keselamatan reaktor riset baru dan yang ada dalam kaitan dengan
TRANSCRIPT
KESELAMATAN REAKTOR RISET BARU DAN YANG ADA DALAM KAITAN
DENGAN PERISTIWA EKSTERNAL
(Terjemahan dokumen IAEA Safety Report Series No. 41: Safety of New and Existing of Research Reactor in
Relation with External Events)
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. PENGANTAR 1.1. LATAR BELAKANG 1.2. SASARAN 1.3. RUANG LINGKUP 1.4. STRUKTUR 2. KONSEP KELAMATAN SUATU LOKASI DAN DESAIN 2.1. UMUM 2.2. SASARAN KESELAMATAN BAGI REAKTOR RISET 2.3. SASARAN KESELAMATAN TEKNIS BAGI REAKTOR RISET 2.4. PENGELOMPOKAN DARI FASILITAS 2.5. KLASIFIKASI KESELAMATAN DAN PENGELOMPOKAN PERISTIWA
EKSTERNAL UNTUK STRUKTUR, SISTEM DAN KOMPONEN 2.6. SASARAN PENCAPAIAN 2.7. KELAS DESAIN UNTUK STRUKTUR, SISTEM DAN KOMPONEN 2.8. APLIKASI DARI KONSEP DEFENCE IN DEPTH 2.9. ISU EVALUASI ULANG 2.10. KAJIAN KESELAMATAN SECARA PERIODIK 3. PENDEKATAN UMUM UNTUK LOKASI DAN DESAIN 4. PENILAIAN KESELAMATAN AWAL DAN AKHIR 4.1. UMUM 4.2. EVALUASI KAPASITAS STRUKTUR, SISTEM DAN KOMPONEN 4.3. ESTIMASI AWAL DARI LEVEL BAHAYA DAN KETETAPAN KELAS
DESAIN YANG SESUAI DENGAN SASARAN PENCAPAIAN 4.4. EVALUASI AKHIR DARI KESELAMATAN FASILITAS 5. INVESTIGASI LOKASI 5.1. UMUM 5.2. EVALUASI DARI KARAKTERISTIK LOKASI 6. EVALUASI BAHAYA EKSTERNAL 6.1. PENYARINGAN BAHAYA UNTUK PERISTIWA EKSTERNAL 6.2. DASAR DESAIN PERISTIWA EKSTERNAL 6.3. EVOLUSI BAHAYA DALAM JANGKA PANJANG 7. DESAIN, KUALIFIKASI DAN EVALUASI-ULANG 7.1. UMUM 7.2. SELEKSI DARI DESAIN YANG DAPAT DITERIMA DAN
PENDEKATAN EVALUASI-ULANG 7.3. SELEKSI DARI KODE (STANDARD) YANG DAPAT DITERIMA 7.4. SELEKSI DARI/PADA AN SESUAI DESAIN DAN EVALUASI-ULANG
METODA 7.5. BEBAN KOMBINASI DAN FAKTOR BEBAN 7.6. KUALIFIKASI DENGAN CARA ANALISA 7.7. KUALIFIKASI DENGAN PENGUJIAN
7.5. BEBAN KOMBINASI DAN FAKTOR BEBAN 7.6. KUALIFIKASI DENGAN CARA ANALISA 7.7. KUALIFIKASI DENGAN PENGUJIAN 7.8. KUALIFIKASI BERDASAR PENGALAMAN 7.9. PENUAAN 7.10. PENDEKATAN SEDERHANA 7.11. ANCHORING PERALATAN 7.12. INTERAKSI 7.13. RANGKUMAN TAPAK DAN PROSES DESAIN 8. DISPERSION MATERIAL RADIOAKTIF DI LINGKUNGAN 9. MONITOR 10. SKRAM OTOMATIS DAN TINDAKAN OPERATOR SETELAH
PERSITIWA EKSTERNAL 11. PROSEDUR DARURAT 12. JAMINAN MUTU (QA) LAMPIRAN I FEEDBACK DARI PENGALAMAN LAMPIRAN II CONTOH DARI EVALUASI MARJIN KESELAMATAN
KESELURUHAN LAMPIRAN III USULAN NILAI PARAMETER PENTING DAN METODE
ACUAN UNTUK KUALIFIKASI DARI STRUKTUR, SISTEM DAN KOMPONEN
DAFTAR ACUAN
1
1. PENGANTAR
1.1. LATAR BELAKANG
Lokasi dan desain dari reaktor riset dalam kaitannya dengan peristiwa
eksternal bukanlah suatu disiplin ilmu yang mapan di lingkungan negara
anggota IAEA. Dalam beberapa kasus diterapkan ketentuan atau syarat
untuk desain dari industri konvensional, sedangkan pada keadaan lain
dipertimbangkan standar dan peraturan untuk Pembangkit Tenaga
Nuklir (PTN). Salah satu alasan utama dari besarnya perbedaaan
tersebut adalah kesulitan dalam penggolongan dari reaktor penelitian.
Reaktor riset melaksanakan enelitian, eksperimen dan kegiatan produksi
yang masing-masing memiliki kasus keselamatan dan susunan tata-letak
(layout) instalasi yang berbeda.
Sasaran dan tujuan dari keselamatan untuk reaktor riset didefinisikan
dalam acuan [1], yang dilengkapi dan disempurnakan pada dua Petunjuk
Keselamatan (Safety Guide) [2-3]. Penunjuk keselamatan tersebut
memberikan rekomendasi kepada Negara Anggota dan pendukung IAEA
saat mengkaji keselamatan dari fasilitas reaktor riset.
Bagaimapun juga, sudah diketahui secara luas bahwa terdapat banyak
kekurangan dalam kebutuhan keselamatan yang terinci, terutama dalam
kaitannya dengan bahaya radialogis terhadap lingkungan, publik dan
pekerja yang disebabkan oleh fasilitas reaktor riset sebagai akibat
peristiwa eksternal. Kenyataan ini sering memaksa perancang untuk
mengadopsi kriteria keselamatan yang paling ketat (biasanya desain
PLTN) pada desain fasilitas untuk menghadapi peristiwa eksternal untuk
menghidari kerumitan dari dipersolakannya masalah keamanan apabila
memilih kriteria keselamatan yang kurang ketat. Oleh sebab itu
diperlukan Laporan Keselamatan untuk menjelaskan keutamaan dari
fasilitas riset yang berbeda dan untuk memberikan kerangka yang
konsisten dalam evaluasi keselamatannya. Publikasi ini akan
memperlihatkan pendekatan secara berjenjang (graded approach), yaitu
2
suatu jenjang yang disesuaikan antara kebutuhan keselamatan untuk
PTN dan kebutuhan keselamatan untuk fasilitas dengan resiko industri
konvensional. Konsep dari pendekatan berjenjang ini dijabarkan pada
acuan [1,4], dan saat ini diterapkan di banyak negara anggota IAEA.
Pendekatan berjenjang memberikan kerangka keselamatan umum untuk
implementasi dan tinjauan dari proyek desain/evaluasi ulang, walaupun
terdapat perbedaan di negara anggota mengenai klasifikasi keselamatan
dari struktur, peralatan dan komponen serta metodologi desain.
Publikasi keselamatan IAEA yang membahas potensi bahaya untuk
instalasi nuklir dalam spektrum yang lebih luas dan juga sesuai dengan
publikasi saat ini adalah acuan [5] yang membahas desain fasilitas nuklir
selain PTN, acuan [6] yang membahas tentang lokasi/tapak, dan acuan
[7] yang membahas tentang jaminan mutu. Harus pula menjadi perhatian
adalah acuan [8] yang merupakan laporan tentang evaluasi ulang
tentang seismik/gempa bumi dari PTN, dan acuan [9] membahas
tentang potensial bahaya akibat seismik untuk PTN. Publikasi teknis
IAEA yang telah dipergunakan secara luas saat ini hanya membahas
aspek-aspek yang terbatas dari desain reaktor riset. Suatu publikasi
teknis yang utama 1 yang memfokuskan pada pertimbangan seismik
telah dipergunakan di banyak negara untuk memberikan dasar-dasar
kontrak dari beberapa reaktor riset. Pengganti dari publikasi [5]
menyajikan lokasi dan metode desain yang disederhanakan dengan
sasaran pada minimalisasi kebutuhan perhitungan yang canggih,
menekankan pentingnya konstruksi dan struktur terinci mulai dari
tahapan desain. Lebih lanjut, publikasi tersebut mengusulkan suatu
pendekatan untuk evaluasi keselamatan seismik yang merupakan
altenatif dari metodologi yang rumit pada analisa dan desain PTN.
Publikasi IAEA lainnya, yaitu acuan [10-14] memberikan contoh praktis
1 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Earthquake Resistant Design of Nuclear
Facilities with Limited Radioactive Inventory, IAEA-TECDOC-348 IAEA, Vienna (1985).
(Digantikan oleh acuan [5].)
3
di banyak negara anggota IAEA dan berisi rumusan awal dari
pendekatan berjenjang yang akan diuji secara rinci dalam publikasi ini.
1.2. SASARAN
Tujuan utama dari publikasi ini adalah untuk memberikan petunjuk untuk
melaksanakan suatu evaluasi keselamatan dari reaktor riset baru
maupun lama dalam hubungannnya dengan bahaya akibat peristiwa
eksternal (external events), yang bersesuaian dengan kebutuhan
keselamatan umum yang dinyatakan dalam acuan [4].
Publikasi ini berdasarkan pengalaman dari negara anggota IAEA dalam
mengevaluasi kriteria keselamatan dari reaktor riset, serta memberikan
kerangka yang masuk-akal (coherent) pada penerapan pendekatan
berjenjang dalam rancangan keselamatan. Hal ini dimaksud untuk
dipergunakan oleh Badan Pengawas dan organisasi yang bertanggung
jawab pada pengkajian keselamatan dari reaktor riset oleh penrancang
dan oleh kontraktor. Publikasi ini memberikan dasar teknis untuk aspek
keselamatan dari kajian diri (self-assesment) yang segaris dengan
kebutuhan keselamatan IAEA. Kerangka yang disajikan di sini dpat
dipergunakan untuk pengembangan pentunjuk baik yang site-spesific
maupun yang plant-spesific untuk pelaksanaan dari desain dan kajian
keselamatan.
Publikasi ini juga dapat dipergunakan sebagai dasar pada
persiapan bahan-bahan pelatihan untuk pekerja reaktor riset. Sebelum
dilakukannya upgrade dari instalasi, maka pelatihan tersebut akan
mendorong pekerja reaktor riset untuk menyempurnakan kajian-diri dari
kelemahan struktur yang ada dalam menghadapi peristiwa eksternal.
1.3. RUANG LINGKUP
Dari sudut keselamatan atas publik dan pekerja, reaktor riset sangatlah
sulit dikelompokkan karakteristik desainnya dan karakteristik dayanya
4
akibat luasnya lingkup kegiatan di reaktor riset (yaitu pelatihan,
penelitian, eksperimen dan produksi isotop). Publikasi ini
mengembangkan suatu pengelompokan yang pada awalnya
berdasarkan jumlah kandungan bahan radiaktif dari reaktor riset. Hal
tersebt dimaksud agar secara umum dapat diterapkan pada berbagai
jenis reaktor riset maupun fasilitas nuklir selain reaktor riset.
Fasilitas lain yang mungkin berlokasi di tempat reaktor riset antara lain:
a. Laboratorium produksi isotop, aplikasi industri (misal uji tak
merusak atau NDT) dan produksi bahan bakar.
b. Penyimpanan material radioaktif dan fasilitas pengelolaan limbah
radioaktif.
c. Fasilitas catu daya (misal pembangkit listrik tenaga diesel).
d. Struktur bantu dan fasilitas lain (misal menara pendingin, tangki,
kanal transfer isotop dlsb.).
e. Tempat penyimpanan bahan bakar baru dan bekas.
Dalam publikasi ini, sebagian besar fasilitas yang disebut di atas dapat
dievaluasi denga pendekatan put-forward. Perlakuan khusus harus
diterapkan dalam melakukan analisa dari peralatan khusus seperti hot
cell dan pelengkapan produksi bahan bakar. Perlengkapan tersebut
mungkin memerlukan pengembangan kebutuhan keselamatan tertentu
yang berbeda.
Peristiwa eksternal yang menjadi pertimbangan dalam laporan ini
termasuk bahaya peristiwa alam dan bahaya akibat perbuatan manusia
dari sumber-sumber di luar lokasi reaktor atau diluar fasilitas yang terkait
dengan keselamatan. Peristiwa eksternal yang paling mungkin terjadi
pada desain reaktor riset dijadikan acuan yang eksplisit (misal gempa
bumi, angin, hujan air dan salju, banjir, ledakan, kecelakaan pesawat
5
udara dan kebakaran di luar). Rekomendasi khusus diberikan dalam
bahasan ini untuk peristiwa-peristiwa tersebut. Bagaimanapun juga,
pendekatan terhadap evaluasi keselamatan yang dibahas dalam
publikasi ini dapat dipergunakan juga pada senario manapun yang
dicantumkan dalam laporan anlisa keselamatan.
Hal yang dibahas dalam publikasi ini berlaku bagi desain fasilitas baru
dan kajian ulang dari desain fasilitas yang sudah ada. Kajian ulang
mungkin diperlukan karena modifikasi menyeluruh dari suatu fasilitas
yang ada (misal untuk memenuhi kebutuan eksperimen baru), kajian
ulang dari bahaya secara periodik atau modifikasi dari kebutuhan bagi
perijinan. Publikasi ini memberikan usulan dan petunjuk untuk semua hal
tersebut di atas.
1.4. STRUKTUR
Publikasi ini membahas permasalahan utama sebagai berikut:
a. Pengembangan dari rincian pengelompokan dari bahaya radiologis
yang diakibatkan oleh fasilitas terhadap pekerja, terhadap publik
dan terhadap lingkungan sebelum dilakukan pemilihan metode dan
prosedur yang sesuai untuk mengevaluasi lokasi, rancangan dan
pengoperasian yang aman dari suatu fasilitas (Bagian 2-4).
b. Pelaksanaan investigasi lokasi dan pengembangan dari analisa
bahaya yang spesific terhadap lokasi (Bagian 5 dan 6).
c. Pengembangan dari desain struktur dan/atau evaluasi ulang dari
struktur yang tekait pada keselamatan, sistem dan komponen yang
terpasang di dalam fasilitas yang memilki potensi bahaya (Bagian
7).
d. Pengkajian dari pengaruh terhadap lingkungan dari dispersi bahan
radioaktif dari fasilitas reaktor setelah terjadinya kecelakaan
(Bagian 8).
6
e. Pengebangan dari cara yang sesuai untuk pemantauan, peringatan,
menejemen pesistiwa, inspeksi setelah terjadinya suatu peristiwa,
dan penerapan dari rencana darurat dalam kaitannya dengan
peristiwa yang disebabkan faktor luar (Bagian 9-11).
f. Pengembangan dari Sistem Jamina Mutu untuk kegiatan yang
dibahas dalam publikasi ini (Bagian 12).
Tiga buah lampiran memberikan contoh dari umpan balik yang diperoleh
dari pengalaman operasi yang telah lewat untuk mendukung pendekatan
yang diusulkan dalam publikasi ini. Selain itu terdapat juga contoh dari
penerapan yang dipertimbangkan berguna pada penerapan praktis dari
pendekatan yang diusulkan.
2. KONSEP KELAMATAN SUATU LOKASI DAN DESAIN
2.1. UMUM
Beberapa konsep keselamatan yang dikembangkan dengan tujuan untuk
menetukan jenjang dari kriteria desain untuk penerapan pada lokasi dan
desain dari reaktor riset dalam kaitannya dengan peristiwa eksternal
sesuai dengan bahaya yang diakibatkannya terhadap pekerja, publik dan
lingkungan. Pada bagian berikut ini, langkah-langkah dasar dari proses
taksiran keselamatan dibuat dengan mengacu pada acuan [5].
Keadaan dan modus operasi dari instalasi berikut ini menjadi
pertimbangan dalam kajian keselamatan dari suatu instalasi:
a. Operasi normal.
b. Kejadian operasi yang diantisipasi.
c. Kondisi kecelakaan
d. Diluar batas Kecelakaan Dasar Desain.
7
e. Shutdown untuk waktu lama dengan atau tanpa kebutuhan untuk
pendinginan aktif dari material radioaktif.
f. Pemuatan ulang bahan bakar.
g. Penyimpanan dan pengolahan material dan limbah radioaktif .
Penyebab awal suatu peristiwa dipilih seperti yang terdapat pada acuan
[1]. Perhatian khusus harus diambil dalam mengidentifikasi penyebab
awal suatu peristiwa yang dipostulasikan yang relevan terhadap senario
peristiwa eksternal:
1. Urutan kecelakaan yang diakibatkan oleh peristiwa eksternal
(penyebab awal yang dipostulasikan.
2. Urutan kecelakaan yang dakibatkan oleh peristiwa awal yang
dipostulasikan dengan suatu probabilitas yang berarti yang
bersamaan dengan peristiwa eksternal walaupun keduanya tidak
saling berhubungan.
2.2. SASARAN KESELAMATAN BAGI REAKTOR RISET
Tujuan keselamatan dari reaktor riset yang ringkih terhadap peristiwa
eksternal [16] mendefinisikan resiko radiologis yang dapat diterima bagi
pekerja dan publik pada saat terjadi kecelakaan. Konekuensi
keselamatan lain seperti bahaya kimia yang diakibatkan oleh reaktor
riset, tidak termasuk dalam jangkau pembahasan dalam publikasi ini,
sesuai kriteria untuk instalasi nuklir seperti dalam acuan [1,4].
a. Operasi normal seharusnya tidak menyebabkan dosis efektif radiasi
bagi pekerja yang lebih tinggi dari rerata 20 mSv/tahun selama 5
tahun, maupun lebih tinggi dari 50mSv sekali dalam satu tahun.
Bagi publik, operasi normal seharusnya tidak menyebabkan dosis
8
lebih tinggi dari 1 mSv/tahun (5mSv/tahun diperbolehkan dalam
keadaan khusus).
b. Kecelakaan Dasar Desain seharusnya memilili probabilitas kejadian
kurang dari 10-4/tahun. Keadaan KDD memiliki persyaratan yang
sama seperti keadaan operasi normal.
c. Keadaan diluar KDD seharusnya memiliki probabilitas kejadian
kurang dari 10-6/tahun. Keadaan tersebut seharusnya tidak
menyebabklan dosis efektif lebih tinggi dari 10-50 mSv/tahun bagi
pekerja dan publik.
Mengenai proses ALARA guna optimasi dari dosis radiasi harap merujuk
pada rekomendasi yang dibahas oleh IAEA dalam acuan [16].
2.3. SASARAN KESELAMATAN TEKNIS BAGI REAKTOR RISET
Sasaran keselamatan secara teknis harus dikembangkan untuk
setiapreaktor riset dengan mengacu oada tiga fungsi keselamatan utama
yang dperlukan untuk memastikan senario peristiwa eksternal [1]:
1. Diperbolehkan mengendalikan reaktivitas selama dan sesudah
peristiwa eksternal2 secara otomatis atau melalui operator. Daya
reaktor harus diturunkan ke tingkat daya yang lebih rendah untuk
memastikan marjin keselamatan dalam menghadapi kondisi yang
mungkin terjadi kemudian atau perubahan keadaan darurat.
2 Dalam analisa harus dipertimbangkan durasi atau lamanya suatu peristiwa dan waktu yang
diperlukan untuk kembali ke keadaan normal. Pada keadaan bahwa fasilitas tersebut tidak
dapat dinyalakan lagi, durasi total dari peristiwa yang berkaitan dengan waktu yang
dibutuhkan untuk mencapai kondisi operasi yang baru, stabil dan dapat dipertahankan.
Analisa keselamatan harus juga mempertimbangkan scenario ini.
9
Redudansi dan macam dari pengendali reaktivitas seharusnya
dimanfaatkan.
2. Pendinginan dari material radioaktif setelah terjadinya suatu
peristiwa ekternal seharusnya dimungkinkan dengan sistem yang
terdedikasi dan dapat dihandalkan (konveksi alam), walaupun
penumpukan panas dalam reaktor dan air pendingin cukup tinggi.
Apabila diperlukan maka harus dipertimbangkan suatu redundansi
dari peralatan agar memastikan fungsi konveksi alam.
3. Harus diberikan dlam batas yang telah disyarakan bagi kungkungan
material radioaktif serta proteksi bagi pekerja, publik dan
lingkungan terhadap radiasi.
Perlu untuk dikembangkan suatu daftar dari struktur yang terkait dengan
keselamatan, sistem dan komponen untuk setiap penyebab peristiwa
yang dipostulasikan. Kebutuhan keselamatan dari tiap-tiap pilihan
tersebut harus ditetapkan.Interaksi spasial (ruang) maupun interaksi lain
antar pilihan tersebut harus diuji karena peristiwa eksternal dapat
mengubahtingkah-laku dari pilihan tersebut secara drastis3. Khususnya,
peristiwa eksternalm dapat menyebabkan bahaya kimia dan biologi yang
mungkin membahayakan keselamatan seperti berkurangnya keberadaan
personil, keterbatasan transportasi dan hambatan suatu akses.
Tabel 1 mencantumkan pengaruh dari peristiwa eksternal terhadap
fungsi dasar keselamatan dari reaktor riset. Kolom khusus diberikan
untuk menonjolkan perlunya proteksi tambahan untuk menghindari
keadaan diluar Peristiwa Dasar Desain (Design Basis Event), apabila
3 Sebagai contoh: (1) akses operator pada sistem keselamatan mungkin akan terganggu
akibat kondisi yang sulit di lokasi misal akibat badai salju atau banjir. (2) banjir di dalam
instalasi dimungkinkan akibat kebocoran atau kegagalan dari tangki penyimpanan, termasuk
tangki yang tidak terkait dengan keselamatan.
