan, misalkan karena pertimbangan anggaran, ketiadaan kegiatan
pemanfaatan atau kerusakan peralatan. Dalam beberapa hal pemadaman
berkepanjangan mungkin direncanakan, tetapi sering kali tidak terantisipasi.
Organisasi pengoperasian harus mengambil tindakan yang tepat selama
pemadaman berkepanjangan untuk menjamin bahwa bahan dan komponen
tidak rusak secara serius. Tindakan berikut harus dipertimbangkan:
(a) pengambilan elemen bahan bakar dari teras reaktor ke dalam rak
penyimpanan.
(b) Pengubahan BKO sesuai dengan persyaratan pemadaman reaktor.
(c) Pemindahan komponen untuk disimpan sebagai tindakan perlindungan.
(d) Pengambilan tindakan untuk mencegah korosi dan penuaan.
(e) Mempertahankan sejumlah tepat staf di dalam fasilitas untuk maksud
melaksanakan inspeksi, pengujian dan perawatan periodik yang
diperlukan.
7.112. Organisasi pengoperasian harus mengambil keputusan yang diperlukan
sesegera mungkin untuk mengurangi periode pemadaman berkepanjangan.
Selama periode itu, organisasi pengoperasian harus mempertimbangkan
konsekuensi pemadaman untuk memenuhi kondisi lisensi (misalkan untuk
proteksi fisik bahan bakar) dan untuk kualifikasi staf pengoperasian.
115
8. DEKOMISIONING
8.1. Untuk beberapa reaktor riset yang saat ini dalam pengoperasian,
kebutuhan untuk dekomisioning tidak dipertimbangkan dalam rancangannya.
Meskipun demikian, kegiatan operasi reaktor riset tersebut, termasuk inspeksi,
pengujian dan perawatan periodik, modifikasi dan eksperimen harus dilakukan
dengan cara yang akan memudahkan dekomisioningnya. Dokumentasi reaktor
harus dijaga terbaru dan informasi tentang pengalaman penanganan SSK
terkontaminasi atau teriradiasi saat perawatan atau modifikasi reaktor harus
direkam untuk memudahkan rencana dekomisioning.
8.2. Rencana dekomisioning harus disiapkan untuk menjamin keselamatan
selama proses dekomisioning. Rencana tersebut harus disampaikan untuk
ditinjau ulang dan disetujui oleh panitia keselamatan dan badan pengawas
sebelum kegiatan dekomisioning dilaksanakan. Pedoman dekomisioning
reaktor riset diberikan pada pustaka [16].
8.3. Rencana dekomisioning harus mencakup evaluasi satu atau lebih
pendekatan untuk dekomisioning yang tepat bagi reaktor yang bersangkutan
dan sesuai dengan persyaratan dari badan pengawas. Berikut ini adalah contoh
pendekatan dekomisioning:
(a) Penyimpanan protektif reaktor dalam kondisi tak terganggu (intact)
setelah semua perangkat bahan bakar dan komponen yang dapat
dipindahkan yang terkontaminasi radioaktif atau teraktivasi, dan limbah
radioaktif diambil.
(b) Penguburan struktur teraktivasi dan komponen besar setelah semua
perangkat bahan bakar dan komponen terkontaminasi radioaktif dan
teraktivasi yang dapat dipindah serta limbah radioaktif dari reaktor
diambil.
(c) Pemindahan semua bahan radioaktif dan semua komponen teraktivasi
dan yang terkontaminasi radioaktif yang dapat dipindahkan dari reaktor,
dan kemudian melakukan proses dekontaminasi yang menyeluruh
terhadap struktur tersisa sehingga memungkinkan penggunaan fasilitas.
116
8.4. Dalam menyusun rencana dekomisioning, aspek rancangan reaktor yang
memudahkan proses dekomisioning harus dikaji ulang, seperti seleksi bahan
untuk mengurangi aktivasi dan untuk memudahkan dekontaminasi,
pemasangan kemampuan penanganan jarak jauh untuk memindahkan
komponen teraktivasi, dan penyediaan fasilitas untuk pemrosesan limbah
radioaktif. Selain itu, aspek operasi fasilitas yang penting dalam hubungannya
dengan dekomisioning, seperti kontaminasi tak diinginkan yang
pembersihannya ditunda hingga dekomisioning reaktor, dan setiap modifikasi
yang tidak sepenuhnya terdokumentasi, harus juga ditinjau ulang. Rencana
dekomisioning harus mencakup semua langkah-langkah yang mengarah pada
penyelesaian akhir dekomisioning hingga titik dimana keselamatan dapat
dijamin dengan pengawasan minimum atau tidak sama sekali. Tahap ini dapat
mencakup penyimpanan dan pengawasan, penggunaan tapak terbatas dan
penggunaan tapak tak-terbatas. Panduan tentang dekomisioning dinerikan
pada pustaka [16].
8.5. Keputusan untuk mendekomisioning reaktor sering kali diambil setelah
periode pemadaman berkepanjangan. Kejadian-kejadian yang terjadi atas
reaktor selama periode tersebut harus dipertimbangkan dalam penyusunan
rencana dekomisioning tersebut.
8.6. Semua aktivitas yang dilakukan selama dekomisioning harus mengikuti
program jaminan kualitas (lihat catatan kaki 14).
8.7. Tanggung jawab organisasi pengoperasi harus berakhir hanya jika
memperoleh persetujuan dari badan pengawas.
8.8. Prosedur untuk menangani, membongkar dan membuang peralatan
eksperimen dan peralatan teriradiasi lain yang menuntut penyimpanan dan
pembuangan harus ditetapkan sebelumnya, atau sedini mungkin jika peralatan
tersebut telah dibangun dan prosedur tersebut belum disiapkan. Untuk panduan
dalam hal ini, lihat paragraf 901-908 pustaka [15].
117
Lampiran
KEJADIAN PEMICU TERPOSTULASI UNTUK REAKTOR RISET
(TERSELEKSI)
(1) Kehilangan catu daya elektrik
Kehilangan daya elektrik normal30
(2) Insersi reaktivitas lebih
Kritikalitas selama penanganan bahan bakar (akibat kesalahan dalam
insersi bahan bakar)
Kecelakaan pada saat startup
Kegagalan batang kendali atau kegagalan control rod follower
Kegagalan penggerak kendali atau kegagalan sistem
Kegagalan peralatan kendali reaktivitas yang lain (seperti moderator
atau reflektor)
Posisi batang (kendali) tak seimbang
Insersi air dingin
Perubahan moderator (misalkan, kekosongan atau kebocoran D2O ke
sistem H2O)
Pengaruh eksperimen atau peralatan eksperimental (misalkan
penggenangan atau pengosongan, efek temperatur, insersi bahan fisil
atau pengambilan bahan penyerap)
Ketakterkecukupan reaktivitas pemadaman
Ejeksi batang kendali tak dikehendaki
Kesalahan perawatan peralatan reaktivitas
sinyal sistem kendali palsu
30 Meskipun kehilangan daya elektrik normal tidak dipertimbangkan sebagai kejadian pemicu,
pertimbangan perlu diberikan pada kehilangan daya elektrik normal yang diikuti oleh kehilangan
daya darurat untuk menjamin bahwa konsekuensi dapat diterima di bawah kondisi darurat
(misalkan, penurunan tegangan dapat menyebabkan kegagalan peralatan pada waktu yang
berbeda).
118
(3) Kehilangan aliran
Kegagalan pompa primer
Pengurangan aliran pendingin primer (misalkan karena kegagalan katup
atau penyumbatan di dalam pemipaan atau penukar panas)
Pengaruh kegagalan atau salah-penanganan suatu eksperimen
Pecah batas (pipa) pendingin primer mengakibatkan kehilangan aliran
Penyumbatan kanal bahan bakar
Distribusi daya tak baik, misalkan akibat posisi batang kendali yang tak
seimbang selama eksperimen dalam teras atau pemuatan bahan bakar
(daya-laju alir tak sesuai)
Pengurangan aliran ke teras akibat pelangkauan teras
Penyimpangan tekanan sistem dari batas yang ditentukan
Kehilangan pembuangan panas (akibat kegagalan katup atau pompa
atau pecahnya sistem)
(4) Kehilangan pendingin
- Pecah batas (pipa) pendingin primer
- Kerusakan dengan kolam
- Penurunan air di kolam
- Kegagalan tabung berkas atau penetrasi yang lain
(5) Kesalahan penanganan atau kegagalan peralatan atau komponen
- Kegagalan kelongsong elemen bahan bakr
- Kerusakan mekanik teras atau bahan bakar (misalkan, salah-
penanganan bahan bakar, jatuhnya wadah transfer bahan bakar ke
teras)
- Kegagalan sistem pendinginan darurat
- Salah-fungsi pengendali daya reaktor
- Kritikalitas di bahan bakar dalam tempat penyimpanan
- Kegagalan piranti pengungkungan, termasuk sistem ventilasi
- Kehilangan pendingin pada penyimpanan atau sistem transfer bahan
bakar
119
- Kehilangan atau pengurangan perisai radiasi yang baik
- Kegagalan alat eksperimen atau bahan eksperimen (misalkan pecahnya
untai)
- Pelampauan nilai normal bahan bakar
(6) Kejadian internal khusus
- Kebakaran atau ledakan internal
- Penggenangan internal
- Kehilangan sistem penyangga
- Insiden terkait keamanan
- Salah-fungsi dalam eksperimen reaktor
- Akses tak benar oleh seseorang ke area terekstrisi
- Semburan fluida, hantaman pipa
- Reaksi kimia eksotermik
(7) Kejadian eksternal
- Gempa bumi (termasuk seismik terinduksi patahan atau pergeseran
tanah)
- Banjir (termasuk kegagalan bendungan di hulu dan penyumbatan
sungai)
- Tornado atau lontaran benda (misil) akibat tornado
- Badai pasir
- Petir, badai, hurricanes
- Siklon tropos
- Ledakan
- Tabrakan pesawat
- Kebakaran
- Tumpahan toksik
- Kecelakaan dalam jalur lalu lintas
- Pengaruh dari fasilitas tetangga (misalkan fasilitas nuklir, fasilitas kimia
dan pengelolaan limbah radioaktif)
- Bahaya biologis seperti korosi mikroba, keruskan struktur atau atau
kerusakan peralatan akibat serangga
120
- Fenomena meterologi ekstrim
- Sambaran petir
- Kenaikan tegangan atau daya pada jalur pasokan eksternal
(8) Kesalahan manusia
121
DAFTAR PUSTAKA
[1] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, The Safety of Nuclear
Installations, Safety Series No. 110, IAEA, Vienna (1993).
[2] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Legal and
Governmental Infrastructure for Nuclear, Radiation, Radioactive Waste
and Transport Safety, Safety Standards Series No. GSR-1, IAEA,
Vienna (2000).
[3] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Organization and
Staffing of the Regulatory Body for Nuclear Facilities, Safety Standards
Series No. GS-G-1.1, IAEA, Vienna (2002).