10
peristiwa ekternal tersebut dapat menyebabkan runtuhnya tebing (cliff
edge effect) yang berada di dekat suatu fasilitas.
Sasaran keselamatan teknis bertujuan untuk menghinari kecelakaan di
reaktor riset dan mengurangi konsekuensi yang ditimbulkan apabila
terjadi kecelakaan. Perlu dipastikan bahwa konsekuensi radiologi
apapun akan lebih rendah dari batas yang telah ditentukan, dengan
tingkat kepercayaan yang tinggi dan untuk seluruh KDD. Untuk reaktor
riset hal tersebut berarti sebagai berikut ini:
1. Padamkan reaktor apabila peristiwa eksternal membahayakan
reaktor (pengendalian reaktivitas) dan pastikan reaktor pada kondisi
padam yang aman.
2. Pembuangan residu panas untuk waktu yang cukup panjang
(pendinginan dari material radioaktif).
3. Menghindari pelepasan radiokatif atau menjaga agar pelepasan
radioaktif dibawah batas yang ditetapkan pada keadaan kecelakaan
(pengungkung).
4. Hindari setiap kemungkinan akibat peristiwa eksternal yang dapat
menyebabkan kegagalan struktur, sistem atau komponen.
Khususnya pengaruhnya terhadap pengendalian reaktivitas,
pendinginan material radioaktif dan pengungkung.
5. Pemantauan dari parameter reaktor yang terpenting selama dan
setelah peristiwa eksternal, khususnya reaktivitas teras.
6. Pemantauan parameter parameter dispersi radiologis.
7. Jaminan akses dan pengevakuasian terhadap operator yang
bertanggung jawab terhadap berfungsinya suatu alat (misal
ventilasi di ruang kendali utama), komunikasi antar personil dan
dunia luar, dan alarm )untuk penanganan keadaan darurat di lokasi
dan di luar lokasi).
11
Tabel 1. Fungsi Keselamatan dan Peristiwa Eksternal
Peristiwa
Eksternal
Pengendalian
Reaktivitas
Pendinginan
Material
Radioaktif
Pengungkung
Pengaruh
pada
daerah
yang
luasa
Terjadinya
Cliff edge
effectb
Akibat Manusia
Tertabrak
Pesawat
Terbang
(P)(Y/T)
(v) (v) v
Kecelakaan
Industri
(D)(Y/T)
× × v
Kecelakaan
Transportasi
o Jalan
(D)(Y/T) × × v Tidak
o Rel
(D)(Y/T) × × v
o Rute Air
(D)(Y/T) × v
o Pipa
Saluran
(D)(Y/T)
× × v
Terbatas,
pada
umumnya
hanya
bila
terjadi
ledakan
12
Bendungan
Runtuh
(P)(Y/T)
× v v Ya
Fenomena Alam
Bahaya
Geologis,
seperti
tanah dan
salju
longsor
(D)(Y/T)
Dapat diabaikan dengan cara pemilihan
lokasi atau pemantauan bahaya Ya Tidak
Banjir
(P)(DB) × v v Ya Ya
Gempa
Bumi
(P)(DB)
v v v Ya Tidak
Kondisi Cuaca yang Ekstrim
Angin
Kencang
(P)(DB)
c (v) v Ya Tidak
Tornado
(P)(Y/T)
c (v) v Ya Tidak
Salju
(P)(DB)
c (v) v Ya Tidak
13
Kondisi
Beku
(P)(DB)
c v × Ya Tidak
Petir
(DB) (v) (v) (v)d Ya Tidak
Kebakaran
Hutan
(P)(Y/T)
c (v) (v)d Ya Tidak
(P) Kemungkinan untuk menyaring kriteria berdasarkan evaluasi
probabilitas
(D)
2.4. PENGELOMPOKAN DARI FASILITAS
Apabila penyebab peristiwa eksternal yang dipostulasikan dan
sasaran keselamatan telah didefinisikan, maka analisa keselamatan dari
fasilitas dapat dikembangkan. Langkah pertama adalah pengelompokan
atau pengkategorisasian dari jenis bahaya dari fasilitas yang beresiko
terhadap pekerja, publik dan lingkungan. Pada bahasan ini kata ‘fasilitas’
dimaksudkan untuk semua struktur, sistem dan komponen dari fasilitas
tersebut.
14
Pada umunya, porbabilitas bahwa peristiwa eksternal akan
menyebabkan konsekuensi radiologis bergantung pada karakteristik dari
sumber (penggunaan fasilitas, tata-letak, desain, operasi) dan penyebab
peristiwa tersebut seperti:
a. Jumlah, jenis dan status dari inventori radioaktif yang ada di lokasi
(misal bentuk padat, cair, gas dan uap).
b. Tingkat kepercayaan yang hakiki dan bahaya yang berkaitan
dengan proses kimia dan proses fisika yang terdapat di lokasi
(misal proses transportasi dari material berbahaya).
c. Daya termal yang terpasang di fasilitas.
d. Konfigurasi fasilitas guna berbagai jenis produksi.
e. Konsentrasi dan banyaknya sumber radioaktif di fasilitas tersebut
(misal di teras, di pendingin, di fasilitas iradiasi atau di tempat
penyimpanan material).
f. Apakah fasilitas tersebut dirancang untuk eksperimen dan riset
(aktivitas tersebut mengandung ketidakpastian yang intrinsik)
ataupun fasilitas tersebut dapat dikonfigurasi dan diubah
layout/tata-letak (aktivitas tersebut berhubungan dengan
pengembangan produk baru).
g. Kebutuhan akan sistem keselamatan aktif untuk menanggualangi
mitigasi dari kecelakaan yang dipostulasikan, jumlah fitur rekayasa
yang terpasang untuk menanggulangi dan mengurangi konsekuensi
serius akibat kecelakaan.
h. Kemungkinan untuk memasang sistim peringatan dini dapat
mendeteksi sedini memburuknya suatu peristiwa (misal suatu
eksternal yang berkembang lambat).
i. Karakteristik dari satu proses atau fitur yang mungkin menunjukan
suatu efek cliff edge pada kondisi kecelakaan dimana tidak ada
15
kemungkinan untuk mencegah degenerasi ke konsekuensi
radiologis.
j. Karakteristik dan sifat dari suatu peristiwa eksternal yang
mengancam fasilitas (misal angin dan ledakan memiliki potensial
tinggi untuk menyebarkan maerial radioaktif, sedangkan gempa
bumi dan kecelakaan pesawat bila tidak terjadi kebakaran memiliki
potensial yang lebih rendah untuk menyebarkan material radioaktif).
k. Penyebaran material radioaktif bergantung sekali terhadap
karakteristik lingkungan dari lokasi (misal daerah berangin, daerah
pantai).
l. Kemudahan untuk melaksanakan rencana dalam keadaan darurat
dalam kaitannya dengan suatu peristiwa, yaitu akses ke lokasi,
keberadaan rute evakuasi, penundaan waktu antara kecelakaan
dan pembebasan.
m. Potensial untuk terjadinya akibat jangka panjang bila terjadi
kontaminasi (radionuklida umur panjang memiliki pengaruh yang
terus menerus terhadap lingkungan).
n. Jumlah orang yang secara potensial dipengaruhi oleh suatu
kecelakaan di fasilitas.
o. Potensial untuk terjadinya kontaminasi di dalam dan di luar lokasi
fasilitas.
Oleh sebab itu sulit untuk membuat suatu evaluasi umum dari resiko
yang terkait dengan reaktor riset. Hal ini disebabkan banyaknya jumlah
variabel dan ketergantungan pada layout yang spesifik. Secara umum,
suatu resiko yang beralasan dan dapat dipercaya hanya dapat dibuat
untuk suatu kasus tertentu, kemungkinan setelah dilakukannya
probabilistic safety assesment (PSA) yang biasanya tidak tersedia pada
tahapan desain. Di dalam kerangka publikasi ini yang terutama
16
berorientasi kearah pengidentifikasian kelimpok dari fasilitas dan resiko,
pokok-pokok yang dikemukakan sebelumnya dapat diinterpretasikan
sebagai kriteria untuk klasifikasi resiko yang terkait dengan fasilitas mulai
dari resiko terkecil (bangunan konvensional) sampai angka tertinggi
(PTN).
Suatu pendekatan yang beralasan dan lebih sederhana dapat
mengurangi banyaknya kriteria seperti yang dibahas sebelumnya.
Sebagaimana bagi kebanyakan reaktor riset, aplikasi dari kriteria untuk
klasifikasi fasilitas menunjukan korelasi yang kuat antara resiko terkait
dengan fasilitas tersebut dengan daya yang terpasang ataupun
banyaknya metrial radioaktif.
Tabel 2. Contoh kategori bahaya untuk reaktor riset.
Invetori (TBq (1012Bq)(I)) Kategori Bahaya Dari
Fasilitas
Tingkat
Daya
(MW) ?a ab
1 Tinggi 10 = P <
100 I > 2·106 I > 10
2 Sedang 2 = P < 10 4·105 < I <
2·106 2 < I < 10
3 Rendah 0,1 = P < 2 4·104 < I <
4·105 0,2 < I < 2
4 Sangat Rendah
(resiko khusus) P = 0,1 I < 4·104 I < 0,2
a : Nilai tersebut terkait dengan nilai ternormalisasi dari teras
setimbang 20 MW (U3Si2).
17
b : Nilai tersebut terkait dengan kira-kira 207 hari iradiasi. Dengan
asumsi ini, suatu reaktor 10 MW akan memiliki sekitar 10TBq
(tepatnya 7,48 TBq).
Untuk tujuan publikasi ini, suatu fasilitas dengan daya atau banyaknya
material radioaktif yang lebih tinggi dari 1 (kategori bahaya 1) dapat
dianggap sebagai PTN. Walaupun bila penggolongan tersebut hanya
berdasarkan daya, terdapat kriteria untuk peningkatan atau penurunan
kategori:
1. bila reaktor memiliki fitur keselamatan yang inherent seperti
reaktivitas suhu negatif yang besar dan sistem keselamatan pasif
yang memberikan derajat kehandalan yang tinggi, kategori yang
didefinisikan berdasarkan daya dapat dikurangi satu. Hal yang
sama dapat dialakukan untuk reaktor jenis kolam bila material
clading terbuat dari stainless steel atau alloy zirconium.
2. bila reaktor dikategorikan sebagai bahaya kategori 2, bahaya
kategori 3 atau bahaya kategori 4, kategori yang bergantung pada
daya dapat dinaikkan satu bila salah satu dari syarat berikut:
reaktor memiliki eksperimen dengan suhu dan tekanan tinggi,
didalamnya terdapat eksperimen bahan bakar. Hal yang sama
berlaku untuk prototip reaktor daya.
3. kategori 4 dimaksudkan untuk mengolongkan fasilitas dimana teras
tidak dapat meleleh dan oleh seba itu sumber dari penyebaran
radioaktif sangat rendah. Fasilitas denga kategori bahaya 4 dapat
dipandang sebagai insalasi industri dengan resiko khusus dan oleh
sebab itu tidak dibahas di sini. Reaktor dengan kategori 3 dapat
diturunkan menjadi kategori 4 bila dapat dibuktikan suatu fitur yang
intrinsik yang dapat mencegah lelehnya teras.
18
Karena pengkategorian penyebab bahaya dari reaktor riset terutama
didasarkan pada tingkat daya dan inventori bahan radioaktif, kategori ini
apat dipengaruhi oleh karakteristik lokasi. Suatu fasilitas reaktor riset
yang secara normal akan diklasifikasikan dalam kategori bahaya 1 bila
letaknya berjarak beberapa kilometer dari daerah tempat tinggal. Atau
suatu fasilitas industri dapat dianggap termasuk kategori bahaya 2 bila
terletak di daerah built up dan fasilitas dengan kategori bahaya 2 dapat
dianggap masuk dalam kategori bahaya 3 untuk alasan yang sama.
Pendekatan ini diterapkan di beberapa negara dimana kategori bahaya
dibuat hanya berdasarkan kebutuhan akan sistem darurat pada saat
terjadinya suatu peristiwa yang luar biasa. Walaupun demikian,
pendekatan ini dilarang di negara lain dimana bahaya tersebut terkait
hanya dengan fasilitas dan desainnya tak gayut terhadap kondisi
eksternal seperti kerapatan popuasi penduduk disekitarnya. Pendekatan
kategori apapun seharusnya dievaluasi dengan hati-hati dan hasilnya
dinilai dalam kerangka suatu resiko perbanding pendekatan seperti yang
dibahas dalam acuan [17].
2.5. KLASIFIKASI KESELAMATAN DAN PENGELOMPOKAN PERISTIWA
EKSTERNAL UNTUK STRUKTUR, SISTEM DAN KOMPONEN
Klasifikasi keselamatan seharusnya dikembangkan untuk struktur,
sistem dan komponen seperti dalam acuan [1] sebagai langkah penting
kedua dalam analisa keselamatan. Bermacam kriteria dapat diterapkan
pada proses ini. Salah satu pendekatan yang mungkin seperti dalam
acuan [4] sangat sesuai untuk diterapkan dalam suatu pendekatan
berjenjang untuk keselamatan. Perkembangan yang diharapakan dari
klasifikasi keselamatan sebagai fungsi dari konsekuensi radiologis yang
tek bermitigasi terhadap pekerja, publik dan lingkungan akibat kegagalan
dari struktur, sistem dan komponen untuk memenuhi kebutuhannya akan
fungsi keselamatan. Pendekatan ini memeberikan alternatif untuk suatu
pendekatan detrministik klasik berdasarkan pada fungsi keselamatan
dari tiap komponen dan terutama didasarkan pada analisa dari
19
konsekuensi dari kegagalan apapun yang mempengaruhi struktur,
sistem dan komponen (tentunya lebih dekat ke pendekatan peristiwa
eksternal PSA), dan suatu pengurangan yang berarti dari banyaknya
jenis klasifikasi keselamatan. Sebaliknya, pendekatan tersebut
membutuhkan informasi yang sedikit lebih banyak pada analisa
keselamatan dari instalasi, konsekuensi dari kegagalan komponen, dan
probabilitas yang relevan (dengan indeks kualitas yang terkait).
Setelah pendekatan ini, kelas keselamatan dapat dikembangkan sebagai
berikut, dengan acuan terhadap analisa keselamatan dari seluruh
penyebab peristiwa:
a. Kelas keselamatan 1 dispesifikasikan untuk struktur, sistem atau
kompnen apabila kegagalan yang dipostulasikan (tidak termitigasi)
dari struktur, sistem atau komponen untuk melaksanakan fungsi
keselamatannya pada kondisi operasi yang bagaimanapun akan
menghasilkan pelepasan radioaktif ke lingkungan, publik dan
pekerja yang tak dapat diterima. Struktur, sistem dan komponen
dengan kelas keselamatan 1 biasanya terletak dalam fasilitas
dengan kategori bahaya 1. Walaupun demikian, klasifikasi ini
dapat juga digunakan untuk klasifikasi dari pengungkung pada
fasilitas dengan kategori bahaya 2, sesuai dengan pendekatan
defence in depth yang diterapkan di fasilitas tersebut.
b. Kelas keselamatan 2 dispesifikasikan untuk struktur, sistem atau
komponen apabila kegagalan yang dipostulasikan (tidak termitigasi)
dari struktur, sistem atau komponen untuk melaksanakan fungsi
keselamatannya pada kondisi operasi yang bagaimanapun akan
menghasilkan pelepasan radioaktif ke lingkungan dalam batas
lokasi atau pekerja yang tak dapat diterima. Struk tur, sistem dan
komponen dengan kelas keselamatan 2 biasanya terletak dalam
fasilitas dengan kategori bahaya 2, akan tetapi mungkinpula
diterapkan pada fasilitas dengan kategori bahaya 1 utuk
mengklasifikasikan struktur, sistem atau komponen bila pelepasan
tak termitigasi adalah dalam fraksi kecil (20% atau kurang) dari
20
batas pelepasan kelas keselamatan 1. kelas keselamatan 2
mungkin pula digunakan untuk pengungkung pada fasilitas dengan
kategori bahaya 3.
c. Kelas keselamatan 3 dispesifikasikan untuk struktur , sistem atau
komponen dari kategori bahaya 3, kecuali pengungkung, akan
tetapi dapat juga diterapkan pada fasilitas kategori bahaya 1 dan
kategori bahaya 2 untuk mengklasifikasikan struktur, sistem atau
komponen saat pelepasan radioaktif tak termitigasi sangat rendah
dari batas pelepasan kelas bahaya 1 dan 2.
d. Kelas keselamatan konvensional dispesifikasikan untuk struktur,
sistem atau komponen apabila tidak terdapat resiko pelepasan
material radioaktif sebagai konsekuensi dari kegagalan fungsi
keselamatan.
Harus dicatat bahwa kegagalan tak termitigasi oleh diri sendiri tak akan
menyebabkan pelepasan. Akan tetapi klasifikasi keselamatan
seharusnya mempertimbangkan semua kemungkinan senario untuk
setiap penyebab peristiwa yang dipostulasikan. Salah satu contoh
adalah sistem darurat. Kegagalan sistem tersebut akan menyebabkan
pelepasan bila pada saat bersamaan terjadi kegagalan pada struktur,
sistem atau komponen lain yang memerlukan sistem keselamatan untuk
dapat berfunsi sempurna.
Tabel 3. Kelas keselamatan dan kategori peristiwa eksternal.
Klasifikasi struktur, sistem atau komponen Kategori bahaya
fasilitas
Kelas
keselamatan Kategori peristiwa luar
1 Kategori peristiwa
eksternal 1, 2, 3 atau
Terutama 1, tetapi juga
2 (untuk defence in
21
eksternal 1, 2, 3 atau
konvensional
2 (untuk defence in
depth barriers)a
2
Kategori peristiwa
eksternal 2, 3 atau
konvensional
Terutama 2, tetapi juga
1 (untuk pelepasan
kecil) dan 3 (untuk
defence in depth
barriers)a
3
Kategori peristiwa
eksternal 3 atau
konvensional
Terutama 3, tetapi juga
1 atau 2 (untuk
pelepasan kecil) dan
resiko konvensional
(untuk defence in depth
barriers)a
Resiko
konvensional
Kategori peristiwa
eksternal dengan resiko
konvensional
Seluruhnya
a : Lihat bagian 2.8 untuk kategori defence in depth barrier.
Sebagai tambahan klasifikasi keselamatan, kategorisasi dari peristiwa
eksternal dapat berguna untuk menghasilkan suatu proses desain yang
rasional [14]. Kategori peristiwa eksternal 1, 2, 3 dan resiko konvensional
mungkin diidentifikasi menggunakan pelepasan tak termitigasi yang
sama seperti juga pada kelas keselamatan yang sesuai, tetapi dengan
mengacu hanya pada penyebab peristiwa terpostulasi yang tertentu
untuk suatu peristiwa luar. Komentar selanjutanya pada interaksi dari
kategori bahaya, kelas keselamatan dan kategori peristiwa luar sebagai
berikut:
1. kategori bahaya adalah ukuran kualitatifdari bahaya yang
diakibatkan oleh fasilitas. Hal tersebut seharusnya merupakan hasil
22
dari klasifikasi keamanan dari komponen, tetapi pada kenyataanya
hal tersebut juga mempertimbangkan halßhal lain, yang tidak dibuat
secara nyata, oleh sebab itu pada praktek rekayasa lebih disukai
apabila hal tersebut ditentukan terlebih dahulu.
2. kelas keselamatan adalah ukuran kuantitatif tentang bagaimana
penyebaran bahaya radiologi di lokasi fasilitas. Pada prinsipnya,
satu komponen yang sangat berbahaya atau sejumlah komponen
dengan bahaya rendah dapat menyebabkan penentuan kategori
bahya yang sama.
3. kategori peristiwa eksternal adalah suatu indeks kuantitatif tentang
berapa besar suatu peristiwa luar dapat menyebabkan konsekuensi
yang berbhaya bagi suatu fasilitas. Peralatan dengan klasifikasi
keselamatan yang tinggi mungkin tidak akan terkena secara
langsung atau dipengaruhi oleh peristiwa luar. Oleh sebab itu
kategori peristiwa eksternalnya mungkin sangat rendah.
4. kategori peristiwa eksternal tidak memerlukan pengembangan
klasifikasi keselamatan seperti yang dijabarkan di muka.
Kategorisasi peristiwa eksternal dan klasifikasi keselamatan dapat
dikembangkan dengan mengikuti logika yang berbeda. Kategorisasi
dari peristiwa eksternal dapat juga dikembangkan terpisah dari
klasifikasi keselamatan. Usulan yang dikemukakan di sini secara
khusus sangat sesuai untuk pendekatan berjenjang dari
keselamatan.
Sebagai konsekuensi daru asumsi tersebut, interaksi antara kelas
keselamatan dan kategori peristiwa eksternal diperlihatkan pada Tabel 3.
Untuk butir yang berinteraksi (lewat interaksi mekanik atau kimia, api,
banjir, interferensi elektromagnit) kategori dari butir yang terimbas
mungkin akan sama atau lebih rendah dari butir yang menyebabkan
interaksi. Analisa terinci dapat dilakukan untuk mengevaluasi
konsekuensi yang diharapkan dari butir yang terimbas dan probabilitas
bersama bahwa kegagalan dari butir mengimbas akan menyebabkan
23
kegagalan dari butir yang terimbas. Apbila probabilitas dari konsekuensi
radiologis dari interaksi tersebut berarti/penting, butir yang mengimbas
dapat memiliki kategori yang sama seperti butir yang terimbas; apabila
konsekuensi dari interaksi tersebut tidak berarti atau terlalu rendah,
kategori dari butir yang mengimbas mungkin akan lebih rendah dari
kategori butir yang terimbas.