[4] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Review and
Assessment of Nuclear Facilities by the Regulatory Body, Safety
Standards Series No. GS-G-1.2, IAEA, Vienna (2002).
[5] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Regulatory Inspection
of Nuclear Facilities and Enforcement by the Regulatory Body, Safety
Standards Series No. GS-G-1.3, IAEA, Vienna (2002).
[6] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Documentation for
Use in Regulating Nuclear Facilities, Safety Standards Series No. GS-
G-1.4, IAEA, Vienna (2002).
[7] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety Assessment of
Research Reactors and Preparation of the Safety Analysis Report,
Safety Series No. 35-G1, IAEA, Vienna (1994).
[8] INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP, Safety
Culture, Safety Series No. 75-INSAG-4, IAEA, Vienna (1994).
[9] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Quality Assurance for
Safety in Nuclear Power Plants and Other Nuclear Installations, Code
and Safety Guides Q1–Q14, Safety Series No. 50-C/SG-Q, IAEA,
Vienna (1996).
[10] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Grading of Quality
Assurance equirements, Technical Reports Series No. 328, IAEA,
Vienna (1991).
122
[11] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Site Evaluation for
Nuclear Installations, afety Standards Series No. NS-R-3, IAEA, Vienna
(2003).
[12] FOOD AND AGRICULTURE ORGANIZATION OF THE UNITED
NATIONS, NTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY,
INTERNATIONAL LABOUR ORGANISATION, OECD NUCLEAR
ENERGY AGENCY, PAN AMERICAN HEALTH ORGANIZATION,
WORLD HEALTH ORGANIZATION, International Basic Safety
Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety
of Radiation Sources, Safety Series No. 115, IAEA, Vienna (1996).
[13] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Regulatory Control of
Radioactive Discharges to the Environment, Safety Standards Series
No. WS-G-2.3, IAEA, Vienna (2000).
[14] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Predisposal
Management of Radioactive Waste including Decommissioning, Safety
Standards Series No. WS-R-2, IAEA, Vienna (2000).
[15] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety in the
Utilization and Modification of Research Reactors, Safety Series No.
35-G2, IAEA, Vienna (1994).
[16] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Decommissioning of
Nuclear Power Plants and Research Reactors, Safety Standards
Series No. WS-G-2.1, IAEA, Vienna (1999).
[17] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, The Principles of
Radioactive Waste Management, Safety Standards Series No. 111-F,
IAEA, Vienna (1995).
[18] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Regulations for the
Safe Transport of Radioactive Material, 1996 Edition (Revised), Safety
Standards Series No. TS-R-1 (ST-1 Rev.), IAEA, Vienna (2000).
[19] FOOD AND AGRICULTURE ORGANIZATION OF THE UNITED
NATIONS, INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY,
INTERNATIONAL LABOUR ORGANIZATION, OECD NUCLEAR
ENERGY AGENCY, PAN AMERICAN HEALTH ORGANIZATION,
UNITED NATIONS OFFICE FOR THE CO-ORDINATION OF
HUMANITARIAN AFFAIRS, WORLD HEALTH ORGANIZATION,
123
Preparedness and Response for a Nuclear or Radiological Emergency,
Safety Standards Series No. GS-R-2, IAEA, Vienna (2002).
[20] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Radiation Protection
and the Safety of Radiation Sources, Safety Series No. 120, IAEA,
Vienna (1996).
[21] INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP, Defence
in Depth in Nuclear Safety, INSAG Series No. 10, IAEA, Vienna (1996).
[22] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety of Nuclear
Power Plants: Design, Safety Standards Series No. NS-R-1, IAEA,
Vienna (2000).
[23] INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP, Basic
Safety Principles for Nuclear Power Plants, INSAG-12, IAEA, Vienna
(1999).
[24] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, The Physical
Protection of Nuclear Material and Nuclear Facilities,
INFCIRC/225/Rev. 4, IAEA, Vienna (1999).
[25] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, INTERNATIONAL
LABOUR OFFICE, Occupational Radiation Protection, Safety
Standards Series No. RS-G-1.1, Vienna (1999).
124
Tambahan I
FUNGSI KESELAMATAN UNTUK REAKTOR RISET
(TERSELEKSI)
I-1. Fungsi keselamatan untuk reaktor riset terseleksi diperlihatkan pada Tabel
I-1. Fungsi keselamatan merupakan fungsi karakteristik penting yang terkait
dengan SSK untuk menjamin keselamatan reaktor. Fungsi keselamatan
bersesuaian dengan rancangan reaktor. Beberapa fungsi keselamatan tidak
relevan untuk beberapa tipe reaktor riset. Fungsi keselamatan adalah satu dari
elemen kunci dalam gradasi aplikasi persyaratan untuk SSK. Fungsi
keselamatan untuk setiap SSK harus diidentifikasi. Fungsi keselamatan yang
ditampilkan pada Tabel I-1 adalah untuk pertimbangan bagi organisasi
pengoperasi reaktor riset. Pemenuhan fungsi keselamatan yangtertera dalam
Tabel I-1 perlu mendapat pembenaran untuk reaktor tertentu.