Di luar daftar umum yang diberikan dalam lampiran I dari acuan [1],
penjabaran lebih rinci dari sistem keselamatan sejenis dan fungsi
keselamatan yang relevan dari reaktor riset dalam hubungannya dengan
peristiwa luar diberikan pada Tabel 4. Sistem tersebut adalah sistem
pengkategorian kategori peristiwa eksternal yang tipikal.
2.6. SASARAN PENCAPAIAN
Sumbangan dari setiap struktur, sistem atau komponen terhadap bahaya
dari fasilitas dapat diukur melalui konsep probabilitas dari sasaran unjuk
kerja. Sasaran unjuk kerja untuk struktur, sistem atau komponen dalam
kaitannya dengan peristiwa eksternal yang spesifik didefinisikan sebagai
kebolehjadian kegagalan (P F) dari struktur, sistem atau komponen untuk
melaksanakan fungsi keselamatan yang diperlukan pada saat terjadinya
peristiwa eksternal. Sasaran pencapaian untuk peristiwa eksternal dapat
saja lebih rendah dari sasaran pencapaian untuk kecelakaan di dalam
fasilitas.
Probabilitas dari kegagalan dari struktur, sistem atau komponen yang
dihasilkan dari peristiwa eksternal dihitung sebagai produk dari kurva
bahaya dengan jangkauan penuh dari peristiwa eksternal
dikonvolusikan dengan derivatif dari kerapuhan dari struktur, sistem
atau komponen yang dipertimbangkan seperti yang terlihat di Bagian 4.
kerapuhan dari struktur, sistem atau komponen didefinisikan sebagai
kondisi kumulatif PF (unjuk-kerja yang tak dapat diterima) melawan
parameter bahaya yang dipilih. Parametr bahaya biasanya dinyatakan
sebagai faktor mirip dengan peak ground acceleration (PGA) untuk
24
gempa bumi, ketinggian air untuk banjir dan kecepatan maksimum angin
untuk angin.
Nilai tipikal untuk sasaran pencapaian untuk reaktor riset disajikan pada
Table 5 dalam kaitannya dengan senario umum peristiwa eksternal.
Sebagai perbandingan, harus diingat bahwa sasaran pencapaian untuk
komponen PTN pada kelas tertinggi biasanya pada PF=106/tahun. Pada
prinsipnya sasaran pencapaian dapat sebagai fungsi dari kategori
bahaya dari fasilitas, akan tetapi pada publikasi ini harga tersebut hanya
fungsi dari kategori peristiwa eksternal.
Tabel 4. Struktur dan sistem dari Reaktor Riset yang
perlu dipertimbangkan pada saat perancangan atau
evaluasi ulang untuk bertahan dari peristiwa eksternal.
Jenis Identifikasi dari fungsi
keselamatan
Efek Dari Kehilangan
Fungsi Keselamatan
Bangunan reaktor Integritas struktura,
stabilitasb
Kerusakan pada
reaktor dan status dan
sistem kendali
Kolam reaktor dgn
atau tanpa pool
lining
Integritas struktur dan
tahan bocorc, stabilitas
Ketidakmampuan
menjaga level air
Bangunan kendali Integritas struktur,
stabilitas
Ketidakmampuan
untuk memantau dan
mengendalikan
aktivitas keselamatan
Cerobong ventilasi Stabilitas Kerusakan dari
peralatan yang penting
pada keselamatan
25
Struktur perisai,
dinding proteksi
Integritas struktur,
stabilitas
Kehilangan perisai
atau proteksi
Bejana reaktor dan
bagian salam
reaktor atau blok
reaktor
Integritas struktur,
stabilitas
Kerusakan teras
Mekanisme batang
kendali
Fungsionlitasd Kerusakan teras
Sistem scram
reaktor
Fungsionlitas Kerusakan teras
Sistem pendingin
reaktor
Integritas struktur,
fungsionlitas (bila
diperlukan)
Kerusakan teras
Sistem shutdown
ke dua
Integritas struktur,
fungsionlitas
Kekurangan marjin
padam untuk tipe
reaktor tertentu
Sistem
penyaringan cairan
Integritas struktur,
fungsionlitas
Pelepasan radiaktif
yang lebih tinggi
Catu daya darurat Fungsionlitas Ketidakmampuan
untuk melaksankan
fungsi keselamatan
Instrumentasi dan
kendali yang
penting untuk
keselamatan dan
sistem proteksi
keselamatan
Fungsionlitas Ketidakmampuan
untuk melaksankan
fungsi keselamatan
26
TABEL 5. SASARAN PENCAPAIAN DAN KATEGORI
PERISTIWA EKSTERNAL.
Kategori
bahaya dari
fasilitas
Kategori
peristiwa
eksternal 1
Kategori
peristiwa
eksternal 2
Kategori
peristiwa
eksternal 3
1 10-5/tahun 10-4/tahun 10-3/tahun
2 10-5/tahun
(hanya untuk
barrier, bila
diperlukan)
10-4/tahun 10-3/tahun
3 10-4/tahun
(hanya untuk
barrier, bila
diperlukan)
10-3/tahun
4
(resiko khusus)
Lihat catatan Lihat catatan Lihat catatan
Catatan : fasilitas tersebut tidak boleh menjadi tempat komponen
dalam kategori peristiwa eksternal. Lihat Bagian 2.5.
2.7. KELAS DESAIN UNTUK STRUKTUR, SISTEM DAN KOMPONEN
Suatu kelas desain untuk struktur, sistem dan komponen dapat
didefiniskan sebagai tingkat dari marjin keselamatan4 (yaitu invers dari
4 Arti majin keselamatan:
27
reliability5 (kehandalan) untuk melaksanakan fungsi keselamatan yang
ditentukan) yang dapat dipergunakan dalam desain/kualifikasi dari
struktur, sistem atau komponen. Kelas tersebut dapat dievaluasi
berkesesuaian dengan probabilitas peristiwa eksternal dari exeedance6
dan sasaran pencapaian yang terkait dengan struktur, sistem atau
komponen.
Desain dari peristiwa eksternal kelas 1 dan 2 untuk struktur, sistem dan
komponen biasanya mempergunakan prosedur (tapi tidak harus load
level) yang dikembangkan untuk PTN. Desain dari peristiwa eksternal
kelas 3 untuk struktur, sistem dan komponen biasanya berdasarkan
pada prosedur yang didefinisikan dalam kode dan standard (codes and
standard) untuk fasilitas industri konvensional yang berbahaya.
Penerapan dari desain/kualifikasi yang berbeda secara langsung
menyatakan penggunaan dari tingkat kepercayaan yang berbeda dan
oleh sebab itu probabilitas kegagalan yang juga berbeda. Akan tetapi,
tingkat ini mungkin juga terkandung dan tersembunyi dalam kode
tersebut. Oleh sebaitu analisa terinci dari asumsi yang implisit dalam
kelas desain harus dilaksanakan dengan bantuan Tabel 6 untuk menguji
penerapan dari suatu sandard desain dan kode pada kerangka yang
dipilih.
• Keberadaan dari satu atau lebih pertahanan, sebelum radionuklida dapat terlepas ke
lingkungan yang ditunjukan oleh kapasitas dibagi dengan nilai kebutuhan yang lebih
besar dari 1.0.
• Kemampuan pendeteksian – seperti konsep ‚bocor sebelum pecah (leak before break)’ –
yang memperbolehkan tindakan pencegahan dilaksanakan pada waktunya, atau
• Keberadan tindakan mitigasi.
5 Probabilitas bahwa suatu sistem akan memenuhi unjuk-kerja minimum apabila diperlukan.
6 Kebalikan dari the return period (waktu terulangnya), pada kasus stasioner.
28
Tabel 6 memberikan suatu contoh dari bagaiman suatu kelas desain
mungkin dievaluasi dengan cara yang disederhanakan sebagai rasio
antara sasaran pencapaian dan probabilitas dari exeedance untuk
peristiwa eksternal (P(EE)). Tabel tersbut juga memberikan jangkauan
yang dapat diterima untuk nilai dari kelas desain dan P(EE). Pada
kenyataannya, secara prinsip, seluruh kombinasi yang mungkin yang
berkesesuaian dengan nilai sasaran pencapaian seharusnya dapat
diterima, tetapi praktek rekayasa membatasi jangkauan dari kelas desain
dan P(EE) ke nilai satu atau dua orde besaran (lihat Bagian 7.3 untuk
keterangan lebih terinci).
Pemilihan P(EE) seharusnya mengikuti pertimbangan pada Bagian 2.4
dimana beberapa peristiwa menunjukkan potensi pengerusakan yang
lebih tinggi, atau potensi untuk kegagalan umum dan oleh sebab itu
waktu terulangnya mungkin lebih lama. Bagaimanpun juga pertimbangan
fisik dapat pula mempengaruhi pemilihan P(EE). Untuk bebapa peristiwa
evaluasi probabilitas yang sangat rendah dimungkinkan karena tersedia
bukti fisik (biasanya gempa bumi), tetapi untuk beberapa senario tidak
demikian (misal curah hujan). Suatu pilihan P(EE) yang mungkin oleh
sebab itu dianjurkan sebagai berikut: nilai tersebut harus diartikan
sebagai minima untuk dapat secara baik menentukan deskripsi fisik dari
senario peristiwa eksternal.
o Gempa bumi : 10-3 – 10-4 per tahun
o Angin biasa : 10-3 per tahun
o Angin putar : 10-5 per tahun
o Banjir : 10-4 per tahun
o Peristiwa akibat manusia : 10-5 per tahun
29
TABEL 6. PENENTUAN KELAS DESAIN.
Sasaran
pencapaian
P(EE) = 10-3/tahun P(EE) = 10-2/tahun
10-5/tahun Kelas desain 2
10-2/thn - 10-3/thn
Kelas desain 1
10-3/thn - 10-4/thn
10-4/tahun Kelas desain 3
10-1/thn - 10-2/thn
Kelas desain 2
10-2/thn - 10-3/thn
10-3/tahun Kode dan standard
kelas desain 4 untuk
fasilitas dengan resiko
konvensional
Kode dan standard
kelas desain 4 untuk
fasilitas dengan
resiko konvensional
2.8. APLIKASI DARI KONSEP DEFENCE IN DEPTH
Konsep defence in depth (DID) seharusnya dipergunakan dalam analisa
dan perancangan dari reaktor riset baru dan dalam evaluasi ulang dari
reaktor riset lama. Hal ini bertujuan pada tersediany fungsi keselamatan
dengan tingkat yang cukup dari reliability, sesuai acuan [1-5, 8-12, 15-
18]. Definisi dari DID yang dipergunakan di sini diberikan oleh acuan [14].
Struktur, sistem dan komponen dari peristiwa eksternal kelas 1 dan 2
seharusnya dikonstruksi 7 , dievaluasi, diperoleh, dioperasikan dan
dirawat dengan ketat dan konservativ, yang berkesesuaian dengan
tingkat kualitas, dan praktek rekayasa seperti penerapan redundancy,
indenpendentcy dan diversity.
7 Konstruksi termasuk tunduk pada persyaratan administrasi, dokumen, pemilihan dan
kualifikasi material, desain, fabrikasi pemasangan dan komisioning.
30
DID dimaksudkan pada kesetimbangan antara aspek mayoritas dari
pendekatan keselamatan, antara lain:
1. Pendeteksian atas penyimpangan dari operasi normal,
sebagaimana peristiwa eksternal dapat menyebabkan ketiadaan
sistem keselamatan, kendali jauh (remote control), dan sistem
pemantauan.
2. Mitigasi dari peristiwa penting/berarti untuk memastikan
konsekuensi yang rendah untuk suatu kecelakaan yang
dipostulasikan. Struktur, sistem dan komponen dari peristiwa
eksternal pasif kelas 1 dan 2 merupakan pilihan untuk menghadapi
persoalan8 tersebut.
Meskipun prosedur yang diusulkan di sini menggunakan sasaran
pencapaian sebagai suatu ukuran dari kepercayaan yang diperlukan
untuk suatu struktur, sistem atau komponen (termasuk barrier
keselamatan) , pendekatan DID berarti definisi deterministik dari tingkat
pertahanan dan barier. Pendekatan ini mengijikan pertimbangan dari
tindakan administratif dan prosedur operasi sebagai bagian dari
“tingkatan” DID. Oleh sebab itu dalam kerangka usulan ini jumlah
tingkatan dan reliabilitinya adalah fungsi dari kategori bahya dari fasilitas,
dan harus dilihat sebagai tambahan kekuatan (robustness) yang
diterapkan pada desain.
Harus dicatat bahwa sesuai dengan penerapan yang ketat dari acuan [1],
harus selalu ada lima tingkat DID dan kebutuhan untuk sistem pada
suatu tingkat DID harus didefinisikan dalam kaitannya dengan analisa
keselamatan dari fasilitas dan dengan klasifikasi dari strukturnya, sistem
dan komponen. Bagaimanapun juga banyak isu keselamatan harus
8 Struktur, sistem dan komponen pasif adalah yang berfungsinya tidak bergantung pada
masukan eksternal (struktur, perisai dlsb).
31
dipertimbangkan pada reaktor riset, tidak selalu harus dikorelasi dengan
eksplisit dengan kegagalan komponen, seperti pada kebanyakan sistem
dari daftar di Bagian 2.4, yang merupakan bagian dari pengkategorian
bahaya dari fasilitas. Oleh sebab itu pendekatan global yang
direkomendasikan mencoba untuk mensintesa merka dan
mengembangkan proporsal yng lengkap.
Secara umum, adalah anlisa keselamatan dari fasilitas yang
mendukung kebutuhan akan sistem yng terdedikasi pada suatutingkat
DID. Mislanya untuk reaktor riset ‘kecil’ KDD yang dipostulasikan
mungkin tidak akan menyebabkan pelepasan radioaktif yang tak dapat
diterima dan oleh sebab itu DID tingkat tiga mungkin tidak diperlukan.
Tabel 7 dikembangkan berdasarkan pengalaman teknis untuk
menyederhanakan penerapan dari pendekatan DID pada reaktor riset.
Beberapa penyelesaian alternatif, yang dapat dipertimbangkan setara
berdasarkan pertimbangan probabilitas diperlihatkan di tabel. Proporsal
sperti itu seharusnya selalu disetujui oleh otoritas keselamatan nasional.
Penghalang (barriers) tipe a dapat dirancang dengan tingkat
kepercayaan tinggi (‘a+’, sasaran pencapaian yang relevan
memprlihatkan harga yang lebih besar) atau dengan marjin yang rendah
(struktur, sistem dan komponen tipe ‘a’ dirancang/dikualifikasi sesuai
dengan standard industri).
Barier tipe ‘b’ merepresentasikan langkah administrativ dan prosedur
operasional. Suatu barier tipe ‘b’ biasanya adalah rencana darurat.
Walaupun jumlah tingkatan DID bukanlah suatu konsekuensi dari
pemilihan basis desain peristiwa eksternal, ttingkatan seperti itu
diharapkan untuk dirancang menghadapi peristiwa eksternal bila
peristiwa eksternal menunjukan akan menyebabkan kecelakaan internal,
atau bila kecelakaan internal memilki probabilitas yang signifikan untuk
menjadi setara dengan peristiwa eksternal dasar desain.
Penerapan pendekatan DID pada reaktor riset dalam kasus peristiwa
eksternal memrlukan penjelasan tertentu:
32
a. Proteksi dari fasilitas terhadap peristiwa eksternal adalah selalu
bagian dari pertahanan yang pertama seperti didefiniskan dalam
acuan [1], dan oleh sebab itu harus dimantabkan melalui desain
yang handal dan berketahanan tinggi (robust).
b. Desain yang berketahanan tinggi harus dipahami sebagai kualitas
tinggi dan sensitivitas rendah terhadap variasi dalam parameter
desain. Hal ini biasanya dicapai dengan cara tata-letak dengan
keterkaitan tinggi, merincikan dari penghubung, pertimbangan
diluar peristiwa dasar desain, sangat konservatif, dan menunjukan
konservatif.
c. Bebrapa sistem keselamatan dan barier yang diperlukan untuk
tingkat DID lebih tinggi dari satu (yaitu untuk penghindari
penyimpangan dari operasi normal) dirancang untuk peristiwa
eksternal hanya bila terdapat hubungan sebab-akibat antara
kecelakaan dan peristiwa eksternal. Suatu integritas yang generik
akan selalu dijamin, pada khususnya untuk menghindari suatu
interaksi denagn peristiwa eksternal yang telah dikategorisasi (yaitu
benar untuk pengungkung yang telah didesain untuk tahan
terhadap peristiwa eksternal walaupun fungsi tersebut terkait
dengan kecelakan internal).
d. Barier dan tingkatan harus memberikan kehandalan yang cukup.
Suatu kriteria kegagalan harus diterapkan pada sistem
keselamatan. Barier pasif dapat merepresentasikan pengecualian
seperti yang diterangkan dalam acuan [4]. Perhatian khusus harus
diberikan pada peristiwa eksternal dengan mempertimbangkan
pengaruh modus umum pada struktur, sistem dan koponen di dlam
fsilitas yang sama dan pada fasilitas yang berbeda yang terletak
33
pada lokasi yang sama 9. Ketentuan untuk penerapan kriteria ini
diberikan dalam acuan [19].
e. Diluar kapasitas desain dasar untuk peristiwa eksternal biasanya
dispesifikasikan dalam desain dari fasilitas. Pada khususnya, efek
cliff edge pada respon struktural dari sistem pasif dapat
diinvestigasi untuk dapat menentukan apakah kenaikan kecil dalam
parameter dasar desain dapat menyebabkan efek yang besar pada
keselamatan. Apabila efek seperti itu terdeteksi, diterapkan
ketentuan teknis tambahan pada sistem keselamatan, seperti
sistem peringatan, pemantauan dan prosedur operasi untuk paling
tidak tercapainya keadaan shutdown yang aman.
f. Suatu peristiwa eksternal mungkin dapat menyebabkan efek yang
besar pada pekerja, publik dan lingkungan misalnya melalui
hilangnya catu daya, ketiadaan menejemen kecelakaan di lokasi,
terhalangnya akses masuk bagi satuan penyelamat. Perhatian
khusu harus dilakukan untk menganalisa penerapan dari prosedur
darurat selama dan setelah peristiwa eksternal.
g. Fasilitas dengan kategori bahaya 4 hanya memerlkan desain yang
berketahan tinggi dan penerapan dari rencan darurat.
2.9. ISU EVALUASI ULANG
Untuk evaluasi ulang dari instalasi yang telah ada dalam kaitannya
dengan peristiwa eksternal, pendekatan dasar yang dipakai untuk desain
reaktor baru dapat diterapkan sepenuhnya. Bagaimanapun juga,
terdapat keterbatasan dari persetujuan umum antar negara anggota
mengenai bebrapa hal dalam prosedur tersebut. Hal-hal tersebut
9 Lokasi berbagi jaringan atau peralatan darurat dapat diperlukan untuk menghadapi
pengaruh peristiwa eksternal. Pengkajian lokasi yang spesifik harus dilakukan.
34
dibahas berikut dan ditambah dengan usulan untk dapat dipergunakan
dengan konsisten.
a. Definisi dari bahaya peristiwa eksternal: pada banyak kasus suatu
evaluasi ulang dari bahaya peristiwa eksternal menyebabkan
dilakukannya proses evaluasi ulang oleh bada pengawas. Waktu
terulangnya peristiwa eksternal harus diperkirakan untuk dapat
mengunakan prosedur yang diusulkan disini.
35
TABEL 7. TINGKATAN DARU DEFENCE IN DEPTH
b. Definisi dari kategori peristiwa eksternal: Suatu kumpulan struktur,
sistem dan komponen yang terkurangi dapat diidentifikasi,
biasanya keterkaitannya hanya dengan satu shutdown path,
dengan redundansi. Oleh sebab itu beberapa sistem darurat
diperlukan untuk mitigasi efek dari rangkaian yang disebabkan
oleh kecelakaan internal tidak boleh dikategorikan untuk peristiwa
eksternal.
36
c. Definisi dari sasaran pencapaian (performance goal): Untuk
evaluasi ulang dari suatu fasilitas lama, sasaran pencapaian
dengan faktor lebih tinggi antara 2 dan 10 dari desain baru
biasanya dapat diterima.
d. Reference plant status: Untuk evaluasi ulang, ketrbatasan pada
status operasional biasanya diperbolehkan (yaitu hanya operasi
normal, tidak ada pertimbangan untuk outage atau pemuatan
bahan bakar).
e. Kapasitas material: Kapasitas aktual dari material yang termasuk
efek penuaan acak diperbolehkan untuk evaluasi ulang dimana
desainnya biasanya mengacu pada minimum spesifikasi atau nilai
kode.
2.10.KAJIAN KESELAMATAN SECARA PERIODIK
Sesuai acuan [1] kajian secara periodik harus dilakukan untuk meninjau
apakah ujuk-kerja sistem keselamatan reaktor memenuhi kriteria yang
diperlukan, untuk menyertakan perubahan bahaya peristiwa eksternal
dan perubahan konfigurasi reaktor riset. Metode yang dibahas di bagian
4 dapat dipergunakan untuk tujuan ini.
3. PENDEKATAN UMUM UNTUK LOKASI DAN DESAIN
Dua pendekatan yang ideal dapat dipergunakan untuk lokasi dan desain
dari instalasi nuklir, baik denga pendekatan deterministis sepenuhnya
atau pendekatan probabilistik sepenuhnya . Bagaimanupun juga kedua
pendekatan tersebut memilki kelemahan sebagai berikut:
37
a. Pendekatan deterministik sepenuhnya tidak menyertakan evaluasi
resiko. Pendekatan ini hanya membuat ‘tingkatan’ (grading) yang
berkesesuaian dengan bahya dari fasilitas pada lingkungan, dan
mengharuskan penggunaan derajat konservatisme yang sangat
tinggi dengan kuantifikasi yang tidak jelas untuk seluruh marjin
keselamatan.
b. pendekatan probabilistik sepenuhnya dipengaruhi oleh
ketidakpastian yang besar dalam mendefinisikan parameter dasar
desain dan distribusi statisitknya. Oleh sebab inilah PSA tidak
diakui sebagai dasar desain yang dapat dipercaya (hanya memilki
peran untuk pembanding) akan tetapi banyak dan selalu
dipergunakan dalam evaluasi bahaya peristiwa eksternal.
c. Analisa dari dispersi material radioaktif yang diperlukan untuk
menguji sasaran keselamatan pada kedua pendekatan,
dipengaruhi oleh ketidakpastian , terutama yang terkait dengan
definis dari suku sumber dan simulasi dari jalur kebocoran.
d. Umpanbalik dari PSA dan analisa dispersi radioaktif pada desain
mungkin tidak secara langsung dan oleh sebab itu adalah sulit
untuk suatu untai balik guna mengoptimasi hasil.
Sebagai kesimpulan, praktek reakayasa untuk desain reaktor riset
menyarankan bahwa kedua pendekatan tersebut tidak ada yang dapat
dipercaya sepenuhnyadan oleh sebab itu diusulkan untuk menggunakan
kombinasi dari keduanya sebagaimana dalam acuan [1]. Proporsal ini
lebih sejalan dengan praktek saat ini di negara anggota, dimana suatu
pendekatan probabilistik sederhana dipergunakan untuk mengklarifikasi
penggunaan dari suatu desain yang lebih berorientasi pada kode (code
oriented determninistic).
38
1. sasaran dasar keselamatan didefinisikan sebagai target
probabilistik untuk dosid radiologi pada pekerja, publik dan
lingkungan (lihat Bagian 2.1).
2. bahya peristiwa eksternal dievaluasi dalam basis probabilistik.
3. kerapuhan komponen dievaluasi berdasarkan basis probabilitas,
tetapi suatu saringan awal dari kepercayaan tinggi darisuatu
probabilitas rendah dari suatu nilai kegagalan (HCLPF) mungkin
akan membuat evaluasinya menjadi prosedur deterministik yang
sederhana dan sebanding.
4. Banyaknya tingkatan dalam kerangka DID dipilih secara
deterministik sesuai klasifikasi bahaya.
5. Butir butir klasifikasi dilaksanakan pada basis pelepasan
taktermitigasi akibat suatu kegagalan.
6. Evaluasi parameter lokasi dan desain dilakukan dengan cara
deterministik denga sejumlah konservatisme.
7. tingkat 1, 2, dan 3 PSA10 serta suatu analisa dispersi dari material
radioaktif dilakukan hanya pada akhir desain sebagai konfirmasi
tinjauan akhir.
Urutan yang diusulkan bersandarkan pada sejumlah derajat
konservatisme dalam klasifikasi dan desain untuk menghindari iterasi
lebih lanjut pada desain sebagai suatu konsekuensi dari analisa dispersi
radioaktif. Pendekatan tersebut lebih langsung , walaupun hal tersebut
10 Dikenal tiga tingkat dari PSA: Tingkat 1 berisi penilaian dari kegagalan instalasi yang
menyebabkan kerusakan teras. Tingkat 2 termasuk penilaian dari pengungkung yang dapat
menakibatkan pelepasan zara. Tingkat 3 termasuk penilaian dari sekitar lokasi yang
menyebabkan resiko pada publik.
39
bersandarkan pada praktek rekasaya dala pemilihan tingkat
konservatisme untuk menghindari pengulangan dari dosis radiasi
terhadap lokasi dandesain dari fasilitas.
Pendekatan metodologis ini juga dsertai dengan langkah untuk
mengendalikan marjin keselamatan yang terkandung dalam prosedur
deterministik untuk investigasi lokasi dan desain serta tingkat dari
konservatrismenya yang berarti untuk menkompensasi untuk
mengurangi usaha investigasi, metodologi desain yang disederhanakan,
pengurang pamantauan kangka panjang dlsb.
Marjin keselamtan dan konservatisme (atau robustness) adalah valid
dari pengalaman teknis dan digerakan oleh metode kelas desain dan
oleh suatu rangkaian asumsi deterministik pada seluruh tahapan dari
loksi dan prosen desain. Rincian dari pendekatan tersbut disajikan pada
Gambar 1.
Langkah 1: Pengkategorian awal dari bahaya yang diakibatkan oleh
fasilitas terhadap lingkungan, publik dan pekerja pada suatu kecelakaan
(walaupun tidak disebabkan oleh peristiwa eksternal) diperlihatkan pada
kotak 1 dari Gambar 1. langkah ini mengkategorisasikan fasilitas
berdasarkan inventori radioaktif dan daya terpasang. Pengkategorian
akhir adalah suatu fungsi dari pelepasan radioaktif yang berlebihan, tak
termitigasi terhadap publik dan lingkungan (kategori 1) atau pekerja
(kategori 2). Kategori bahaya mendefinisikan kebutuhan akan:
• Tingkat DID yang akan diterapkan.
• Tingkat dari laporan terinci analisa keselamatan dari fasilitas
[2].
• Tingkat dari QA yang akan diterapkan pada material,
lokasi/desain/ konstruksi/pemantauan
40
• Taraf kebutuhan dari investigasi lokasi yang spesifik, tidak
diperlukan untuk fasilitas dengan kategori bahaya rendah,
walaupun konservatif, pendekatan sederhana tidak dapat
diterima untuk fasilitas kategori 1.
• Penggunaan dari kriteria penyaringan lokasi – untuk kategori
terendah beberapa lokasi mungkin mengabaikan suatu suatu
keterkaitan dengan senario peristiwa eksternal.
• Penggunaan dari standard dan kode konvensional untuk
evaluasi bahaya dan desain dari struktur, sistem, dan
komponen diperkenankan hanya untuk kategori terendah.
41
Gambar 1. Diagram alir dari desain analisa keselamatan
42
Langkah 2: Klasifikasi keselamatan dari struktur, sistem dan komponen
merefleksikan peristiwa internal terpostulasi dan peristiwa eksternal
seperti yang tercantum dalam analisa keselamatan fasilitas (katok 3
pada Gambar 1). Definisi dari tingkat DID dan barier [2], aplikasi dari
kriteria kegagalan tunggaldan penilaian dari potensi untuk suatu
kegagalan dengan penyebab yang biasa terjadi didentifikasi pada Kotak
2 di Gambar 1 [19]. Selanjutnya adalah evaluasi dari kebutuhan akan
prosedur darurat untuk di dalam dan di luar lokasi. Hal tersebut
kemudian diikuti oleh identifikasi peristiwa internal yang menjadi
pertimbangan sebagai konsekuensi dari peristiwa eksternal yang setara
dengan peristiwa eksternal dan fungsi keselamatan yang jaga fungsinya
selama peristwa eksternal.
Langkah 3: Penggolongan peristiwa eksternal (kategori peristiwa
eksternal) dari struktur, sistem dan komponen (kotak 4 pada Gambar 1)
meliputi identifikasi keselamatan dari struktur, sistem dan komponen
(langkah 2). Penggolongan ini dipengaruhi oleh peristiwa eksternal dan
evaluasi dari resiko radiasi pada lingkungan, publik dan para pekerja
akibat suatu kegagalan yang tak termitigasi, dengan instalasi pada
segala kemungkinan (operasi normal, kecelakaan). Keluarannya adalah
perwujudan sasaran pencapaian (nilai-nilai median) dan kebutuhan
teknis yang terkait (limit untuk struktur, struktural atau integritas tahan
bocor, operabilas peralatan dan komponen) untuk struktur, sistem dan
komponen apapun dan untuk peristiwa eksternal apapun (kotak 5 pada
Gambar 1). Kriteria keselamatan deterministik yang disederhanakan
untuk sistem, yang memitigasi peristiwa eksternal, mungkin dapat
ditetapkan pada posisi ini (redundansi, keaneka-ragaman, kualitas,
robustness).
Langkah 4: Definisi tingkat resiko site yang spesifik dan kelas disain
untuk struktur, sistem atau komponen apapun yang digunakan pada
basis disain peristiwa eksternal adalah subyek dari sasaran pencapaian
yang dikenakan pada suatu struktur, sistem atau komponen (Kotak 6
pada Gambar 1). Evaluasi tersebut mengarah kearah pengurangan
43
usaha kombinasi yang diperlukan pada lokasi dan disain, dengan
diberikannya tingkat kepercayaan dalam marjin keselamatan yang
diperlukan. Definisi tersebut adalah tahap awal pada evaluasi resiko
peristiwa eksternal. Hal tersebut disandarkan pada asumsi untuk kurva
resiko disederhanakan dan kurva kerapuhan untuk struktur, sistem dan
komponen yang telah digolongkan untuk peristiwa eksternal. Tabel yang
disederhanakan juga diusulkan untuk kemudahan dan kecepatan
membaca.
Langkah 5: Evaluasi basis disain mencerminkan tingkatan resiko yang
didefiniskan pada 4 (Kotak 8 pada Gambar 1). Proses tersebut mungkin
merupakan lokasi specifik atau berdasar pada standard nasional yang
menurut penggolongan fasilitas yang dikengembangkan pada langkah 1.
Penyelidikan lokasi harus dilaksanakan menurut kebutuhan yang
didefinisikan pada langkah 1 (Kotak 7 pada Gambar 1).
Langkah 6: Disain dan/atau kualifikasi struktur, sistem dan komponen
yang telah digolongkan untuk peristiwa eksternal mencerminkan kelas
disain yang diidentifikasi pada Langkah 4 dan basis disain
mengembang;kan pada Langkah 5 (Kotak 9 pada Gambar 1).
Metodologi tersebut yang dipergunakan pada disain dan kualifikasi dapat
dipilih sesuai penggolongan fasilitas yang dikembangkan pada Langkah
1 (lihat Bagian 7).
Langkah 7: Penilaian keselamatan akhir dari suatu instalasi dan evaluasi
atas kemungkinan gagal suatu struktur, sistem dan komponen yang
telah digolongkan untuk peristiwa eksternal didasarkan pada bahaya
aktual dan metodologi disain yang digunakan pada desainn/qualifikasi
(Kotak 10 pada Gambar 1). Langkah ini mengarahkan pada
penyelarasan fitu keselamatan teknis untuk memastikan bahwa struktur,
sistem atau komponen apapun dapat memberikan fungsi keselamatan
yang diperlukan dengan keandalan yang diperlukan (Bagian 4). Langkah
ini menggantikan PSA sepenuhnya termasuk metodologi probabilistik
yang disederhanakan.
44
Langkah 8: Dalam analisa dispersi bahan radioaktif (Kotak 11 pada
Gambar 1) suku sumber dipilih menurut asumsi yang dibuat pada
Langkah 2, dalam kaitan dengan fungsi yang harus dijaga pada suatu
peristiwa eksternal. Dosis radiasi dosis pada lingkungan, publik dan
pekerja dalam suatu senario peristiwa eksternal dievaluasi dengan
konservatisme yang sesuai (penggunaan tanah, distribusi populasi dan
topografi dimodelkan hanya jika diperlukan) dan dibandingkan dengan
batas yang bisa diterima untuk kondisi-kondisi kecelakaan dan operasi
normal. Pada langkah ini, kebutuhan akhir untuk pengungkung atau
pembatasan serta prosedur darurat dikembangkan untuk mitigasi
kecelakaan (Bagian 8).
Untuk evaluasi ulang suatu fasilitas yang ada, diharapkan
mempergunakan pendekatan yang sama. Bagaimanapun, modifikasi
utama dalam rincian teknis dapat dilakukan dalam beberapa langkah,
yang dibahas pada bagian berikut.
Suatu tingkatan konservatisme yang sesuai mungkin diterapkan pada
sebagian besar dari langkah-langkah yang didefinisikan di atas, terutama
sekali dalam prosedur investigasi lokasi yang lebih luas, dalam
desain/qualifikasi metodologi dan dalam simulasi dispersi radioaktif ke
lingkungan. Penggunaan metodologi yang disederhanakan harus cukup
didokumentasikan dan disetujui oleh Badan Pengatur. Bagian berikut
memberikan rincian implementasi dari langkah-langkah yang
didefinisikan di bagian ini, sedangkan Lampiran menyediakan nilai-nilai
contoh dan contoh aplikasi.
4. PENILAIAN KESELAMATAN AWAL DAN AKHIR
4.1. UMUM
Bagian ini membahas tentang evaluasi keselamatan keseluruhan suatu
fasilitas yang terkait dengan sasaran keselamatan dasar yang ditetapkan
45
pada Bagian 2.2 dan 2.3. Dengan mengacu pada tugas disain yang
dibahas pada Bagian 3, pendekatan yang diusulkan untuk assesmen
keselamatan mungkin digunakan dalam dua langkah, yakni:
1. Dalam seleksi lokasi dan prosedur disain dalam kaitannya dengan
sasaran pencapaian yang diterapkan pada struktur, sistem dan
komponen (evaluasi awal) (Kotak 5 dan 6 pada Gambar 1).
2. Dalam evaluasi akhir keselamatan struktur, sistem dan komponen
fasilitas pada akhir proses desain/qualifikasi (penilaian akhir)
(Kotak 10 pada Gambar 1).
Untuk evaluasi ulang dari suatu fasilitas yang ada (lama), usulan
metodologi untuk penilaian keselamatan mungkin dapat digunakan untuk
mengkonfirmasikan ketercukupan disain dan untuk memperhitungkan
perubahan bahaya peristiwa eksternal atau perubahan konfigurasi
reaktor riset setelah disain dan periode konstruksi. Secara umum,
karena kompleksitas dari suatu proses reaktor riset dan sistem, penilaian
keselamatan fasilitas keseluruhan dilaksanakan secara PSA. Evaluasi
keselamatan dapat menggunakan baik metoda alur sukses (success
path) maupun urutan kecelakaan (accident method). Bagaimanapun,
ketika senario kecelakaan yang terkait dengan penyebab peristiwa
eksternal dan relevan alur shutdown (shutdown path) mudah dikenali,
metoda yang lebih sederhana dari PSA dapat digunakan untuk evaluasi
dari resiko keseluruhan yang terkait dengan suatu reaktor riset.
Adalah lebih disukai untuk mengevaluasi peristiwa bahaya
eksternal dengan basis probabilistik. Frekuensi kejadian dari parameter
yang menjabarkan tingkat bahaya eksternal (seperti gempa bumi,
kecepatan angin, elevasi air) diestimasi dengan metoda probabilistik.
Parameter statistik yang digunakan untuk peristiwa ekstrim termasuk
periode kembali dan probabilitas exceedance tahunan. Bahaya dari
peristiwa eksternal lainnya ‘yang jarang’, seperti pesawat terbang jatuh
atau ledakan, mencerminkan frekuensi terjadinya suatu peristiwa dengan
46
karakteristik yang dipostulasikan (jumlah material bahan peledak, berat
dan percepatan proyektil dll.), karena statistik mungkin tidak tersedia
untuk masalah tersebut. Sasaran pencapaian tergantung pada
penggolongan peristiwa eksternal seperti dirumuskan dalam Bagian 2.
Untuk penggunaan praktis, dapat didekati dengan menurunkan produk
(untuk tingkat resiko yang terus berkesinambungan, ia dapat dikonvolusi)
antara probabilitas exceedance tahunan dari suatu peristiwa eksternal
dan PF yang diinduksi oleh peristiwa eksternal spesifik itu. Nilai
probabilitas untuk sasaran pencapaian yang diterapkan secara individu
pada masing-masing peristiwa eksternal. Karenanya, sasaran
pencapaian zang ditetapkan untuk peristiwa tunggal biasanya akan lebih
rendah dari sasaran total semua peristiwa.
Secara umum, kombinasi yang berbeda dari tingkatan bahaya dan
kelas disain dapat digunakan untuk mencapai sasaran pencapaian.
apbila kombinasi tingkatan bahaya yang sesuai dan kelas disain telah
dipilih, lokasi, disain dan kualifikasi struktur, sistem dan komponen dapat
dilakukan, sebagaimana urutan berikut:
1. Pengembangan suatu angka median yang bergantung lokasi (jika
harga rerata telah dipilih, probabilitas target satu orde lebih rendah
dapat dipilih) definisi peristiwa bahaya eksternal sebagai
probabilitas exceedance untuk frekuensi tahunan;
2. Evaluasi (fungsional atau struktural) dari kebutuhan yang terkait
dengan bahaya peristiwa eksternal;
3. Evaluasi dari tanggapan fasilitas reaktor riset, modus kegagalan
yang dominan, seperti halnya kerapuhan struktur, sistem dan
komponen;
4. Evaluasi dari status kerusakan untuk fasilitas atau alur sukses yang
terkait dengan setiap peristiwa eksternal;
5. Evaluasi dari ketidak-pastian yang terkait dengan tuntutan peristiwa
eksternal;
47
6. Perbandingan PF untuk struktur, sistem atau komponen manapun
dengan sasaran pencapaian untuk masing-masing peristiwa
eksternal termasuk basis disain.
Pada akhirnya, sebagai konfirmasi bahwa sasaran keselamatan
dasar untuk fasilitas telah tercapai, suatu penilaian keselamatan untuk
fasilitas dapat dilaksanakan berdasarkan pada analisa keselamatan
fasilitas, sebagaimana yang dijabarkan berikut ini. Penilaian ini
diharapkan untuk disertakan di dalam lapoan analisa keselamatan
fasilitas. Suatu urutan untuk perhitungan PF yang disederhanakan
ditunjukkan pada Gambar 2.
Gambar 2. Urutan perhitungan PF yang disederhanakan (Pexc=probabilitas
tahunan dari exceedance suatu parameter yang mewakili intensitas
peristiwa eksternal, F = normalisasi PF kumulatif dari suatu komponen
yang menjadi sasaran aksi eksternal a, disebut juga ´fragility´).
48
4.2. EVALUASI KAPASITAS STRUKTUR, SISTEM DAN KOMPONEN
Berdasarkan pada sasaran unjuk-kerja yang dikenakan pada setiap
struktur, sistem dan komponen oleh kategorisasi fasilitas dan komponen,
suatu tingkat bahaya peristiwa eksternal harus dipilih untuk proses
disain/evaluasi-ulang. Informasi yang tersedia pada saat dimulainya proses
disain biasanya tidak termasuk seluruh kurva bahaya maupun kurva
kerapuhan untuk struktur, sistem dan komponen yang masih harus
didisain/dikualifikasi. Oleh sebab itu suatu pendekatan sederhana diperlukan
untuk seleksi awal dari tingkat bahaya dan kelas desain.
Kerapuhan suatu struktur, sistem dan komponen didefinisikan sebagai
PF bersyarat (tidak dapat diterima unjuk-kerjanya) melawan parameter bahaya
yang dipilih. Hal itu biasanya dapat diterima dengan mengasumsikan bahwa
kegagalan komponen adalah distribusi log-normal biasa. Kerapuhan dapat
dinyatakan dalam suatu cara sederhana baik melalui kapasitas median C50%
atau kapasitas HCLPF11 dan perubahan parameter ß. Untuk estimasi awal, ß
= 0.3 dapat dipakai untuk seluruh facilitas (Gambar 3).
Unjuk-kerja yang tidak dapat diterima atau disebut PF dari suatu
komponen generik adalah hasil konvolusi dari median kurva bahaya dan
median kerapuhan untuk suatu struktur, sistem atau komponen manapun dan
untuk suatu peristiwa eksternal apapun:
( ) dadadP
aHP0
FF ∫
∞
= (1)
11 HCLPF adalah singkatan untuk tingkat kepercayaan tinggi (95%) dari suatu probabilitas
rendah dari kegagalan (5%), atau 50% tingkat kepercayaan dengan suatu probabilitas
kegagalan 1%.
49
dimana H adalah kurva bahaya, PF(a) adalah kerapuhan dan a adalah bahaya
parameter yang dipilih.
Jika bahaya didefiniskan oleh suatu nilai tunggal yang menjabarkan
frekuensi terjadinya peristiwa eksternal dengan intensity parameters yang
dipostulasikan (pesawat udara jatuh, ledakan, dll.), Persamaan (1) dapat
didekati dengan:
Gambar 3. Representasi skematik kurva kerapuhan (fragility curves)
untuk kerapuhan seismik.
PF=Tingkat Bahaya x komponen kerapuhan (pada tingkat yg sama) (2)
50
Persamaan (1) pada awalnya dapat dipakai untuk menguji apakah bahaya
peristiwa eksternal dan kerapuhan komponen adalah konsisten dengan
sasaran pencapaian. Ini berarti bahwa perhitungan total PF sesuai dengan
urutan kecelakaan (status kerusakan) sebagai hasil dari induksi beban oleh
peristiwa eksternal harus kurang dari sasaran pencapaian:
jakerunjuksasaranPF ≤ (3)
Suatu contoh estimasi dari total PF yang terkait dengan gempa bumi
untuk struktur, sistem atau komponen secara terpisah dan untuk seluruh
fasilitas adalah disajikan pada Lampiran II. Evaluasi Kerapuhan dapat
mengikuti salah satu dari berikut metoda:
a. Evaluasi berdasarkan pada gempa bumi pengalaman data;
b. Evaluasi berdasarkan pada generik seismik testing data;
c. Peralatan-spesifik kualifikasi.
Penjelasan lebih lanjut tentang evaluasi kerapuhan dapat dilihat pada acuan.