TABEL I-1. Fungsi Keselamatan Terseleksi untuk Reaktor Riset
Item penting
untuk keselamatan Fungsi keselamatan
Gedung dan struktur (a) Membentuk sebuah barier terhadap
pelepasan bahan radioaktif ke lingkungan
secara tak terkendali
(b) Memberikan proteksi untuk sistem
keselamatan yang ada di dalamnya
terhadap kejadian internal dan eksternal
(c) Memberikan perisai terhadap radiasi
Teras reaktor (a) Menjaga geometri bahan bakr dan jalur
aliran pendingin yang diperlukan sehingga
menjamin kemungkinan pemadaman dan
pengambilan panas pada semua kondisi
operasional dan DBA
125
(b) Memberikan reaktivitas umpan balik negatif
(c) Memberikan cara moderasi dan kendali
fluks neutron
Matriks bahan bakar dan
kelongsong
(a) Membentuk sebuah barier terhadap
pelepasan produk fisi dan bahan radioaktif
lain dari bahan bakar
(b) Memberikan konfigurasi yang tetap
Sistem pengendali
reaktivitas (termasuk sistem
pemadaman reaktor)
Mengendalikan reaktivitas di dalam teras
reaktor untuk menjamin bahwa reaktor dapat
dipadamkan secara aman dan untuk menjamin
bahwa batas rancangan bahan bakar dan
batasan lain tidak akan terlampaui dalam
semua keadaan operasional reaktor dan DBA
Sirkuit primer pendingin
reaktor
Memberikan pendinginan teras yang memadai
dan menjamin bahwa batas yang ditentukan
untuk bahan bakar dan pendingin tidak
dilampaui dalam semua keadaan operasional
reaktor dan DBA
Sistem pendinginan teras
darurat
Mentransfer panas dari teras reaktor menyusul
kecelakaan kehilangan air pendingin pada laju
yang memadai untuk mencegah kerusakan
bahan bakar secara signifikan
Sistem proteksi reaktor (a) Mengambil tindakan protektif guna
pemadaman reaktor, mendinginkan dan
mengungkung bahan radioaktif dan
memitigasi konsekuensi kecelakaan
(b) Mengendalikan saling-kunci untuk
melindungi kesalahan operasional jika
kondisi yang dikehendaki tidak dipenuhi
Sistem instrumentasi dan
kendali terkait dengan
keselamatan yang lain
(a) Menjaga parameter reaktor dalam batas
operasional tanpa mencapai batas
keselamatan
(b) Memberikan dan menampilkan kepada
126
operator informasi yang cukup untuk
menentukan status sistem proteksi reaktor
dan mengambil tindakan terkait
keselamatan yang benar
Pasokan daya listrik Memberikan daya secara cukup deang kualitas
yang sesuai bagi sistem dan peralatan untuk
menjamin kapabilitas sistem dan peralatan
tersebut guna melaksanakan fungsi
keselamatan saat diminta
Sistem penanganan dan
penyimpanan bahan bakar
(a) Meminimalkan paparan radiasi
(b) Mencegah kritikalitas tak disengaja
(c) Membatasi kenaikan temperatur bahan
bakar
(d) Menyimpan bahan bakar segar dan bekas
(e) Mencegah kerusakan bahan bakar akibat
mekanik atau korosi
Sistem pemantauan radiasi Memberikan pengukuran dan peringatan untuk
meminimalkan paparan radiasi personi
pengoperasi dan peneliti
Sistem proteksi kebakaran Menjamin bahwa pengaruh buruk kebakaran
atau ledakan terinduksi kebakaran tidak
menghambat item penting untuk keselamatan
menjalankan fungsi keselamatannya saat
diminta
127
Tambahan II
ASPEK OPERASIONAL REAKTOR RISET YANG PERLU PERHATIAN
KHUSUS
II-1. Tambahan II memberikan garis besar aspek operasional reaktor riset yang
memerlukan perhatian khusus
MANAJEMEN REAKTIVITAS DAN KRITIKALITAS
II-2. Konfigurasi teras reaktor riset sering sekali berubah dan perubahan ini
melibatkan manipulasi komponen seperti perangkat bahan bakar, batang
kendali dan peralatan eksperimen, banyak di anataranya memiliki nilai
reaktivitas yang perlu dipertimbangkan. Perhatian harus diberikan untuk
menjamin bahwa batasan subkritikalitas dan batas reaktivitas untuk
penyimpanan bahan bakar dan pemuatan teras tidak dilampaui setiap saat.
KESELAMATAN TERMAL TERAS
II-3. Perubahan muatan teras yang sering seperti disebut di atas mempengaruhi
karakteristik nuklir dan termal teras. Perhatian harus diambil untuk menjamin
bahwa dalam setiap hal karakteristik tersebut harus ditentukan secara benar
dan bahwa karakteristik tersebut dicek berdasarkan kondisi yang relevan untuk
keselamatan nuklir dan termal sebelum reaktor dioperasikan.
KESELAMATAN PERALATAN EKSPERIMEN
II-4. Berdasarkan karakteristik operasional, termal, nuklir dan teknisnya,
peralatan eksperimen yang digunakan dalam reaktor riset mungkin dapat
128
mempengaruhi secara signifikan keselamatan reaktor. Perhatian harus
diberikan untuk menjamin bahwa implikasi karakteristik termal, nuklir dan teknis
peralatan eksperimen tersebut terhadap keselamatan dikaji secara memadai
dan tersedia dalam dokumentasi yang sesuai.
MODIFIKASI REAKTOR
II-5. Reaktor riset dan peralatan eksperimen yang terkait dengan reaktor
tersebut seringkali dimodifikasi agar kemampuan operasionalnya dapat
beradaptasi dengan perubahan persyaratan untuk penggunaannya. Jaminan
khsusu diperlukan untuk memastikan bahwa setiap efek keselamatan akibat
modifikasi telah secara benar dikaji, didokumentasi dan dilaporkan, dan bahwa
reaktor tidak dioperasikan tanpa persetujuan resmi setelah penyelesaian
modifikasi yang memiliki implikasi signifikan terhadap keselamatan.