Harus diambil perhatian khusus tentang metoda yang dipilih, sebab setiap
metoda membutuhkan pertimbangan teknis dan dapat mempengaruhi secara
berarti tingkat kepercayaan dari hasil akhir .
Sebagian besar kasus suatu evaluasi kerapuhan sederhana adalah cukup to
estimate the PF. Perhitungan dari suatu nilai HCLPF tunggal digunakan untuk
menghilangkan kekasaran struktur, sistem dan komponen. Hal ini adalah
dibahas lebih lanjut pada Lampiran II.
51
4.3. ESTIMASI AWAL DARI LEVEL BAHAYA DAN KETETAPAN KELAS
DESAIN YANG SESUAI DENGAN SASARAN PENCAPAIAN
Untuk suatu seleksi awal dari suatu pasangan yang sesuai dari tingkat
bahaya dan nilai kelas desain untuk suatu struktur, sistem atau komponen
manapun, diberikan sasaran unjuk-kerjanya, langkah-langkah berikut dapat
diikuti. Dalam kata lain, konvolusi dari kurva bahaya peristiwa eksternal dan
kurva kerapuhan dari komponen (dievaluasi dengan Persamaan (1)) harus
memberikan suatu total PF yang kurang dari sasaran pencapaian (dievaluasi
dengan Persamaan (3)). Dengan dasar seperti itu, kombinasi dari tingkat
bahaya dan kriteria desain dapat didefiniskan sebelum dimulainya proses
disain, dengan tingkat kepercayaan yang masuk akal bahwa desain akhir
akan memenuhi tujuan keselamatan.
Langkah 1: Tentukan suatu perkiraan kurva bahaya peristiwa eksternal
untuk lokasi tersebut. Hal ini membutuhkan suatu langkah
investigasi yang spesifik terhadap lokasi seperti yang dibahas
pada Bagian 5 dan 6.
Langkah 2: Gunakan Tabel 4 dan 5 untuk memilih sasaran unjuk -kerja yang
dapat diterapkan untuk kategori bahaya dari fasilitas reaktor
riset.
Langkah 3: Gunakan Tabel 6 untuk memilih kerapuhan yang dibutuhkan
untuk suatu struktur, sistem atau komponen manapun untuk
awal trial pada dasar dari kelas desain dapat diterapkan dan
bahaya level yang terkait.
Langkah 4: Uji jika calon median kapasitas/kerapuhan terconvolusi dengan
kurva bahaya menghasilkan suatu total PF yang kurang dari
sasaran pencapaian (lihat Persamaan (3)).
52
Langkah 5: Lakukan iterasi, dengan memodifikasi parameters kerapuhan
sampai Persamaan(3) teruji. Hasilnya akan berupa target
kerapuhan (target kerapuhan merepresentasikan suatu titik
pada kurva kerapuhan) dan kelas desain yang sesuai.
Pada penyeleksian kelas desain, tawar-menawar atau kompromi harus
dicapai antara suatu kombinasi dari probabilitas bahaya rendah dimana PF
yang tinggi dari komponen dan suatu kombinasi dari suatu tinggi probabilitas
bahaya dengan suatu rendah PF. Banyak pertimbangan dapat mempengaruhi
hal ini pilihan, yaitu:
a. Probabilitas bahaya rendah membutuhkan metoda ekstrapolasi
canggih dan dipengaruhi oleh tinggi levels dari ketidakpastian.
Bagaimanapun juga, mereka memberikan suatu kuantifiksi fisis dari
kelakuan kurva bahaya, terutama saat fenomena tersebut memiliki
suatu trend tak stasioner.
b. Faktor keselamatan rendah (P F tinggi) memperbolehkan applikasi
dari/pada konvensional kode untuk struktur, sistem dan komponen
desain dan kualifikasi, dengan besar penghematan dan tinggi
kepercayaan. Bagaimanapun juga, pilihan ini mengimplikasikan
penggunaan probab-ilitas bahaya rendah dengan kerugian seperti
yang ditonjolkan di atas.
Disimpulkan, suatu kombinasi apapun yang memenuhi sasaran pencapaian
dapat diterima, tetapi evaluasi global dari lokasi yang spesifik mungkin
mengindikasikan bahwa satu atau pendekatan lebih mendapat hasil yang
paling dapat dipercaya untuk desain akhir. Satu pendekatan praktis terdiri dari
dari/pada melakukan suatu analisis awal dari kerapuhan struktur yang terkait,
sistem dan komponen dengan keselamatan dan membuat suatu keputusan
akhir setelah suatu evaluasi yang teliti dari usaha yang diperlukan untuk
desain dan
53
kualifikasi menggunakan pilihanan manapun.
4.4. EVALUASI AKHIR DARI KESELAMATAN FASILITAS
Setelah melengkapi proses disain, dilakukan evaluasi probabilitas kegagalan
pada tingkat struktur, sistem dan komponen dan pada tingkat fasilitas serta an
evaluasi unjuk-kerja keseluruhan dilakukan. Pada akhir dari proses disain,
bahaya peristiwa eksternal akan tersedia secara terincil. Langkah-langkah
berikut termasuk evaluasi unjuk-kerja dalam kaitannya dengan peristiwa
eksternal:
Langkah 1: Seleksi dari jalur keberhasilan (success path) dan/atau urutan
kecelakaan untuk menjadi pertimbangan dalam analisa
keselamatan.
Langkah 2: Evaluasi dari kerapuhan struktur, sistem dan komponen secara
tindividu/terpisahl berdasarkan dari desain dokumentasi. Suatu
sederhana evaluasi dapat be dilakukan berdasarkan dari desain
review dan desain kode analisa. keluaran atau hasil dari
evaluasi tersebut adalah kapasitas median dan perubahan
(variability) yang terkait. Kapasitas perubahan tsb. dapat
dievaluasi menggunakan data generik dan keputusan teknis.
Kapasitas median dan perubahan total mendefinisikan kurva
kerapuhan untuk struktur, sistem dan komponen secara individu.
Langkah 3: Gunakan Persamaan(1) untuk menghitung probabilitas
kegagalan dan bandingkan PF dengan sasaran pencapaian
(lihat Persamaan(3)) untuk struktur, sistem atau komponen
apapun. Kombinasikan secara individu struktur, sistem dan
komponen kerapuhan untuk menurunkan kerapuhan secara
keseluruhan untuk reaktor riset (contoh dari kerapuhan seismik
54
adalah yang diberikan pada Lampiran 2). Keterkaitan lemah
(weak links) dapat diidentifikasikan dan perubahan desain
direkomendasikan.
Langkah 4: Hitung pelepasan yang muncul dari kegagalan struktur, sistem
atau komponen yang konsisten dengan analisa keselamatan.
Evaluasi probabilitas global dari pelepasan pada tingkat fasilitas,
untuk dibandingkan dengan kebutuhan keselamatan dasar.
5. INVESTIGASI LOKASI
5.1. UMUM
Investigasi dari lokasi seharusnya mencakup semua disiplin yang
mempengaruhi keselamatan lokasi, misalkan geologi, seismologi,
geotechnics, hydrologi, meteorology, lingkungan kelautan, rencana
perkembangan manusia, instalasi industri, komunikasi, dan lalu-lintas air,
kereta api, jalan darat dan air [1].
Evaluasi dari bahaya suatu lokasi untuk peristiwa eksternal secara umum
dapat mengikuti rekomendasi IAEA untuk tapak dan desain dari PTN. Banyak
publikasi IAEA membahas tapak dan desain dari PTN dalam kaitan dengan
peristiwa eksternals [4, 6, 9, 15, 20–25]. Bagaimanapun juga, proses seleksi
lokasi dapat mempertimbangkan kriteria pengecualian dari lokasi lebih ketat
daripada yang dibahas dalam Acuan [1] pada bagian umum, sebagai suatu
kompromi dengan investasi yang dibutuhkan untuk desain, kontruksi dan
operasi dari fasilitas. Dalam hal ini, beberapa peristiwa yang adalah sulit atau
mahal untuk memproteksi fasilitas mungkin dapat dipakai sebagai kriteria
saringan lokasi, seperti misal kecelakaanal pesawat udara jatuh (probabilitas
rendah, perisai tebal dan peralatan kualifikasi khusus akan dibutuhkan pada
fasilitas tanpa suatu pembatas), kecelakaanal ledakan (struktur tahanan
ledakan, akan dibutuhkan), banjir (lokasi proteksi engineering struktur akan
harus dibangun dan dirawat), dll. Pada kenyataanya, pada reaktor risets daya
55
rendah, senario kecelakaan internal biasanya tidak memerlukan kebutuhan
besar pada struktur dibandingkan pada PTN dimana, untuk contoh, suatu
pengungkung biasanya bagian dari desain. Oleh sebab itu, proteksi dari
peristiwa eksternals akan menambah sulit untuk memenuhi kebutuhan untuk
desain yang mungkin tak sesuai dengan suatu pendekatan desain rasional.
Suatu pendekatan berjenjang untuk tapak dan desain dari reaktor riset
mungkin dapat dipakai yang sesuai dengan klasifikasi bahayannya [1]. Pada
khususnya:
a. Marjin keselamatan pada desain harus mudah dibuktikan, walaupun
dalam kasus dimana kode diterapkan berbeda dari kode untuk desain
PTN;
b. Suatu konservatisme yang cukup harus dijamin untuk compensasi
guna berkurangnya analisa bahaya lokasi, kampanye investigasi lokasi
dan metoda analisa sederhana, yang sesuai dengan main tujuan dari
publikasi ini.
Bagian berikut memberikan informasi bagaiman jenjang seperti itu dapat
diterapkan untuk fase tapak. Informasi tambahan tersedia pada Acuan [5].
5.2. EVALUASI DARI KARAKTERISTIK LOKASI
Taraf dari suatu survei lokasi dapat didefiniskan dalam kaitannya dengan
kategori bahaya dari fasilitas. Kriteria berikut dapat dipakai:
Bahaya kategori 1:
56
Taraf dari survei adalah berdasarkan pada studi regional, dengan
kebutuhan
untuk kualitas data dan kuantitas yang ditetapkan pada Acuan [1, 6].
Investigasi adalah spesifik untuk lokasi tsb. dan mencakup an daerah di
dalam radius sekitar 50 km dari lokasi. Daerah ini dapat diperluas untuk
mengompensasi untuk kekurangan data pada rekaman waktu (lihat
Bagian 6.2). daerah itu dapat lebih sempit jika daerah tersbeut tidak
dihuni dan kemungkinan penyebabdari peristiwas tidak ada. Panjang
rekaman data untuk dipertimbangan guna evaluasi lokasi-spesifik dipilih
dengan acuan pada periode kembali yang dipilih untuk dasar desain.
Teknik ekstrapolasi yang sesuai harus diterapkan dan divalidasi.
Pertumbuhan populasi yang diproyeksikan di sekitar lokasi dievaluasi
selama umur dari fasilitas.
Bahaya kategori 2:
Investigasi lokasi-spesifik memastikan bahaya yang didefiniskan dalam
kode pembangunan nasional pada tingkat regional. Investigasi dilakukan
dalam suatu radius 20 km dari lokasi. jika daerah tersbeut tidak dihuni
dan kemungkinan penyebabdari peristiwas tidak ada. Panjang rekaman
data dan metoda ekstrapolasi sama untuk bahaya kategori 1. Umur
fasilitas adalah sesuai dengan yang pertumbuhan populasi diproyeksikan
di sekitar lokasi.
Bahaya kategori 3:
Taraf survei akan didasarkan pada penetapan expert untuk dipakai
sebagai konfirmasi dari bahaya yang diusulkan dalam kode pembangunan
nasional. Bagian berikut berkenaan dengan pertimbangan umum pada
evaluasi lokasi untuk fasilitas bahaya kategori 1 dan 2. Untuk fasilitas
57
bahaya kategori 3, evaluasi lokasi mungkin selaras dengan praktek
nasional untuk suatu fasilitas dengan risiko konvensional.
.
5.2.1. Geografi
Butir-butir berikut ini biasanya dievaluasi ketika lokasi dari suatu riset
reaktor sedang dipertimbangkan:
a. Lokasi reaktor riset, ukuran dari tapak;
b. Elevasi relatif dalam kaitan dengan daerah sekeliling;
c. Lokasi yang berdekatan dengan daerah publik seperti daerah tempat
tinggal (untuk tempat tinggal permanen dan sementara), daerah industri,
daerah komersial, daerah pendidikan, daerah militer, olah raga dan
daerah rekreasi, lapangan udara, pelabuhan beserta ukurannya dan
jarak relatif.
d. Lokasi dari jalur transport;
e. Lokasi dari/pada fasilitas darurat dan rute evakuasi yang relatif terhadap
reaktor riset (pemadam kebakaran, rumah sakit, polisi);
f. Lokasi dari elektrik dan jalur communikasi, pipa gas dan minyak, pipa air
minum utama;
g. Kondisi lingkungan (hutan, pastures, daerah pertanian);
h. Vegetasi (spesies dan kerapatan);
i. Fauna (spesies dan kerapatan).
58
5.2.2. Demografi
Untuk lokasi geografi yang diidentifikasi pada bagian ini, evaluasi demografi
meliputi analisa sebagai berikut:
a. Populasi saat ini di fasilitas reaktor riset;
b. Pertumbuhan populasi yang diproyeksikan di fasilitas reaktor riset
sebagai suatu hasil dari proyek perluasan masa depan;
c. Populasi saat ini di daerah sekitar reaktor riset;
d. pertumbuhan populasi yang diproyeksikan di daerah sekitar reaktor riset
(termasuk semua kategori populasi);
e. Pergerakan harian (jam kerja), mingguan dan tahunan populasi akibat
aktivitas dari reaktor riset;
f. Pergerakan harian (jam kerja), mingguan dan tahunan populasi akibat
dari aktivitas di daerah sekitar reaktor riset;
g. Agihan umur (jika diharapkan suatu penyimpangan besar dari rerata
persentase nasional).
5.2.3. Fasilitas yang Berdekatan
Suatu analisa terinci dapat meliputi:
a. Tipe aktivitas yang terkait untuk menggunakan dan/atau transportasi dari
bahan berbahaya;
59
b. Identifikasi dari kecelakaan yang mungkin di fasilitas dan daerah sekitar
yang mungkin dipengaruhi;
c. Identifikasi dari/pada penyimpanan fasilitas untuk berbahaya materials;
d. lokasi dari air dan makanan penyimpanan fasilitas;
e. lokasi dari sumber potensial dari kondisi kecelakaan (fasilitas berbahaya,
bendungan);
f. Identifikasi daerah militer dengan simpanan bahan peledak dan
target/sasaran aktivitas latihan dengan bahan peledak atau artilleri.
5.2.4. Jalur Transportasi
Kecelakaan transportasi didekat reaktor riset mungkin mempengaruhi
reaktor riset melalui tekanan berlebihan akibat ledakan, kebakaran,
tumbukan peluru kendali, atau serangan dengan material beracun. Analisa
dapat meliputi berikut ini:
a. Transport udara:
• Lalu-lintas pesawat terbang terhadap lapangan udara yang
berdekatan (15 km), jika ada, tipe dan jumlah dpesawat terbang (sipil,
militer, ukuran, pergerakan);
• Ruang udara yang terbatas;
• Pola penerbangan;
• Ketersediaan lapangan udara pada kasus kecelakaan.
b. Transportasi darat:
• Volume lalu-lintas sebagai fungsi waktu;
60
• Identifikasi jalanan yang dipakai untuk transport material berbahaya;
• Identifikasi jalanan yang dipakai untuk transport bahan kimia dan
material bahan bakar di dalam dan di luar reaktor riset fasilitas;
• Rerata dan maksimum ukuran kendaraan;
c. Transportasi kereta dan air:
• Volume lalu-lintas;
• Identifikasi dari transport material berbahaya;
• Ukuran dan lalu-lintas dari/pada kereta dan kapal dalam di stasiun
kereta dan pelabuhan serta ketersediaannya pada kasus kecelakaan.
5.2.5. Bahaya Dari Servis Lokasi
Analisa dari lokasi servis dapat termasuk fasilitas yang dapat mengancam
bahaya pada reaktor riset (seperti kegagalan dari suatu pipa gas besar)
dan juga ketersediaan dari servis tersebut yang diperlukan untuk sstem
keselamatan reaktor riset (seperti air catu).
Survei dapat meliputi butir berikut:
a. Sistem catu air (di dalam dan di luar fasilitas):
• Sistem air portabel;
• Sistem kebakaran;
• Sampah cair sistem;
• Air drainage sistem;
• Catu air terdedikasi untukreaktor riset (menara pendingin, proteksi
kebakaran).
61
b. Catu listrik:
• Lokasi jalur elektrik eksternal dan agihan fasilitas;
• Analisa dari konsekuensi akibat kegagalan dari distribusi listrik pada
kasus suatu kecelakaan di reaktor riset;
• catu daya terdedikasi untuk reaktor riset.
c. Lain-lain:
• Penyimpanan dan jalur gas atau minyak dan dekat lokasi fasilitas;
• Jalur komunikasi dan menara.
5.2.6. Data Geologi dan geoteknis
Investigasi geologi dan geoteknis pada lokasi biasanya dilakukan dengan
tujuan sebagai berikut:
a. Penilaian dari bahaya geologi atau geoteknis yang mungkin dari
turunnya permukaan akibat faulting, liquefaction, runtuh dan stabilitas
lereng;
b. Evaluasi dari karakteristik tanah untuk mendapatkan suatu tanah yang
masuk akal, contoh untuk studi perambatan gelombang;
c. Evaluasi parameters geoteknis untuk dipakai dalam desain dari desain
fondasi dan seismik;
Banyaknya investigasi geoteknis yang dilakukan dapat berdasarkan pada
potensial konsekuensi dari bahaya lokasi terkait. Untuk semua kelas dari
reaktor risets, karakterisasi tanah dapat meliputi pengeboran tanahdan
62
jumlah dan kedalamana yang cukup, bergantung pada kondisi tanahnya.
Paling tidak satu pengeboran harus dilaksanakan untuk setiap bangunan
yang terkait dengan keselamatan. Bagaimanapun juga, pengeboran
mungkin tidak diperlukan untuk lokasi competent rock dimana formasi
batuan sampai suatu kedalaman yang cukup.
Hal ini direkomendasikan bahwa profil tanah diidentifikasi secara fisis (yaitu
dengan pengeboran) sampai suatu kedalaman paling tidak satu setengah
kali dari kedalaman fondasi maksimum. Kedalaman untuk menegaskan
bearing strata dapat juga ditentukan dengan cara pengeboran dan metoda
geofisik lainnya.
Untuk reaktor risets dengan bahaya kategori 1 dan 2, karakteristik dinamik
dari profil tanah dapat ditentukan dengan rerata dari cross holes atau
metoda geofisik yang mencapai batuan dasar (base rock) atau sampai
suatu kedalaman paling tidak 1,5 kali nilai maksimum kedalaman fondasi.
Karakteristik dinamik dari material tanah untuk setiap lapisan mungkin
termasuk:
a. Tipe dari material;
b. Ketebalan lapisan;
c. Kecepatan gelombang potogn (shear wave dengan strain atau
peregangan rendah);
d. Kerapatan;
e. Rasio Poisson;
f. Peredaman dari material atau material damping (strain rendah);
g. Kurva karakteristik material g–γ (shear modulus–strain) dan d–γ
(damping ratio–strain).
63
Kurva g–γ dan d–γ adalah diperlukan untuk kondisis tanah lunak dan untuk
reaktor risets kategori bahaya 1 dan 2. kurva karakteristik tanah dapat
ditentukan dengan uji laboratory atau dengan kurva generik yang tersedia
dalam literatur teknis [26]. Untuk reaktor risets kategori bahaya 3, kurva
standard dari literatur teknis dapat dipakai untuk identifikasi kondisi tanah.
Secara parallel dengan investigasi fodasi dan penggunaan dari data
geologi atau geoteknis yang tersedia, studi dapat dilakukan pada lokasi
untuk menilai bahaya yang mungkin dimana dapat memberikan hasil pada
deformasi tanah yang permanen (termasuk keruntuhan permukaan,
liquefaction, collapse, ketidakstabilan lereng). Jika investigasi tersebut
mengindikasikan konsekuensi potensial dari bahaya seperti itu, studi lebih
lanjut dapat diperlukan atau lokasi harus ditolak.
5.2.7. Geographi Seismologi
Seharusnya dikembangkan suatu pemahaman mengenai keadaan tektonik
regional sebagai dasar untuk penyaringan lokasi (pada kasus dari fault
ruptures – pergerakan lempengan bumi) dan untuk evaluasi lokasi terinci.
Tektonik dan data seismologi seharusnya dikorelasikan dengan database
geologi, pada tingkat regional dan daerah lokasi, untuk tujuan memperoleh
suatu pemahaman lengkap dari sumber mekanisme potensial.
Suatu katalog seismologi harus diungkap untuk daerah tersebut. Ditambah
informasi tambahan seharusnya be gared pada fault lokal (yang ada di
lokasi dan sekitarnya) untuk diuji silang (cross checked) dengan observasi
palaeoseismology (mungkin: studi seismik yang berdasarkan umur batuan).
bukti ini terutama penting pada kontraksi (contractional - reverse faulting) di
daerah tersebut, yang biasanya tidak terdapat peristiwa latar (background
event) antara terjadainya gempa bumi kuat serta clustered activity dikenali
sebagai fenomena yang sering terjadi di bagian dalam lempengan yang ada
didaerah tersebut. Oleh sebab itu pendekatan palaeoseismology (sering
64
dipergunakan di daerah perbatasan lempeng bumi) menjadi sangat penting
untuk melakukan evaluasi seismik di daerah bagian dalam lempeng bumi.
Bila terdapat kesulitan dalam medapakan karakteristik dari aktivitas fault
lokal, maka harus dipasang suatu jaringan gempa mikro (micro-earthquake)
dan dioperasikan selama beberapa tahun.
5.2.8. Meteorologi
Survei meteorologi mencakup evaluasi dari:
a. Angin kecepatan dan arah angin yang dominan;
b. Angin kencang (tornado, hurricanes, taifun, cyclones, dll.);
c. Curah hujan Normal dan ekstrim (salju, hujan, es);
d. Tekanan udara barometrik;
e. Penguapan;
f. Dispersi atmosfer;
g. Suhu (normal dan ekstrim);
h. Banjir (storm surge) diinduksi oleh angin yang ekstrim;
i. Petir.
Curah hujan lokal dalam bentuk hujan, salju atau es dapat memilki dampak
langsung pada desain dari struktur yang terkait dengan keselamatan,
terutama atap, kable luar dan menara. Data berikut ini biasanya
dikumpulkan atau diekstrapolasi:
65
• Data curah hujan maksimum dalam/pada 6 dan 24 hour periods;
• Proyeksi dari besarnya curah hujan untuk periode 50, 100 dan 1000
tahun sebelumnya.
Detail lebih lanjut mengenai peristiwas yang disebabkan atau diinduksi
akibat meteorologi diuraikan pada Acuan [22].
5.2.9. Hidrologi
Hidrologi permukaan tanah adalah relevan untuk keselamatan karena hal itu
mungkin merepresentasikan jalan bagi dispersi material radioaktif dan juga
suatu mungkin menjadi sumber banjir. Hal itu juga mungkin mempengaruhi
kemampuan penopangan fondasi bangunan. Survei hidrologi meliputi:
a. Hidrologi permukaan:
• Lokasi dari/pada sungai dan danau, elevasi, volume, laju alir dan
rasio drainase;
• Lokasi relatif dari reaktor riset dalam kaitannya dengan permukaan
air;
• Lokasis dari bendungan beserta kapasitas dan drainase yang
mungkin saat terjadinya bobolnya atau kegagalan bendungan;
• Sejarah terjadinya banjir;
• Lingkungan kelautan.
b. Hidrologi air tanah:
66
• Evaluasi dari ketinggian air, aliran bawah tanah dan arah aliran;
• Lokasi dari sistem aquifer;
• Evaluasi dari permeabiliti tanah.
Rincian lebih lanjut tentang hidrologi permukaan dan peristiwa yang
diinduksi diuraikan pada Acuan [22].
Untuk sungai yang dapat menjadi sumber potensial dari banjir di lokasi,
potensi banjir dapat be dikarakterisasi dengan mengumpulkan informasi
berikut:
1. Lokasi dan elevasi dari sungai terdekat terhadap lokasi;
2. Catatan sejarah dari data stream air sungai (discharge atau
pengosongan maksimum tahunan tertinggi) dengan catatan lokasi;
3. Tingkat banjir maksimum yang dapat menjadi suatu kombinasi dari
kondisis meteorologi dan hydrologi yang paling kritis;
4. Karakterisasi dari sifat-sifat geometrik dan hydraulik dari kanal yang
terletak dekat terhadap lokasi. Sifat-sifat geometrik dari kanal termasuk
koefisien kekasaran Manning’s (Manning’s roughness) dan tabel
elevasi terlebar (top width elevation table) dari tampang lintang kanal
dan kemiringan kanal (stream bed slope);
5. Keberadaan dari jembatan atau hambatan pada aliran sungai yang
dapat menyebabkan banjir yang diakibatkan es atau penyumbatan
sampah.
67
Bila tidak tersedia catatan discharge puncak dari sungai adalah, maka
informasi berikut dapat be gared:
a. Karakteristik dari watershed basins (cekungan);
b. Properties dari drainase basins, termasuk peta topografi dari cekungan
dan peta situasi.
5.2.10. Radioaktivitas Lingkungan
Tujuan dari penetapan garis dasar (baseline) lingkungan radioaktivitas
adalah untuk memperbolehkan perbandingan dengan survei radioaktivitas
lingkungan lokasi dimasa datang. Survei dapat dikembangkan berdasarkan
pada cuplikan udara, air, tanah dan biologi.
Daerah yang disurvei dapat lokasi fasilitas setempat untuk kategori bahaya
3 dan dalam radius 20 km dari fasilitas untuk kategori bahaya 2. Untuk
kategori bahaya 1 disarankan daerah dalam radius 50 km dari
lokasi,.Apabila daerah penduduk dengan kepadatan tinggi ada disekat
fasilitas maka survei juga mencakup daerah yang mungkin dipengaruhi oleh
pelepasan radioakatif dari fasilitas.
6. EVALUASI BAHAYA EKSTERNAL
6.1. PENYARINGAN BAHAYA UNTUK PERISTIWA EKSTERNAL
Penyaringan awal peristiwa untuk dipertimbangan dalam desain suatu reaktor
riset dapat dilakukan berdasarkan dari suatu pengelompokan bahaya secara
terinci. Untuk fasilitas dengan kategori terendah (kategori bahaya 3)
68
beberapa senario yang ekstrim (pesawat udara jatuh, beban akibat ledakan,
tornado) dapat menjadi diabaikan.
proses penyaringan kemudian dapat mempertimbangkan potensi sebagai
konsekuensi yang disebabkan oleh peristiwa eksternal baik di luar lokasi dan
di lokasi. Tabel 8 menyajikan kemungkinan konsekuensi dari peristiwa
eksternal untuk dianalisa guna penyaringan.
69
Tabel 8 Kemungkinan konsekuensi dari peristiwa eksternals pada reaktor
riset.
70
Tabel 8. Kemungkinan konsekuensi dari peristiwa eksternals pada reaktor
riset.
6.2. DASAR DESAIN PERISTIWA EKSTERNAL
6.2.1. Gempa Bumi
Untuk fasilitas kategori bahaya 1 dan 2, jika data instrumen, maka lokasi
dari sumber dan zona seismogenic, hubungan atenuasi dan peta dari
bahaya dalam daerah tersebut dapat tersedia untuk daerah yang sekeliling
lokasi, tanggapan spectra yang spesifik thp desain lokasi (site-specific
design response spectra) (termasuk pengaruh lokasi) dapat dibangkitkan
71
dengan menggunakan the envelope of response spectra (for 5% damping)
yang dihitung dari data tercatat (kemudian diekstrapolasi untuk periode
kembali yang dibutuhkan) atau dengan menggunakan peta bahaya yang
telah dikembangkan untuk tujuan ini dengan menggunakan data tersebut
(dengan mengaplikasikan suatu marjin keselamatan yang sesuai).
Disarankan untuk menggunakan Petunjuk Keselamatan IAEA (IAEA Safety
Guides) untuk tapak PTN [6, 9], terutama untuk mengevaluasi ketercukupan
dan kepercayaan data yang tersedia. Pendekatan ini adalah setara dengan
penerapan dari marjin keselamatan yang dibutuhkan untuk lokasi NPP.
Penyederhanaan yang sesuai dari pendekatan konservatif ini
memungkinkan suatu pengurangan keselamatan marjin, jika disetujui oleh
badan pengawas. sebagai contoh sesuai fasilitas peengelompokan bahaya
yang dibahas pada Bagian 2, melaui pengurangan periode kembali dari
acuan.
Apabila instrumen data tidak tersedia untuk daerah sekeliling fasilitas yang
ada, dasar desain gerakan bumi dapat dievaluasi secara conservativ
berdasarkan intensitas maksimum yang telah lalu pada daerah yang lebih
luas daripada daerah yang ditinjau. Untuk evaluasi ini, prosedur berikut
memungkinkan diterapkan untuk fasilitas kategori bahaya 1 dan 2, bila
daerah sekeliling lokasi menunjukkan suatu keseragaman seismotectonic
point yang masuk akal:
a. Pertimbangkan suatu zona acuan dalam radius paling tidak 100
kilometer dari lokasi. Radius yang lebih besar sampai 200 kilometer
dapat dipertimbangan bila terdapat kekurangan data dan terdapat
aktivitas seismik yang rendah.
b. Gunakan publikasi dan katalog yang tersedia untuk menetapkan
maksimum intensitas yang diamati di daerah tersebut dan terapkan
pada lokasi. Informasi seharusnya mencakup data tercatat sebanyak
mungkin dengan minimum 100 tahun [8].
72
Pada kasus intraplate region, suatu model untuk perambatan seismik
(diffuse seismicity) seharusnya dikembangkan sebagai pelengkap
ekstrapolasi dari historical strong motion data. Direkomendasikan metoda
yang dibahas pada Acuan [9]. fasilitas Kategori bahaya 3 dapat dinilai
dengan menggunakan kode seismik nasional yang dikonfirmasi oleh bukti
lokal.
Dapat ditetapkan suatu nilai minimum 12 dari design free-field acceleration for
firm bearing strata. Penentuan nilai tersebut harus kompatibel dengan
ketentuan seismik dari kode nasional untuk desain bangunan yang saat ini
diadopsi oleh beberapa negara. Bagaimanapun juga, intermediate
percepatan desain dapat ditetapkan pada basis dari analisai data yang
terinci.
6.2.2. Potensial Terjadinya Seismic Liquefaction
Investigasi geoteknik bermaksud untuk menilai konsekuensi dari suatu
potensial seismic liquefaction dan kehilangan kekuatan tanah termasuk
estimasi dari differential settlement, pergerakan lateral atau pengurangan
pada kapasitas tanah dalam menopang foundasi dan dapat membahas
langkah mitigasi. Langkah atau tindakan tersebut dapat dipertimbangkan
dalam desain dari struktur dan dapat mencakup (tetapi tidak membatasi)
stabilitas tanah, seleksi dari tipe dan kedalaman fondasi yang sesuai,
seleksi dari sistem struktur sesuai yang untuk mengantisipasi pergeseran
atau kombinasi dari ketiganya.
Potensi terjadinya liquefaction dan kehilangan kekuatan tanah dapat
dievaluasi untuk PGA dari lokasi, kekuatannya atau magnitudnya, dan
karakteristik sumber yang konsisten dengan desain gerakan bumi akibat
gempa bumi. Penentuan dari PGA diperbolehkan dengan basis dari suatu
studi lokasi-spesifik dengan menyertakan pengaruh amplifikasi tanah, atau
12 Hal ini nilai adalah biasanya diset pada 0.1g
73
bila tidak ada studi tersebut, PGA dapat diasumsikan untuk menjadi setara
to SDS/2.5 dimana SDS adalah puncak percepatan spektral (spectral peak
acceleration). Prosedur untuk evaluasi bahaya liquefaction adalah yang
ditetapkan pada Acuan [5, 25]. Jika investigasi tersebut mengindikasikan
bahaya liquefaction yang tinggi, studi lebih lanjut diperlukan atau lokasi
tersebut ditolak.
6.2.3. Curah Hujan yang Ekstrim (Salju, Hujan Air, Es)
Untuk reaktor riset yang termasuk kategori bahaya 1 dan 2, nilai desain
untuk curah hujan dapat berdasarkan pada probabilitas dari exceedance
yang kompatible dengan sasaran pencapaian yang dikenakan pada struktur,
sistem dan komponen. Pilihan lain adalah bahwa faktor skala (scaling
factor) dapat diterapkan untuk menentukan nilai dari kode bangunan untuk
meyertakan perbedaan periode kembali dari beban yang setara. Apabila
tidak tersedia data, besarnya beban dapat diambil dari kode bangunan
nasional untuk fasilitas berbahaya (National Building Code For Hazardous
Facilities) yang dikalikan dengan suatu faktor 2 untuk struktur, sistem dan
komponen kelas keselamatan 1, dan dengan 1,5 untuk kelas keselamatan
2. Untuk reaktor risets beserta struktur, sistem dan komponen dari kategori
bahaya 3, kode bangunan nasional untuk fasilitas berbahaya dapat
diterapkan secara langsung.
6.2.4. Angin yang Berkekuatan Ekstrim
Nilai untuk kecepatan angin ekstrim, normal (agak sering) dan sering terjadi
dapat ditentukan dari data monitor lokasi atau kecepatan angin standard
yang diiperoleh dari kode bangunan nasional. Data dari monitor biasanya
mencakup paling tidak untuk 10 tahun yang berurutan dari rekaman tahunan
kecepatan angin ekstrim. tipe dari kecepatan angin yang terekan sepanjang
74
waktu harus dispesifikasikan (yaitu rerata, setiap 10 min dll.) sedemikian
sehingga suatu faktor gust yang layak dapat didefiniskan untuk konversi
kecepatan angin ke besar beban akibat tekanan angin. Anemometer yang
ditempatkan pada daerah permukaan yang rata dan terbukan, dapat dipakai
untuk merekam kecepatan angin. Ketinggian dari tempat perekaman
kecepatan adalah sekitar 10 m di atas permukaan tanah. Jika dua kondisi
tidak terpenuhi, maka perekanab kecepatan angin dapat dikoreksi
mempergunakan metoda konversi batas lapisan angin (boundary layer
conversion methode). Apabila data dari di station lokal/setempat yang
kurang dari 10 tahun perekaman, maka tetap dapat dipergunakan bila
tersedia data dari setasium lain yang memiliki topografi dan karakteristik
angin yang sama (data dari station yang dekat tetapi terpisah oleh gunung
tidak dapat dipergunakan). Bagaimanapun juga nilai ekstrim tidak mungkin
lebih rendah daripada nilai yang diberikan memberikan oleh kode
bangunan nasional. Untuk reaktor riset kategori bahaya 1 dan 2, desain
basis angin dapat dievaluasi berdasarkan probabilitas yang dipilih dari
exceedance untuk bahaya peristiwa eksternal sesuai sasaran pencapaian
yang dikenakan kelas keselamatan 1 dan 2 untuk struktur, sistem dan
komponen. Untuk investigasi dan analisa yang lebih canggih, petunjuk lebih
lanjut diberikan dalam Acuan [22]. Untuk fasilitas kategori bahaya 3, desain
basis angin dapat diambil dari Kode Bangunan Nasional untuk fasilitas
berbahaya. Kode Nasional Pembangunan biasanya memberikan desain
basis angin kecepatan dan kurva agihan tekanan, termasuk variasi dari
ketinggian diatas tanah dan nilai relatif terhadapt geometri bangunan.
Assumption tersebut dapat diterapkan untuk desain reaktor riset bila
dilakukan evaluasi topografi lokasi-spesifik. Jika pengaruh lokasi adalah
diharapkan berarti/memiliki arti, suatu sistem monitor adalah biasanya
dipasang dan dioperatsi untuk dibandingkan dengan data regional.
6.2.5. Banjir
Reaktor riset umumnya tidak membutuhkan air pendingin dalam jumlah
besar. Oleh sebab itu, tidak penting untuk menentukan lokasi berdekatan
75
dengan tempat persediaan air seperti laut, danau atau suatu sungai.
Bahkan sering dimungkinkan untuk memilih ‘lokasi yang kering’, yaitu lokasi
yang terletak jauh diatas tingkat banjir sepanjang waktu, baik daerah
pinggir sungai atau pantai. Jika hal itu tidak mungkin untuk memilih lokasi
kering, semua komponen terkait dengan keselamatan harus dikonstruksi
pada ketinggian yang bebas dari banjir. Karena konsekuensi khusus yang
terhadap kritikalitas nuklir dan konsekuensi lain terhadap peralatan elektrik,
dan air yang tidak diinginkan di fasilitas nuklir seharusnya dikecualikan.
6.2.5.1. Lokasi Sungai
Perbatasan dari daerah yang diinvestigasi untuk bahaya banjir dari
sungai tergantung terutama pada apakah sungai dapat menyebabkan
banjir yang cukup besar, pada konsisi ekstrim, memiliki sumbangan
terhadap banjir di lokasi. Investigasi regional harus dilakukan untuk
sungai yang terletak relativ dekat dengan lokasi (secara umum, sungai
dengan perbatasan banjir yang lebih dekat dari beberapa kilometre
dari lokasi).
Untuk lokasi yang terletak dekat sungai, acuan banjir dapat be
dievaluasi dengan dua cara:
a. Dengan menggunakan persamaan empiris yang telah
dikembangkan untuk berbagai tempat di dunia, memberikan
kaitan antara parameters drainase basin dan karakteristik
potensial banjir;
b. Dengan menggunakan kurva bahaya yang diekstrapolasi,
berdasarkan pada rangkaian dari maksimum alir tahunan, yang
dapat dipakai untuk evaluasi banjir acuan; kurva bahaya tersebut
dapat diperoleh dari yang ketersediaan data, dengan
76
menyertakan componen secara acak, trend dan jump. Jika
dipergunakan secara tepat, metoda memungkinkan evaluasi yang
masuk akal dari suatu banjir acuan
Hasil-hasil yang dievaluasi untuk reaktor riset kategori bahaya 1 dan 2
seharusnya tidak kurang dari rekaman kejadian manapun. Berdasar
pada aliran banjir acuan, suatu tingkat acuan dapat diperoleh dengan
formula hydraulik yang sesuai dengan mempertimbangkan rerata slope
sungai, tampang-lintang kanal dan faktor gesekan. Karena
pertimbangan harus diberikan untuk kemungkinan terjadinya
kerusakan kanal sungai yang berdekatan dengan lokasi karena hal itu
dapat menyebabkan penurunan permukaan di lokasi. Pengaruh dari
kegagalan suatu bendungan yang terletak lebih tinggi dari lokasi
fasilitas dapat dievaluasi dengan mengasumsikan kegagalan yang
biasa untuk semua bendungan pada jalur yang sama.
6.2.5.2. Lokasi Pantai
Untuk lokasi yang terletak didaerah pantai, proteksi terbaik adalah
dengan memilih ‘daerah kering’ (dry site). Untuk menetapkan tingkat
acuan untuk lokasi seperti itu, mula-mula harus dievaluasi potensi
terjadinya banjir di daerah pantai. Jika daerah dari lokasi tersebut
dipengaruhi oleh badai tropis (typhoon, hurricane, cyclone) atau jika
ada catatan dari tsunamis dimasa lalu, data dari kecadian fenomena
tersebut harus dikumpulkan. Analisa dari data yang tersedia dapat
memberikan suatu indikasi yang bagus terhadap tingkat banjir
maksimum di lokasi dan, dengan marjin yang cukup, bila diberikan
ketinggian minimum untuk lokasi kering tersebut. Tuntunan lebih lanjut
untuk suatu metoda yang lebih canggih diberikan pada Acuan [21].
Jika banjir di lokasi tidak bisa dihindari, desain dari beban akibat air
yang diusulkan dalam Kode Bangunan Nasional mungkin dapat dipakai
untuk tujuan desain. Bila tidak tersedia kode seperti itu, mungkin
77
dipakai model analitis yang terdiri dari beban hidrostatik dan
hidrodinamik pada struktur, sistem dan komponen yang terkait pada
keselamatan.
6.2.6. Angin Putar
Angin tornado, hurricane, taifun dan cyclone adalah angin berputar yang
memilki daya rusak tinggi dan dapat mecapai kecepatan beberapa ratus
kilometer per jam.
Lokasi dengan probabilitas angin putar yang tinggi adalah tempat dimana
kecepatan angin putar melebihi kecepatan angin biasa (straight wind)
dengan probabilitas exceedance 10–4/tahun. lokasis dengan probabilitas
angin putar Moderate adalah lokasi dimana kecepatan angin putar melebihi
angin biasa dengan probabilitas exceedance 10–5/tahun. Lokasi probabilitas
angin putar rendah adalah dimana kecepatan angin putar melebihi angin
biasa dengan probabilitas exceedance10–6/tahun. Angin putar dapat
diperkecualikan dari basis desain jika probabilitas exceedancenya adalah
kurang dari probabilitas dari exceedance untuk peristiwa eksternal yang
dipilih. Tornado tidak harus dipertimbangan untuk lokasi reaktor riset
kategori bahaya 3 kecuali meraka termasuk dalam kode kebutuhan
bangunan nasional. Untuk lokasi reaktor riset kategori bahaya 1 dan 2
dengan ketiadaan lokasi spesifik, dilakukan analisa probabilitas terkini untuk
suatu tornado. Data berikut ini dapat dikumpulkan untuk serangan angin
putar untuk daerah 300 kilometre dari lokasi:
• Jejak putaran (latitude dan longitude);
• Intensitas;
• Panjang dan lebar.
78
Pertimbangan khusus harus diberikan untuk evaluasi dari:
• Turun tekanan yang tiba-tiba yang menyertai dari pusat dari suatu
tornado;
• Impak dari angin yang disebabkan oleh peluru kendali pada struktur
dan peralatan fasilitas.
6.2.7. Peluru Kendali (Misil)
Bila peluru kendali atau misil sangat mungkin mempengaruhi lokasi, ada
dua jenis peluru kendali yang harus dipertimbangan dalam desain,
penetrating dan impacting. Penetrating misil kecepatan relativ tinggi,
bersifat rigid dan memiliki daerah impak kecil. Penetrating misil biasanya
berbentuk silinder berdiameter 10 cm dengan berat 30 kg, melesat dengan
kecepatan 0,6 kali kecepatan angin maksimum. impak misil biasanya
memiliki masa yang relatif besar, berkecepatan rendah dan daerah impak
yang luas. Suatu impak misil biasanya berbobot 1800 kg dan berkecepatan
0.2 times kecepatan angin maksimum [27].
6.2.8. Kecelakaana Ledakan Kimia
Lokasi reaktor seharusnya berada pada suatu daerah dimana pengaruh
dari ledakan tidak berarti. Suatu studi lengkap harus dibuat untuk
mengetahui aktivitas industri sekelilingnya beserta semua jenis transportasi
dan jalur pipa untuk mengindentifikasi kemungkinan ledakan, posisi geografi,
kuantitas, frekuensi terjadinya, penyimpanan atau kondisi transport (guna
proteksi dari kemungkinan ledakan) untuk pertimbangan apakah potensi
dari material mudah meledak harus ikut diperhitungkan atau tidak dalam
desain bangunan. Apabila pendekatan berikut memberikan marjin
keselamatan yang berarti, efek focalization dapat diabaikan.