MANIPULASI KOMPONEN DAN BAHAN
II-6. Khusus pada reaktor riset tipe kolam, komponen, peralatan dan bahan
eksperimental seringkali diubah dan dipindahkan di dekat teras reaktor.
Jaminan khusus diperlukan untuk memastikan bahwa personil yang
melaksanakan kegiatan perubahan dan pemindahan tersebut akan mengikuti
secara ketat prosedur dan larangan yang ditetapkan untuk mencegah setiap
interferensi mekanik dan nuklir terhadap reaktor, untuk meminimalkan
probabilitas penyumbatan dalam sistem pendinginan bahan bakar oleh objek
asing secara tak terkendali, dan untuk mencegah pelepasan radioaktif serta
paparan radiasi serius.
TINDAKAN KESELAMATAN UNTUK PENGUNJUNG
129
II-7. Tamu ilmuwan, peserta pelatihan, pelajar dan personil lain yang
mengunjungi reaktor riset mungkin dapat memiliki akses ke area terkendali dan
dapat secara aktif terlibat dalam operasi dan pemanfaatan reaktor. Kehati-
hatian dan perhatian harus diberikan untuk menjamin bahwa semua prosedur,
larangan dan kendali yang ditujukan untuk memverifikasi pengunjung seperti itu
memiliki kondisi kerja yang aman dan bahwa kegiatan mereka tidak akan
mempengaruhi keselamatanb reaktor benar-benar siawasi.
130
GLOSARIUM
acceptable limit (batas dapat diterima)
Lihat limit (batas)
applicant (pemohon)
Orang (atau badan) yang secara hukum sah yang memohon otorisasi
untuk melakukan aktivitas tertentu kepada badan pengawas
area (area)
controlled area (area terkendali). Area ditentukan yang di dalamnya
disyaratkan adanya tindakan proteksi khusus dan kelengkapan
keselamatan yang ditujukan untuk pengendalian paparan radiasi normal
atau untuk mencegah penyebaran kontaminasi selama kondisi kerja
normal, dan mencegah atau membatasi ekstensi paparan potensial. Area
terkendali seringkali berada dalam area tersupervisi, tetapi tidak harus
seperti itu.
operations area (area operasi). Area geografis yang melingkupi fasilitas
terotorisasi. Area ini tertutup oleh barier fisik (batas operasi), untuk
mencegah akses tanpa otorisasi dan dengan adanya barier tersebut,
manajemen fasilitas terotorisasi dapat melaksanakan kewenangan
langsungnya.
site area (area tapak). Area geografis yang melingkupi fasilitas
terotorisasi dan di dalam area tersebut manajemen fasilitas terotorisasi
dapat mengendalikan secara langsung tindakan kedaruratan. Area ini
sering kali identik dengan area operasi kecuali pada situasi (misalkan
reaktor riset, instalasi iradiasi) dimana fasilitas terotorisasi berada di dalam
tapak dan kegiatan lain dilaksanakan di luar area operasi, tetapi
131
manajemen fasilitas terotorisasi dapat diberikan beberapa tingkat
kewenangan ats seluruh area tapak. Batas tapak adalah batas area tapak
supervised area (area tersupervisi). Area ditentukan yang tidak
dimaksudkan sebagai area terkendali tetapi kondisi paparan kerja
senantiasa ditinjau ulang, meskipun tindakan proteksi khusus dan
kelengkapan keselamatan tidak dibutuhkan.
authorization (otorisasi)
Pemberian oleh badan pengawas atau badan pemerintah lain izin tertulis
kepada operator untuk melaksanakan aktivitas tertentu. Otorisasi dapat
mencakup, misalkan, sertifikasi, registrasi dan lain-lain. Istilah otorisasi kadang-
kadang juga dipergunakan untuk menggambarkan dokumen yang memberikan
izin seperti itu. Otorisasi biasanya lebih formal dari pada proses persetujuan.
authorized limit (batas terotorisasi)
Lihat limit (batas)
commissioning (komisioning)
Proses pengoperasian dan verifikasi apakah sistem dan komponen
fasilitas dan kegiatan yang telah dikonstruksi memiliki kesesuaian dengan
rancangan dan memenuhi kriteria kinerja yang disyaratkan.
common cause failure (kegagalan sebab sama)
Kegagalan dua atau lebih struktur, sistem atau komponen akibat sebab
atau kejadian tunggal tertentu.
containment (sungkup)
Metode atau barier fisik yang dirancang untuk mencegah dispersi
substansi radioaktif. Sungkup pada umumnya digunakan untuk menunjuk pada
metode atau struktur untuk mencegah substansi radioaktif menyebar ke
lingkungan jika pengungkungnya gagal.
132
critical assembly (perangkat kritis)
Sebuah perangkat yang berisi bahan fisil yang dimaksudkan untuk
mempertahankan reaksi fisi berantai terkendali pada tingkat daya rendah, yang
digunakan untuk mempelajari geometri dan komposisi teras reaktor.
critical group (kelompok kritis)
Sebuah kelompok di masyarakat yang cukup homogen dalam hal
paparan akibat sumber radiasi tertentu dan jalur radiasi yang tertentu pula dan
secara perseorangan menerima dosis efektif dan dosis ekivalen (sesuai
keperluan) tertinggi untuk jalur dan sumber radiasi tertentu.
decommissioning (dekomisioning)
Tindakan administratif dan teknis yang diambil untuk memungkinkan
pengambilan (penghapusan) beberapa atau semua kendali regulatori dari
sebuah fasilitas (kecuali untuk repositori, yang dikatakan ditutup bukan
didekomisioning).
design basis (dasar rancangan)
Rentang kondisi dan kejadian dipertimbangkan secara eksplisit ke dalam
rancangan sebuah fasilitas sesuai kriteria sedemikian sehingga fasilitas dapat
bertahan terhadap kondisi dan kejadian tersebut tanpa melampaui batas yang
diizinkan melalui operasi sistem keselamatan yang direncanakan.
disposal (penyimpanan)
Penempatan limbah di dalan sebuah fasilitas yang tepat tanpa
bermaksud untuk diambil kembali.
diversity (keragaman)
Keberadaan dua atau lebih sistem atau komponen redundan untuk
melaksanakan fungsi yang telah ditentukan yang memiliki kerja berbeda
sehingga dapat mengurangi kemungkinan kegagalan sebab sama. Contoh
kerja tersebut: kondisi oeprasi berbeda, prinsip kerja berbeda atau tim
perancangan berbeda (yang memberikan keragaman fungsional), dan ukuran
133
peralatan yang berbeda, fabrikator yang berbeda, serta tipe peralatan yang
menggunakan metode fisis yang berbeda (yang memberikan keragaman fisis).
dose constraint (kendala dosis)
Restriksi prospektif pada dosis individu, akibat sebuah sumber, yang
berlaku sebagai batas atas dosis dalam optimasi proteksi dan keselamatan
dose limit (batas dosis)
Lihat limit (batas)
facilities and activities (fasilitas dan aktivitas)
Istilah umum yang mencakup fasilitas nuklir, penggunaan semua sumber
radiasi pengion, semua aktivitas pengelolaan limbah radioaktif, pengangkutan
bahan radioaktif dan praktek atau kondisi lain apa pun dimana orang dapat
terekspos oleh radiasi dari sumber radioaktif alam ataupun buatan. Fasilitas
mencakup fasilitas nuklir, instalasi iradiasi, fasilitas penambangan dan
pengeboran, fasilitas pengelolaan limbah dan tempat lain apa pun dimana
bahan radioaktif dibangkitkan, diproses, digunakan, ditangani, disimpan atau
dibuang – atau dimana pembangkit radiasi dipasang – pada skala demikian
sehingga pertimbangan proteksi dan keselamatan disyaratkan. Aktivitas
mencakup produksi, penggunaan, impor dan eskpor sumber radioaktif untuk
tujuan industri, riset dan medis, pengangkutan bahan radioaktif, penambangan
dan pemrosesan bijih radioaktif dan penutupan fasilitas terkait, pembersihan
tapak yang terpengaruh oleh residu dari aktivitas sebelumnya dan aktivitas
pengelolaan limbah radioaktif seperti pelepasan efluen.
fuel assembly (perangkat bahan bakar)
Satu kumpulan elemen bahan bakar dan komponen terkait yang
dimuatkan ke dalam dan dikeluarkan secara berurutan dari teras reaktor
sebagai unit tunggal.
fuel elemen (elemen bahan bakar)
134
Sebuah batang (atau dalam bentuk lain) bahan bakar nuklir,
kelongsongnya dan komponen terkait yang diperlukan untuk membentuk satu
unit struktur.
level (tingkat)
action level (tingkat tindak). Tingkat laju dosis atau konsentrasi aktivitas
yang jika dilampaui tindakan pemulihan atau tindakan protektif perlu
dilakukan dalam situasi paparan kronis atau paparan kedaruratan.
intervention level (tingkat intervensi). Tingkat dosis dapat dihindari
pada batas mana tindakan protektif khusus atau tindakan pemulihan
diambil pada situasi paparan kedaruratan atau paparan kronis.
investigation level (tingkat investigasi). Nilai sebuah kuantitas seperti
dosis efektif, pemasukan atau kontaminasi per satuan luas atau volume
yang jika dilampaui investigasi harus dilakukan.
recording level (tingkat perekaman). Tingkat dosis, paparan atau
pemasukan yang ditentukan oleh badan pengawas jika nilai tersebut
dicapai atau dilampaui oleh pekerja maka harus dicatat dalam rekaman
paparan individu.
reference level (tingkat acuan). Tingkat tindakan, tingkat intervensi,
tingkat investigasi atau tingkat perekaman.
licence (lisensi)
Sebuah dokumen sah menurut hukum dikeluarkan oleh badan pengawas
yang memberikan otorisasi untuk melaksanakan aktivitas tertentu berkaitan
dengan sebuah fasilitas atau aktivitas. Pemegang lisensi yang berlaku
diistilahkan sebagai pemilik lisensi.
limit (batas)
Nilai sebuah kuantitas yang digunakan dalam beberapa aktivitas atau
situasi tertentu yang harus tidak dilampaui. Istilah batas hanya digunakan untuk
135
sebuah kriterium yang harus tidak dilampaui, misalkan ketika melampaui batas
akan menyebabkan beberapa bentuk sangsi hukum dikenakan. Kriteria untuk
kegunaan lain – misalkan untuk mengindikasikan kebutuhan investigasi lebih
dekat atau peninjauan ulang prosedur, atau sebagai ambang untuk melaporkan
kje badan pengawas – harus diuraikan menggunakan istilah lain, seperti tingkat
acuan.
acceptable limit (batas dapat diterima). Sebuah batas yang dapat
diterima oleh badan pengawas. Istilah batas dapat diterima biasanya
digunakan untuk menjelaskan sebuah batas kondisi radiologis
diperkirakan dari sebuah kecelakaan (atau dari paparan potensial, jika
terjadi) yang dapat diterima oleh badan pengawas ketika kemungkinan
kejadian kecelakaan atai paparan potensial telah dipertimbangkan (yaitu
dengan dasar bahwa hal tersebut sangat kecil kemungkinan terjadinya).