Untuk sumber ledakan yang stasioner atau berpindah-pindah (mobile), atau
untuk sumber awan berbahaya, jarak dari sumber ledakan dapat dievaluasi
79
secara deterministik atau secara probabilitas menggunakan metoda yang
diberikan dalam/pada Acuan [20]. Jika hal tersebut tidak memungkinkan
untuk menempatkann fasilitas pada daerah dimana resiko tidak berarti
(kecil), fasilitas harus dilindungi sedemikian dari peristiwas tersebut.
Rancangan desain dapat mengikuti pendekatan dari suatu ledakan TNT
yang setara, terutama jika sumber relatif jauh dari fasilitas. Untuk tujuan ini,
dua koeffisien diterapkan pada masa mudah meledak material yang
teridentifikasi:
a. suatu kesetaraan rasio masa TNT diterapkan pada masa dari
produk yang mudah meledak (eksplosive) dan memberikan
memberikan kesetaraan dalam efek ledakannya
b. suatu koefisien untuk kondisi gas yang mendefinisikan rasio dari
total masa yang ada dalam tempat penyimpanan atau transport.
yang terlibat dalam ledakan, bergantung pada penyimpanan atau
transport kondisi. Jika suatu lebih rigorous estimasi. Apabila tidak
dilakukan estimasi yang lebih tepat , rasio tersebut ditentukan
setara 20% untuk hidrokarbon.
Sesuai dengan literatur khusus, untuk estimasi kesetaraan masa TNT dan
jarak dari fasilitas, suatu gelombang tekanan-lebih segitiga (overpressure
triangular wave) dapat dipostulasikan yang mencakup harga dan duration
dari tekan-lebih seketika. Apabila menerapkan turunan gelombang
tekanan (derived pressure wave) terhadap bangunan, adalah penting untuk
memperhitungkan efek pantulan pada dinding, bergantung pada arah relatif
dari dinding dan perambatan gelombang tekanan (koefisien ini biasanya
dapat mencapai faktor amplifisikasi antara 2 sampai 8, bergantung pada
kedekatan jarak antara sumber ledakan dan dinding, yang), dan efek
dinamik akibat waktu naik (rise time) dari gelombang ledakan relatif
terhadap periode response serta ductility dari struktur (koefisien ini juga
dapat mencapai nilai 2). Jika evaluasi risko ledakan signifikan dalam
gelombang tekanan, harus dilaksankan studi lebih lanjut atau lokasi ditolak.
80
6.2.9. Kecelakaanal pesawat udara jatuh
Reaktor riset mungkin terletak pada daerah diman resiko dari jatuhnya
pesawat udara tidak terlalu berarti. Sesuai dengan prinsip dasar yang
diuraikan dalam Acuan [20], two direkomendasikan pendekatan:
1. Jarak aman dari lapangan udara dapat dievaluasi dengan formula
yang diberikan pada Acuan [20].
2. Suatu pendekatan probabilistik dapat dipakai. Probabilitas dari
jatuhnya pesawat udara dan mengenai bagian sensitif dari fasilitas
dikorelasikan dengan besarnya fasilitas
Untuk mendapatkan data fundamental untuk proteksi dari jatuhnya pesawat
memerlukan pengetahuan yang banyak dan luas (extensive) dari lalu-lintas
udara disekitar fasilitas. Studi dasar dapat dilakukan untuk menentukan
parameter berikut:
(i) Keberadaan dari lapangan udara di sekitar fasilitas;
(ii) Probabilitas dari impak dari setiap penerbangan diperoleh dari data
statistik untukseluruh negeri atau dalam daerah sekecil mungkin,
termasuk lokasi;
(iii) Banyaknya penerbangan per tahun;
(iv) Bobot dan karakteristik tumbukan untuk jenis pesawat yang
berbeda;
(v) Kecepatan pesawat saat tejadinya tumbukan.
81
Dari semua parameter tersebut, untuk setiap kategori pesawat, dapat
diturunkan suatu probabilitas tumbukan pesawat per satuan permukaan dan
per tahun. Dari geometrinya, suatu daerah virtual dari fasilitas didefinisikan
sebagai rerata lebar normal bagian projesi silender (mean normal section of
cylindrical projection) dari fasilitas tersebut untuksudut tumbukan yang
berbeda. Terakhir, probabilitas dari pesawat udara jatuh pada fasilitas
dievaluasi sebagai produk dari probabilitas daripada tumbukan per unit
permukaan dan per tahun, dikalikan dengan permukaan virtual dari fasilitas.
kebutuhan untuk proteksi dari pesawat udara jatuh bergantung pada
probabilita dari jatuhnya pesawat untuk setiap kategori. Secara umum, jika
probabilitas ini adalah lebih tinggi daripada 10–5/tahun, desain fasilitas
seharusnya mempertimbangkan karakteristik tumbukan sesuai dengan
kategorinya.
6.2.10. Intrusi Kendaraan dan Ledakan
Di beberapa Negara Anggota ada suatu kebutuhan untuk mengevaluasi
ketercukupan desain dari struktur, sistem dan komponen pada kelas
keselamatan 1 sampai 3 dari fasilitas kategori bahaya 1 sampai 3. Hal ini
biasanya dilakukan dengan memasang hambatan fisis terhadap intrusi
(masuk dengan paksa) kendaraan, dan diberikan cukup jarak untuk
memastikan keselamatan. Acuan [28] memberikans contoh praktis
mengenai hal ini.
6.3. EVOLUSI BAHAYA DALAM JANGKA PANJANG
Cukup marjin dalam nilai desain dasar dapat dimasukan untuk
mengakomodaso evolusi atau perubahan perlahan dengan berjalannya waktu
dari data masukan, atau dengan memperhitungkan experience feedback.
Terdapat kesetimbangan antara biaya extra estimasi berlebihan dari
82
parameter seperti itu pada fase desain dan biaya hipotetis untuk
penyesuaian dimasa datang terhadap reaktor riset.
Evolusi dari lalu-lintas udara harus diantisipasi, sama seperti evolusi dari
infrastruktur dengan memasang peralatan pembendung pada sungai yang
tidak dibendung atau kontruksi jalan raya di lembah, yang memerlukan
modifikasi dari
parameter banjir. Suatu antisipasi dari evo lusi aktivitas manusia seharusnya
juga diperhitungkan pada parameter desain.
7. DESAIN, KUALIFIKASI DAN EVALUASI-ULANG
7.1. UMUM
Desain dan proses evaluasi-ulang pada struktur, sistem dan komponen
reaktor risets dalam kaitan dgn peristiwa eksternal terdiri dari langkah-langkah
berikut:
a. Evaluasi dari desain dasar fasilitas dalam kaitannya dengan peristiwa
eksternal;
b. Evaluasi dari beban dan efek induksi lain akibat peristiwa eksternal pada
setiap struktur, sistem dan komponen;
c. Evaluasi dari beban dan efek lain pada operasi normal, kondisi normal
lingkungan (bersamaan dengan yang diberikan peristiwa eksternal),
antisipasi operational kejadian dan kondisi kecelakaan (jika ada,
bersamaan dengan peristiwa eksternal yang ditinjau);
83
d. Seleksi dari desain yang dapat diterima atau pendekatan evaluasi-ulang
(pada setiap struktur, sistem dan komponen dan setiap peristiwa
eksternal), diantar yang berikut ini:
• Kualifikasi dengan cara analisa: menggunakan kode dasar stress
dan anlisa kekuatan (‘A’ dalam Tabel 9);
• Kualifikasi dengan pengujian (‘T’ dalam Tabel 9);
• Kualifikasi dengan pengalaman (‘E’ dalam Tabel 9);
• Kualifikasi dengan investigasi khusus bila A, T atau E tidak dapat
digunakan (‘S’ dalam Tabel 9), analisa khusus (diluar standard
konvensional dengan dipakai based stress/strength analyses)
dan/atau pengujian khusus (diluar uji prosedur konvensional yang
dipakai used).
e. Seleksi dari kode yang dapat diterima (standard) untuk desain tujuan
dan evaluasi-ulang (untuk setiap struktur, sistem dan komponen dan
setiap peristiwa eksternal);
f. Development dari desain dan evaluasi-ulang (untuk setiap butir dan
setiap peristiwa eksternal), yang berarti:
• Seleksi dari desain yang sesuai dan methodologi evaluasi-ulang
seperti dibahas dalam Bagian 7.4;
• Identifikasi dari kombinasi beban untuk dipertimbangan seperti
yang dibahas pada Bagian 7.5;
• Kualifikasi dengan analisa seperti yang dibahas pada Bagian 7.6,
terdiri dari langkah-langkah berikut:
o Kebutuhan determination untuk suatu butir yang berkualitas
dan untuk beban kombinasi dispesifikasikan,
o Penentuan kapasitas untuk suatu butir yang berkualitas,
84
o Perbandingan dari kebutuhan terhadap kapasitas;
• Kualifikasi dengan pengujian, seperti yang dibahas pada Bagian
7.7;
• Kualifikasi dengan pengalaman, seperti yang dibahas pada Bagian
7.8.
7.2. SELEKSI DARI DESAIN YANG DAPAT DITERIMA DAN
PENDEKATAN EVALUASI-ULANG
Tabel 9 merangkum metoda umum, Sseperti yang didefiniskan pada
Bagian 7.1, untuk seleksi dari desain yang dapat diterima dan pendekatan
evaluasi-ulang untuk struktur dan peralatan pada reaktor riset dan fasilitas
yang setara dalam kaitan terhadap eksternal peristiwas.
Tabel 9. Rangkuman desain yang dapat diterima dan pendekatan evaluasi-
ulang untuk struktur, sistem dan komponen pada reaktor riset dan fasilitas
setara dalam kaitan dengan peristiwa eksternal.
85
7.3. SELEKSI DARI KODE (STANDARD) YANG DAPAT DITERIMA
Sesuai prosedur yang diacu untuk evaluasi bahaya, dan sesuai dengan
persetujuan dengan klasifikasi desain, kode (standards) to be diterapkan
untuk desain dan evaluasi-ulang dapat dipilih dalam/pada sesuai dengan
86
Tabel 6 dan 10. Harus dicatat bahwa rekomendasi pada Tabel 10 seharusnya
dikaji terhadap nilai pada Tabel 6.
7.4. SELEKSI DARI/PADA AN SESUAI DESAIN DAN
EVALUASI-ULANG METODA
Seleksi dari desain yang sesuai dan metoda evaluasi-ulang dapat
berdasarkan pada suatu pengertian yang jelas dari fungsi keselamatan yang
dikenakan pada setiap struktur, sistem dan komponen, modus potensi
kegagalannya dan kriteria penerimaan yang relevan (misal integritas,
stabilitas, operabilitas). Peralatan dan komponen keselamatan fungsi aktive
yang dibutuhkan seharusnya didesain untuk memastikan operabilitasnya
selama masa dan setelah suatu peristiwa eksternal. desain marjin untuk
struktur, sistem dan komponen yang menjadi subyek peristiwa eksternal
adalah biasanya paling tidak sama dengan desain marjin yang diadopsi
dalam desain praktis terkait untuk peristiwa ekstrim, seperti dispesifikasikan
dengan kode atau standard yang bersangkutan (lihat Tabel 10).
Metoda deterministik biasanya digunakan untuk desain dan evaluasi-ulang.
Dalam desain faktor beban (limit state desain), batas tingkat-laku dan marjin
desain didefiniskan dengan variable faktor beban dengan batas pengesetan
pada stress, strain atau deformasi. Hal ini berkebalikan dengan desain
working stress (allowable stress desain) dimana batas variable tingkat-laku
dan marjin desain diterapkan pada stress, strain atau deformasi untuk beban
tertentu. Kenaikan stress, strain atau deformasi yang diperbolehkan memiliki
pengaruh sama seperti pengurangan faktor beban dan marjin desain pada
linear sistem.
Pilihan dari prosedur desain dapat dikaitkan dengan beberapa tambahan
konservatisme. Prosedur mengenai hal ini tersedia pada Acuan [5]. Untuk
evaluasi-ulang, dapat dipakai model yang lebih realistis dan kurang
konservatif untuk kekeuatan material dan stiffness karakteristik, nilai damping,
87
faktor penyerapan inelastic enerji dan struktur. Program ‘easy fix ‘mungkin
juga diimplementasikan untuk upgrading fasilitas yang telah ada dengan
maksud meminimalkan nilai investasi dengan peningkatan pada marjin
keselamatan secara maksimum. Level konservatisme yang cukup
membutuhkan to be guaranteed untuk sederhana desain dan evaluasi-ulang
metoda. desainer biasanya diminta untuk medemonstrasikan konservatisme
semacam itu.
Kebanyakan dari prosedur teknis yang tersedia untuk kualifikasi seismik pada
struktur, sistem dan komponen. Contoh dari prosedur kualifikasi dalam kaitan
pada peristiwa eksternal lain dapat diambil dari kommunitas PTN. Koeffisien
yang cocok dapat diterapkan pada hasil untuk mengompensasi level dari
conservatism yang terkait dengan perhitungan metoda manapun. Validasi
yang cukup dari koeffisient seperti itu seharusnya diberikan.
Tabel 10. Seleksi kode yang dapat diterima (standard) berdasarkan klasifikasi
desain dari struktur, sistem dan komponen.
88
7.5. BEBAN KOMBINASI DAN FAKTOR BEBAN
7.5.1. Pertimbangan Umum
Kombinasi beban untuk peristiwa eksternal dan faktor beban yang terkait
dapat diambil dari standards dan kode yang sesuai(lihat Tabel 10).
Fasilitas proses dan beban ambang biasanya dikelompokan sebagai
berikut:
o L1: beban yang disebabkan oleh operasi normal dan/atau kondisi
ambang normal;
o L2: tambahan beban yang disebabkan oleh antisipasi operasi dan/atau
antisipasi kondisi ambang;
o L3: tambahan beban yang disebabkan oleh kondisi kecelakaan;
Beban L2 dan L3 biasanya dimasukan dalam kombinasi beban untuk
peristiwa eksternal apabila bersamaan dengan peristiwa eksternal tersebut,
yaitu apabila disebabkan oleh peristiwa eksternal atau bila memiliki suatu
probabilitas tinggi untuk bersamaan dengan peristiwa eksternal khusus.
mereka dapat diidentifikasi berdasarkan pertimbanganprobabilitas. untuk
peristiwa eksternal yang paling mungkin, beban L2 dan L3 adalah tidak
biasa terjadi.
Pada umumnya, beban kombinasi dapat mengikuti praktek yang
diusulkan dalam kode standard bangunan. Hanya seismik dan beban
tumbukan mendapat perlakuan yang berbeda, seperti diterangkan pada
bagianberikut ini.
89
7.5.2. Gempa Bumi
Tabel 11 menunjukkan beban kombinasi seismik dan beban faktor tipikal
yang mungkin digunakan untuk desain struktur, sistem dan komponen kelas
1 dan 2 .
7.5.3. Pesawat Udara Jatuh
Evaluasi dari pengaruh pesawat udara jatuh secara umum dapat termasuk:
a. Pembengkokan dan efek shear pada struktur yang terkena (‘overall
missile effects’);
b. induksi vibration pada secara struktur dan peralatan terkait
keselamatan (‘global effects’), khususnya bila peralatan terkait
keselamatan terletak dekat dengan perimeter eksternal dari
struktur;
c. Efek lokal termasuk penetrasi, perforasi, scabbing dan
spalling,akibat misil primer dan sekunder (‘local effects' );
d. Efek dari kebakaran bahan bakar dan kemungkinana ledakan pada
komponen struktur , dan juga peralatan keselamatan yang timbas
(sistem ventilasi, bukaan pada pengungkung, bafel udara).
90
Tabel 11. Kombinasi beban dan beban faktor tipikal untuk digunakan pada
struktur, sistem dan komponen.
Pada umumnya, rektor riset memperlihatkan suatu distribusi resistansi
terhadap tubrukan (crash), karena dibangun mengunakan struktur rangka
dari logam dan beton. Hanya dinding beton tanpa sambungan pada batas
eksternal dari bangunan dapat memberikan beberapa derajat dari proteksi.
Oleh sebab itu analisa dapat mempertimbangkan yang suatu
tumbukan dimanapun pada bangunan (dinding peripheral dan atap) dan
91
yang suatu obyek penyebab tumbukan dapat bergerak kearah manapun di
dalam banguan. Secara prinsip, semua elemen struktur diuji menghadapi
mekanisme yang dibahas dimuka. Lebih lanjut, definisi dari obyek
penumbuk biasanya sangat sulit dan dapat mempertimbangkan jenis dari
pesawat udara, helicopters, missiles, dan lain sebagainya.
Untuk analisis global secara lokal dan, kombinasi beban untuk
stress/strain lokal analisis adalah (biasanya ‘di atas dari desain kombinasi
dasar):
1,0 beban normal (dead + live) + 1,0 beban pesawat udara jatuh
Pesawat udara atau bahan bakar peluru kendali dapat masuk ke
dalam fasilitas dan pengaruhnya dapat secara khususnya dianalisa, dengan
menerapkan kriteria untuk ledakan dan api.
7.6. KUALIFIKASI DENGAN CARA ANALISA
7.6.1. Evaluasi Dari Kebutuhan Peristiwa Eksternal Untuk Struktur,
Sistem Dan Komponen Untuk Kombinasi Beban yang
Dispesifikasi
Adalah praktek rekayasa biasa untuk menentukan kebutuhan akan struktur,
sistem atau komponen yang dianalisa dan untuk dispesifikasi kombinasi
beban berdasakan pada asumsi yang struktur, sistem atau komponen
ertingkah-laku secara linear elastis. Pada kasus semacam itu prinsip dari
superposisi dapat diterapkan. bila plastic behaviours adalah berarti, ductility
(yaitu the ability to strain beyond the elastic limit) model masih mengijinka
untuk menggunakan pemodelan linear, dengan diberikan faktor koreksi
92
yang cukup (biasanya faktor penyerapan enerji tak elastis). Dalam kasus
yang lain, seperti analisa dari tanggapan struktur yang memiliki beban
tumbukan tinggi, analisa plastik non-linear biasa digunakan. Acuan umum
diberikan dalam Acuan [5].
7.6.2. Penentuan Kapasitas untuk Struktur, Sistem dan
Komponen Berkualitas
Untuk tujuan desain, kapasitas penentuan dari sistem analisa struktur, dan
komponen is berdasakan pada batas (stress dan kekuatan untuk materials
dan yang lain yang sesuai characteristics) seperti yang diberikan pada
standards dan kode yang dipilih (Tabel 10) relatif terhadap seluruh potensi
kegagalan modus penting untuk butir yang dianalisa. batasan tersebut sama
dengan standards dan kode yang diadopsi oleh dan oleh terkait rekayasa
praktis untuk beban kombinasi yang ekstrim.
Bila fungsi keselamatan dikaitkan dengan kegagalan secara struktur, Acuan
tingkah-laku batas dalam bentuk faktor seperti stress dan strain
membutuhkan untuk didefinisikan untuk the evaluasi dari kegagalan untuk
struktur, sistem dan komponen. Desain batas stress yang diperlukan oleh
kode desain untuk fasilitas dengan resiko konventional untuk beban normal
seperti beban mati, beban hidup, tekanan operasi, dll., bervariasi antara
satu setengah dan dua pertiga dari stress dari material dengan median PF
yang dihasilkan sbebsar kurang lebih 10–4/tahun, terkait desain beban.
Beban taktetap atau ekstrim, yang biasanya memiliki probabilitas dari
exceedance antara 10–1/tahun sampai 10–2/tahun, memiliki kenaikan stress
yang diijinkan antara 20% sampai 33% dan probabilities konditional dari
kegagalan antara 2 × 10–4/tahun sampai 10–3/tahun.
Untuk struktur, batas level tingkah-laku berkisar kira-kira 1.2 kali, dan
memebrikan PF dari 5 × 10–3/tahun sampai 10–2/tahun, dengan asumsi
stresses dikomputasi secara elastik. Untuk komponen mekanik, level stress
93
yang lebih tingi biasanya diperbolehkan sampai dua kali atau 70% dari
stress terbesar. Bagaimanapun juga, terdapat beberapa konservatisme
dalam analisa semacam itu sehingga probabilitas kegagalan berjangkau
antara 10–2/tahun sampai 5 x 10-2/tahun dengan kerapuhan diekspresikan
sebagai kapasitas median.
Untuk tujuan evaluasi ulang, penentuan kapasitas dari dianalisa struktur,
sistem atau komponen mungkin berdasakan pada 95% exceedance dari
batas kekuatan material aktual. Bila data pengujian semacam itu tidak
tersedia, batas dari standards dan kode yang dipilih (Tabel 10) digunakan
apabila diverifikasi secara tepat oleh investigasi di tempat (in situ). Rincian
tambahan untuk kasus seismik diberikan dalam Acuan [8].