Istilah batas terotorisasi harus digunakan untuk menyatakan batas pada
dosis atau risiko, atau pada pelepasan radionuklida, yang dapat diterima
oleh badan pengawas dengan asumsi bahwa mereka sangat mungkin
terjadi.
authorized limit (batas terotorisasi). Sebuah batas pada kuantitas dapat
ukur, ditetapkan atau diterima secara resmi oleh badan pengawas.
dose limit (batas dosis). Nilai dosis efektif atau dosis ekivalen untuk
perorangan dari praktek terkendali yang harus tidak dilampaui.
operational limits and conditions (batas dan kondisi operasi).
Sekumpulan aturan yang menetapkan batas parameter, kemampuan
fungsional dan tingkat kinerja peralatan dan personil yang disetujui oleh
badan pengawas untuk operasi aman sebuah fasilitas terotorisasi.
safety limits (batas keselamatan). Batas parameter operasional yang
jika berada lebih rendah dari batas tersebut, sebuah fasilitas terotorisasi
telah diperlihatkan aman. Batas keselamatan adalah batas dan kondisi
operasi di luar operasi normal.
136
maintenance (perawatan)
Aktivitas terorganisasi, baik secara administratif dan teknis, dalam
menjaga struktur, sistem dan komponen tetap berada pada kondisi operasi
yang baik, mencakup aspek pencegahan dan perbaikan.
monitoring (pemantauan)
Pengukuran radiologis atau parameter lain secara kontinyu atau
penentuan status sistem. Pengambilan contoh (sampel) dapat dicakup sebagai
langkah pertama pengukuran.
operating organization (organisasi pengoperasi)
Organisasi yang diberi otorisasi oleh badan pengawas (atau badan yang
berkompeten lain) untuk mengoperasikan sebuah fasilitas
operational limit and conditions (batas dan kondisi operasi)
Lihat limit (batas)
plant equipment [reactor equipment] (peralatan instalasi [peralatan
reaktor])
item important to safety (item yang penting untuk keselamatan).
Suatu item yang menjadi bagain dari suatu kelompok keselamatan yang
kegagalan atau kesalahan fungsinya dapat mengarah pada paparan
radiasi terhadap pekerja atau anggota masyarakat. Item yang penting
untuk keselamatan mencakup:
protection system (sistem proteksi). Sistem yang memantau operasi
reaktor dan ketika mendeteksi kondisi tak normal akan secara otomatis
memicu tindakan untuk mencegah kondisi tak aman atau yang secara
potensial menjadikan kondisi tak aman. Sistem tersebut dalam hal ini
melingkupi semua piranti elektrik dan mekanik dan rangkaiannya, dari
sensor hingga terminal input peralatan aktuasi.
137
safety related item (item terkait keselamatan). Item yang penting untuk
keselmatan tetapi bukan menjadi bagian dari sistem keselamatan
safety system (sistem keselamatan)31. Suatu sistem yang penting untuk
keselamatan yang disediakan untuk menjamin pemadaman reaktor secara
aman atau pengambilan panas dari teras atau untuk membatasi
konsekuensi kejadian operasional terantisipasi dan kecelakaan dasar
rancangan. Sistem keselamatan tersusun atas sistem proteksi, sistem
aktuasi keselamatan dan fitur pendukung sistem keselamatan.
Komponen-komponen sistem keselamatan mungkin disediakan hanya
untuk melaksanakan fungsi keselamatan atau dapat melaksanakan fungsi
keselamatan dalam berbagai keadaan operasii instalasi dan fungsi bukan
keselamatan dalam keadaan operasi yang lain.
postulated initiating event (kejadian pemicu terpostulasi).
Sebuah kejadian yang diidentifikasi pada saat perancangan sebagai
dapat mendorong pada kejadian operasional terantisipasi atau kondisi
kecelakaan.
protection [or radiation protection] (proteksi [atau proteksi radiasi])
Perlindungan terhadap orang dari efek paparan radiasi pengion dan
cara-cara untuk mencapai tujuan tersebut.
protective action (tindakan protektif)
Tindakan sistem proteksi yang diperlukan untuk operasi piranti aktuasi
keselamatan tertentu. 31 Sistem keselamatan dapat berjenis aktif atau pasif. Sistem atau komponen aktif adalah
sistem atau komponen yang akan berfungsi sesuai rancangan setelah menerima sinyal input
dari sistem proteksi atau sinyal manual. Sistem atau komponen pasif adalah sistem atau
komponen yang tidak membutuhkan sinyal input untuk berfungsi. Pada sistem keselamatan
dikenal tingkat kepasifan (pasivitas) yang memungkinkan untuk sebuah definisi (tidak dikenal
secara universal) tiga kategori. Kategori tertinggi adalah ketika semua komponen untuk
keselamatan dirancang sebagai tipe pasif.
138
qualified expert (pakar terkualifikasi)
Individu yang, berdasarkan sertifikasi oleh badan atau himpunan yang
berkompeten, lisensi profesional, kualifikasi akademik atau pengalaman,
dikenal memiliki kepakaran dalam satu bidang atau spesialisasi relevan,
misalkan fisika kedokteran, proteksi radiasi, kesehatan kerja, keselamatan
kebakaran, jaminan kualitas atau spesialisasi keselamatan dan keteknikan lain.
quality assurance (jaminan kualitas)
Tindakan sistematik dan terencana yang diperlukan untuk memberikan
keyakinan yang memadai bahwa suatu item, proses atau layanan akan
memuaskan persyaratan yang diberikan untuk kualitas, misalkan, syarat-syarat
yang ditentukan dalam lisensi.
reactor states [plant states] (keadaan reaktor [keadaan instalasi])
operational states [or operating conditions] (keadaan operasional
[kondisi operasi])
normal operation (operasi normal). Operasi dalam batas dan kondisi
operasi yang ditentukan.
anticipated operational occurences (kejadian operasional
terantisipasi). Suatu proses operasional yang menyimpang dari
operasi normal yang diharapkan terjadi paling tidak satu kali dalam
masa hidup operasi fasilitas tetapi, dari sudut pandang kelengkapan
rancangan, tidak menyebabkan kerusakan yang signifikan pada item
yang penting untuk keselamatan atau mengarah pada kondisi
kecelakaan.
accident conditions (kondisi kecelakaan) (tidak biasa digunakan untuk
reaktor riset)
design basis accident (kecelakaan dasar rancangan). Kondisi
kecelakaan yang menjadi dasar perancangan sebuah [reaktor riset]
139
dengan menetapkannya sebagai kriteria rancangan, dan di bawah
kondisi tersebut kerusakan bahan bakar dan pelepasan bahan
radioaktif dijaga dalam batas yang diizinkan.
beyond design basis accident (kecelakaan di luar dasar
rancangan). Kondisi kecelakaan yang lebih parah dari kecelakaan
dasar rancangan.
redundancy (redundansi)
Penyediaan struktur, sistem atau komponen alternatif (identik atau
berbeda) sedemikian sehingga satu yang mana pun dapat melaksanakan
fungsi yang disyaratkan tanpa melihat keadaan operasi atau kegagalan yang
lain.
regulatory body (badan pengawas)
Satu otoritas atau sistem otoritas yang ditunjuk oleh pemerintah suatu negara
memiliki kewenangan hukum untuk menjalankan proses regulatori, termasuk
menerbitkan otorisasi, dan regulasi keselamatan nuklir, radiasi, limbah
radioaktif dan pengangkutan [bahan nuklir].
safety [or nuclear safety] (keselamatan [atau keselamatan nuklir])
Pencapaian kondisi operasi yang benar, pencegahan kecelakaan atau mitigasi
konsekuensi kecelakaan, yang berdampak pada perlindungan pekerja [dan
personil tapak yang lain], masyarakat dan lingkungan dari bahaya radiasi yang
berbahaya.
safety culture (budaya keselamatan)
Kesatuan karakteristik dan sikap di dalam organisasi dan individu yang
menjadikan issu proteksi dan keselamatan sebagai prioritas utama dan
menerima perhatian yang dijamin oleh keutamaannya.
safety function (fungsi keselamatan)
Kegunaan khusus yang harus dipenuhi untuk tujuan keselamatan
140
safety group (kelompok keselamatan)
Seperangkat peralatan yang ditujukan guna melaksanakan semua
tindakan yang dibutuhkan untuk menjamin, menyusul suatu kejadian pemicu
terpostulasi tertentu,bahwa batas-batas yang ditetapkan dalam dasar
rancangan untuk kejadian operasional terantisipasi dan kecelakaan dasar
rancangan tidak dilampaui.
safety limit (batas keselamatan)
Lihat limit (batas)
Safety system setting (tetapan sistem keselamatan)
Tingkat yang menandai aktuasi secara otomatik piranti protektif dalam
kejadian operasi terantisipasi atau kondisi kecelakaan, untuk mencegah agar
batas keselamatan tidak dilampaui.
self-assessment (pengkajian diri)
Proses rutin dan kontinyu yang dilakukan oleh manajemen pada semua
tingkat untuk mengevaluasi efektivitas kinerja di semua area yang menjadi
tanggungjawabnya. Aktivitas pengkajian diri mencakup tinjau ulang,
pengawasan dan cek diskrit yang difokuskan pada pencegahan atau identifikasi
dan perbaikan problem manajemen yang menghalangi pencapaian tujuan
organisasi, khususnya tujuan keselamatan.
shutdown reactivity (reaktivitas pemadaman)
Reaktivitas pada saat semua piranti kendali mengintroduksikan
reaktivitas negatif maksimumnya.
single failure (kegagalan tunggal)
Suatu kegagalan yang mengakibatkan kehilangan kemampuan
komponen untuk melaksanakan fungsi keselamatan yang diharapkan, dan
setiap konsekuensi kegagalan yang dihasilkan darinya.
single failure criterion (kriterium kegagalan tunggal)
141
Satu kriterium (atau persyaratan) yang diterapkan pada sistem
sedemikian sehingga sistem tersebut harus mampu melaksanakan tugasnya
walau terjadi kegagalan tunggal.
siting (penapakan)
Proses seleksi tapak yang cocok untuk sebuah fasilitas, termasuk
pengkajian yang tepat dan definisi dasar rancanagn yang terkait.
source term (suku sumber)
Jumlah dan komposisi isotopik bahan yang dilepaskan (atau dipostulasi
dilepaskan) dari suatu fasilitas. Istilah ini dipergunakan dalam pemodelan
pelepasan radionuklida ke lingkungan, khususnya dalam konteks kecelakaan
pada instalsi nuklir atau pelepasan dari limbah radioaktif di dalam epositori.