7.6.3. Perbandingan Kebutuhan dengan Kapasitas
Kriteria penerimaan umum untuk perbandingan kebutuhan dengan
kapasitas dapat ditulis sebagai berikut:
( ) C D D D D EEACANOCNOC ≤+++ (4)
dimana
o DNOC adalah kebutuhan pada struktur, sistem atau komponen dalam
operasi normal dan kondisi normal lingkungan (bersamaan dengan
peristiwa eksternal yang ditinjau);
o DANOC adalah kebutuhan pada struktur, sistem atau komponen yang
disebabkan oleh antisipasi operasi kejadian (bila ada, bersamaan
dengan peristiwa eksternal yang ditinjau);
94
o DAC adalah kebutuhan pada the struktur, sistem atau komponen yang
disebabkan oleh kondisi kecelakaan (bila ada, bersamaan dengan
peristiwa eksternal yang ditinjau);
o DEE adalah kebutuhan pada struktur, sistem atau komponen yang
secara khusus disebabkan oleh peristiwa eksternal (atau yang
disebabkan oleh efek dari kombinasi beberapa peristiwa eksternal
yang dihasilkan oleh penyebab persitiwa yang sama);
o C adalah kapasitas dari struktur, sistem atau komponen.
Untuk gempa bumi, asumsi yang the struktur, sistem atau komponen
bersifat linear elastik, kriteria penerimaan umum menjadi:
( ) k D kD
D D21
2totD,aE,
2
D
iE,EEE
×+
== (5)
dimana kebutuhan (demand) berarti strength demand dan
( ) ( )[ ] 21
2aE,
2 DiE, E EE D k D D D +×== (6)
dimana kebutuhan (demand) berarti displacement demand dan
o DE,I adalah kebutuhan pada struktur, sistem atau komponen yang
disebabkan oleh the efek inertia dari persitiwa gempa bumi (atau yang
95
disebabkan oleh kombinasi dari efek inertia dari gempa bumi dengan
efek induksi seismik yang lain);
o DE,a adalah kebutuhan dari struktur, sistem atau komponen yang
disebabkan oleh efek gerakan jangkar (anchor movement effects) dari
perstiwa gempa bumi (bila ada);
o kD,tot = kD,g × kD,l adalah faktor penyerapan enerji tak elastis total
(ductility factor);
o kD,g adalah faktor penyerapan enerji tak elastis global yang terkait
dengan tangapan keseluruhan sistem struktur, seperti space frame,
planar frame, load bearing shear wall, a non-load bearing shear wall
(contoh nilai diberikan di Lampiran III);
o kD,l adalah faktor penyerapan enerji tak elastis lokal yang terkait
dengan anggota lokal atau elemen ductility yang terkait dengan
columns, beams, bracing members dan peralatan komponen (contoh
nilai diberikan di Lampiran III);
Butir-butir berikut ini digunakan untuk penerapan dari Persamaan (6):
a. Menentukan kebutuhan DNOC, DANOC dan DAC, aturan dan ketentuan
dari kode (standards yang dipilih) untuk digunakan (lihat Tabel 11).
b. Faktor penyerapan enerji tak elastis dapat diterapkan hanya bila
respons seismik dari struktur, sistem atau komponen dihitung dengan
cara linear elastik.
Hampir semua struktur, sistem dan komponen memiliki paling tidak
beberapa ductility (misal kemampuan strain di atas batas elastisiti) sebelum
kegagalan atau peristiwa kerusakan yang berarti. Karena kandungan enerji
96
yang terbatas dan berosilasi alami dari tanah gerakan akibat gempa bumi,
penyerapan enerji sangat berguna dalam menaikkan marjin kegagalan
menghadapi seismik. Dengan mengabaikan efek ini biasanya
mengakibatkan estimasi dari marjin kegagalan seismik sangat rendah dan
tidak realistis. Sifat tak elastis terbatas biasanya diperbolehkan untuk
fasilitas dengan rincian desain yang mencukupi, memungkinkan ductile
response, atau untuk fasilitas dengan redundansi beban jalur lateral (lateral
load paths). Untuk struktur, sistem dan komponen desain kelas 3, bila
masukan seismik dianggap bekesesuaian dengan konvensional kode atau
standards non-nuklir, perancang perlu untuk memverifikasi apakah ductility
global tidak dipertimbangkan secara laten, sebagai contoh dengan faktor
pengurangan yang diterapkan secara langsung pada masukan seismik.
Nilai peredaman (damping) terbukti memiliki pengaruh kuat terhadap hasil
dari analisa seismik dari struktur, sistem dan komponen. Karena dari
pertimbangan teknis diperlukan dalam pendefinisian nilainya, nilai yang
direkomendasikan diberikan di Lampiran III. Acuan [5] memberikan
ketentuan desain gempa bumi tipikal dan rincian struktur yang sesuai
diterapkan pada rektor riset dan fasilitas setara.
Untuk pesawat udara jatuh, kriteria penerimaan untuk induksi stress–strain
fields pada elemen struktur bergantung pada fungsi keselamatan yang
ditujukan pada tiap elemen struktur. Untuk desain lokal, bila satu-satunya
fungsi dari elemen adalah untuk menghentikan pesawat udara dan menjaga
stabilitas bangunan, mungkin didesain dengan ekskursis plastik dari
reinforced bars yang mencapai tensile deformation sebesar ε = 2%.
Bila elemen struktur pendukung peralatan dimaksudkan untuk menjamin
fungsi keselamatan, tensile plastik excursions dapat dibatasi pada
deformasi ε = 1%. Pada kasus sebelumnya, yaitu desain lokal dan global,
kriteria penerimaan untuk beton dalam keadaan compression adalah ε =
0.35%.
97
Bila elemen memiliki fungsi yang ketat, ekskursi plastik tidak dapat
diperbolehkan dan sifat elastik harus dijamin. Pada kasus ini,
bagaimanapun juga, lebih mudah untuk merancang struktur perisai yang
dapat untuk melindungi bangunans yang terkait dengan keselamatan.
Methodologi terinci untuk struktur desain dari instalasi proteksi diberikan
pada Acuan [5].
7.7. KUALIFIKASI DENGAN PENGUJIAN
Kualifikasi dengan pengujian terutama digunakan untuk memverifikasi
ketercukupan seismik dari komponen alat dan, dalam beberapa kasus,
ketercukupan seismik dari bangunan struktur yang spesifik. Kualifikasi
dengan pengujian mungkin juga digunakan sebagai alat investigative khusus
untuk memverifikasi kapasitas yang sesungguhnya dari struktur dan peralatan
apbila menghadapi peristiwa eksternal yang lain.
Data pengujian dapat diuji dan diproses berdasar standard nuklir atau industri
yang terkait [29–35]. jenis pengujian tersebut dapat dirangkum sebagai
berikut:
o Jenis persetujuan pengujian (fragility test);
o Penerimaan pengujian (proof test);
o Karakteristik pengujian (contoh, dynamic characteristic test);
o Kode verifikasi pengujian (generic verification of analytical procedures).
The kualifikasi pengujian program mungkin termasuk the berikut ini
elemens:
o Penentuan urutan pengujian, beban pengujian dan kriteria penerimaan;
98
o Penentuan kondisi pemasangan (mounting);
o Penentuan kondisi lingkungan dan operasi (tekanan, suhu, voltage);
o Monitor respon keluaran dan unjuk-kerja dari butir yang diuji selama
pengujian;
o Demonstrasi dari operability dari butir yang diuji (bila diperlukan);
o Penyiapan dari dokumentasi pengujian.
Prosedur pengujian perlu untuk berdasakan pada pengujian kondisi
yang diturunkan secara conservatif dengan maksud untuk menghasilkan efek
paling tidak seburuk dari desain dasar, bersamaan dengan operasi atau
kondisi desain lain. Perlu diambil pertimbangan untuk dari efek semacam itu
seperti radiation dan penuaan, atau kondisi lain yang mungkin mempengaruhi
karakteristik dari butir yang diuji selama umurnya. Kewaspadaan diperlukan
untuk mengambil pertimbangan beban mekanik eksternal pada butir yang
diuji (seperti beban nozzle) [23].
Hasil pengujian harus memperlihatkan marjin dari paling tidak 40% dari
batas kegagalan untuk tujuan desain dan paling tidak 25% dari batas
kegagalan untuk tujuan evaluasi ulang. Acuans [33–36] memberikan rincian
lebih lanjut dari prosedur dan evaluasi hasil pengujian untuk pengujian
seismik pada peralatan.
7.8. KUALIFIKASI BERDASAR PENGALAMAN
Saat ini, metode kualifikasi berdasakan pengalaman terutama tersedia
untuk desain seismik dan evaluasi ulang seismik pada peralatan [37–39].
Metode pengalaman gempa bumi adalah alat yang sederhana dan efisien
99
untuk memverifikasi ketercukupan seismik dari mekanik, elektrik dan
instrumentasi dan kelas peralatan kontrol yang dipilih. Metode pengalaman
digunakan juga untuk memverifikasi ketercukupan seismik dari pemipaan,
anchoring (kekuatan/ketegaran) dari suport pemipaan dan masonry (kualitas)
dinding, dan untuk menguji potensi interaksi seismik. metode tersebut
terutama screening dan (penyaringan) dan prosedur walkdown dan
dirangkum pada Lampiran III. Beberapa diantaranya menyangkut penentuan
kesetaraan dari butir kandidat dengan butirs acuan. Kesetaraan memerlukan
kondisi dasar berikut ini:
a. Masukan seismik untuk dipertimbangkan pada kualifikasi dari butir
kandidat;
b. Masukan seismik digunakan pada kualifikasi dari butir acuan yang setara
atau lebih baik dari yang diperlukan untuk butir kandidat.
Kesetaraan juga memerlukan kondisi fisik dan kondisi pendukung,
karakteristik fungsi untuk butir aktif dan kebutuhan dari kandidat butir closely
menyerupai butir acuan. Bila butir dari peralatan diklasifikasikan sebagai
outlier (yaitu. tidak memenuhi kapasitas minimum yang dibutuhkan atau tidak
diketahui), pendekatan lebih teliti dari pengujian seperti the shaking table,
studi data input yang lebih terinci dan lebih analisa canggih mungkin
diperlukan untuk memverifikasi ketercukupannya.
Metode tersebut dapat digunakan untuk semua reaktor riset dan
fasilitas yang setara di lokasi manapun dengan PGA yang tidak melebihi 0.33
g. Untuk nilai desain dasar yang lebih tinggi, pengalaman teknis dianggap
untuk tidak cukup dikembangkan untuk memberikan dasar untuk kualifikasi,
dan harus diterapkan pendekatan lain.
Relay, saklar, pemancar dan alat elektronik sejenis yang terpasang di
reaktor riset mungkin memiliki arti berbeda dari yang dipertimbangkan dalam
100
metode ini. Oleh sebab itu, direkomendasikan fungsionalitas seismik tersebut
diverifikasi, dan bila perlu, dilakukan pengujian.
7.9. PENUAAN
Efek penuaan di rektor riset dipertimbangkan dengan cara berikut ini:
a. Ketetapan yang sesuai selama desain (harus berfokus terutama pada
seleksi yang sesuai dari material dan perkembangan dari spesifikasi
teknis untuk inspeksi secara periodik);
b. Pemantauan dan pengujian untuk mengkaji degradasi struktur, sistem
dan komponen;
c. Perkembangan dari program perawatan preventif;
d. Optimasi dari kondisi operasi;
e. menejemen pada perbaikan, dan penggantian atau pembaharuan
(refurbishment) dari struktur, sistem dan komponen.
Rincian lebih lanjut pada aspek penuaan di rektor riset diberikan di
Acuan [10]. Untuk fasilitas lama, kondisi as-is (sesuai yang ada) harus dikaji.
Pengkajian meliputi tinjauan dari dokumentasi (gambar dan hasil inspeksi)
dan melaksanaan walkdowns tapak untuk menentukan penyimpangan dari
dokumentasi dan any in-service deterioration. Material kekuatan dapat diuji
ditempat. korosi dan proseses degradasi penuaan lain mungkin
dipertimbangkan. Fasilitas lama harus dievaluasi dengan perintah dari
penguasa, dengan prioritas tertinggi diberikan pada daerah yang
101
diidentifikasikan sebagai ‘kelemahan’ pada investigasi awal dan pada daerah
yang paling penting untuk keselamatan.
7.10. PENDEKATAN SEDERHANA
Banyak prosedur sederhana dapat digunakan untuk desain seismik
dan tujuan evaluasi ulang dalam penyelesaian dari persoalan khusus;
sebagai contoh:
a. Pengkajian potensi untuk liquefaction [5, 26, 40];
b. Pengkajian interaksi struktur tanah [5, 29, 30];
c. Perhitungan pulling forces pada peralatan anchor [5];
d. Resistansi seismik dari pemipaan dengan metoda beban koefisien [31].
e. Bagaimanapun juga, setiap pendekatan sederhana perlu divalidasi untuk
penerapan dari interest, karena biasanya bergantung pada penilaian
teknis.
7.11. ANCHORING PERALATAN
Kelemahan atau ketakcukupan anchoring merupakan penyebab yang
berarti kegagalan dari peralatan menyebabkan untuk berfungsi secara benar,
selama dan setelah eksternal peristiwa. Pada khususnya empa bumi, telah
102
menunjukkan bahwa peralatan komponen dapat bergeser, terbalik atau
bergerak keras bila tidak ditanam (anchored) secara benar.
Verifikasi dari anchoring peralatan bertumpu pada kombinasi dari
inspeksi, perhitungan dan penilaian teknis. Inspeksi terdiri dari pengukuran
dan evaluasi visual dari peralatan dan anchoringnya, ditambah dengan
dokumentasi dan gambar dari instalasi. Perhitungan dapat digunakan untuk
membandingkan
kapasitas anchoring sesuai kebutuhan beban yang ditimbulkan pada
anchoring tersebut. Penilaian teknis juga memegang peranan penting dalam
evaluasi peralatan anchoring.
Berbagai kombinasi dari inspeksi, perhitungan dan penilaian teknis
dapat digunakan untuk memverifikasi ketercukupan dari peralatan anchoring.
Teknisi bertanggung-jawab mungkin memilih yang sesuai kombinasi dari
metode pengkajian untuk tiap anchoring instalasi, berdasakan pada informasi
tersedia dalam dokumentasi desain atau dari walkdown (turun lapangan).
Untuk contoh, perhitungan tangan sederhana mungkin cukup untuk pompa
yang hanya menggunakan baut (bolts) yang kasar dan sedikit dengan
susunan simetris. pada keadaan lain, mungkin diperlukan program komputer
yang khusus untuk anchoring peralatan guna menentukan beban yang ada
pada peralatan multi-cabinet, khususnya bila anchoring tidak simetris.
Secara umum, empat langkah utama untuk evaluasi ketercukupan dari
peralatan anchoring adalah:
1. Pemeriksaan dari anchoring instalasi (untuk peralatan yang ada);
2. Penentuan kapasitas anchoring;
3. Penentuan kebutuhan anchoring;
4. Perbandingan dari kapasitas terhadap kebutuhan.
103
Tidak diperlukan untuk melakukan langkah di atas dengan urutan yang
sama. kerugian antara pendekatan alternatif dapat mempengaruhi urutan
pada langkah yang dilakukan. Kapasitas dari anchors dari berbagai tipe dan
ukuran biasanya diberikan untuk beban yang berbeda, lokasi geometri dan
kondisi yang lain dalam spesifikasi fabrikan dan dalam standard nasional.
Rinci lebih lanjut tentang verifikasi anchoring tersedia di Acuan [38, 39, 41,
42].
7.12. INTERAKSI
7.12.1. Interaksi Seismik
Interaksi seismik adalah interaksi fisik dari struktur, sistem distribusi,
mekanik atau komponen elektrik dengan struktur sistem atau peralatan
komponen terkait keselamatan yang berdekatan. Efek interaksi seismik
yang dapat dipertimbangkan selama proses desain/evaluasi ulang adalah:
a. Kedekatan jarak (tumbukan dari peralatan struktur bersebelahan atau
pada peralatan terkait keselamatan yang disebabkan oleh gerakan
relatif selama gempa bumi);
b. Kegagalan struktur dan jatunya dari struktur sistem dan komponen
yang terletak di atas atau bersebelahan;
c. Flexibility dari jalur dan kabel;
d. banjir yang disebabkan oleh gempa bumi diinduksi kegagalan tangki
atau bejana;
e. api yang diinduksi oleh gempa bumi;
104
f. kekurangani tindakan operator dan/atau akses.
Pendekatan praktis tentang bagaimana menghidari interaksi seismik
dan bagaimana melindungi obyek penting untuk keselamatan fasilitas
diberikan pada Acuan [43–46].
7.12.2. Interaksi Non-Seismik Yang Lain
Yang dimaksud adalah interaksi dari struktur, sistem distribusi,
komponen mekanik atau elektrik dengan peralatan struktur sistem atau
peralatan komponen keselamatan terkait, disebabkan oleh peristiwa
eksternal non-seismik. Hal tersebut dipertimbangkan selama desain atau
proses evaluasi ulang dan dikaji melalui walkdowns.
105
Tabel 12. Rangkuman dari asumsi jenjang tingkatan.
106
107
Tabel 12. Rangkuman dari asumsi jenjang tingkatan.
7.13. RANGKUMAN TAPAK DAN PROSES DESAIN
Tabel 12 merangkum assumsi nilai (grade/tingkat) yang dibahas pada
bagian sebelumnya.
108
8. DISPERSI MATERIAL
RADIOAKTIF DI LINGKUNGAN
Tujuan dari evaluasi bahaya radiologi ada dua:
1. Untuk menetapkan kategori bahaya final dari fasilitas dan keselamatan,
serta unjuk-kerja dan klasifikasi desain dari struktur, sistem dan
komponen yang sesuai terhadap bahaya radiologi terhadap lingkungan,
individu dan populasi dalam peristiwa an kecelakaan tak termitigasi;
2. Untuk mendefinisikan kebutuhan akan prosedur darurat dan evakuasi
of populasi yang tinggal di daerah sekitarnya.
Suku sumber dapat dievaluasi dengan acuan untuk seluruh penyebab
peristiwa kecelakaan yang dipostulasikan dengan analisa keselamatan
reaktor. Suatu potensi pelepasan material radioaktif dari bahan bakar dapat
dievaluasi berdasarkan persentasi pelelehan teras, seperti didefinisikan
dalam reaktor. analisa yang realistik dapat mempertimbangkan seluruh
ketidakpastian yang mempengaruhi hasil dan oleh sebab itu menghindari
terlalu banyak usaha dialokasikan untuk asumsi mengenai an teras tak leleh
pada suatu kecelakaan. Khususnya, asumsi pada pelelehan teras atau
kehilangan integritas kelongsong bahan bakar dapat mempertimbangkan
beberapa aspek penting dari senario kecelakaan yang diinduksi oleh peristiwa
eksternal, seperti kemungkinan kotoran/sampah jatuh ke teras dan
menghalangi conveksi alam dan kerapatan daya. A pelepasan ke atmosfir, air
atau air tanah untuk pilihan (2) dimuka dapat dievaluasi berdasarkan
tambahan hipotesa (lihat Acuan [47]):
109
1. Absorbsi di kolam air, tersedianya keberadaan air di kolam dijamin oleh
a robust tank desain;
2. Efek penyaringan of pembatas, agar konsisten dengan hypothesis dari
kehancuran pada pembatas dari perisitiwa eksternal yang diharapkan
untuk menyebabkan urutan kecelakaan; asumsi realistik dapat
mengecualikan nilai batas dan alokasi dari terlalu banyak usaha untuk
fitur pembatas pasif;
3. Keberadaan dari tambahan fitur keselamatan yang dirancang untuk
kecelakaan termitigasi, bila diberikan bahwa desain dasarnya dapat
menjamin pengoperasian selama dan setelah peristiwa eksternal yang
diharapkan untuk menyebabkan urutan kecelakaan.
Simulasi perambatan dari material radioaktif di udara mungkin
memerlukan beberapa hipotesa pada the topografi lokasi, turbulensi udara,
turbulensi udara dan arah dari kekuatan angin. Bagaimanapun juga,simulasi
dapat dilakukan menggunakan model sederhana untuk analisa ikatan
(bounding analysis), atau dengan model yang lebih teliti yang memberikan
suatu representasi terinci dari problem tiga dimensi.
Evaluasi awal dari dosis pada pekerja dan publik dapat dikembangkan
dari konsentrasi isotop radioaktif yang telah dilepaskan. Hal ini dapat
dibandingkan dengan definisi nilai yang diiijinkan oleh yang berwenang
secara nasional. Dalam suatu pendekatan yang lebih teliti, konsentrasi dari
the pelepasan isotop dapat dikombinasikan dengan agihan populasi (aktual
dan perkiraan) untuk mengevaluasi suatu dosis baru. Simulasi dari the
perambatan material radioaktif melalui air tanah dapat berdasar pada analisis
dari aliran air tanah, konfigurasinya, laju aliran dan perulanganannya.
Perhatian khusus diperlukan untuk reaktor riset yang berada dekat perairan
yang dipergunakan untuk air minum. Pada umumnya, populasi kerapatan dan
parameter fisik yang lain (angin,
110
topografi) mungkin memiliki pengaruh besar terhadap pengkajian akhir dari
dosis radiologis pada populasi dan oleh sebab itu juga pada kategorisasi
bahaya untuk
seluruh fasilitas. Bagaimanapun juga, sebab diterima bahwa suatu fasilitas
terletak di daerah populasi penduduk yang jarang atau tapak dengan daerah
terlarang yang luas adalah kurang berbahaya daripada fasilitas di perkotaan,
a penilaian teknis derajat tinggi harus digunakan untuk menginterpretasikan
hasil dari simulasi radiologis guna menghindari kesimpulan yang tak dapat
diterima pada desain dari fasilitas. Khususnya, the ketidakpastian yang
memepengaruhi kontributor penting lainnya pada analisa harus
dipertimbangkan untuk meendapat suatu kategorisasi dari the fasilitas yang
realistik dan berlaku umum.
9. MONITOR
Keputusan untuk memasang instrumentasi monitor dan untuk klasifikasi
keselamatan biasanya diambil berdasarkan bahaya peristiwa eksternal yang
relevan untuk desain sistem dan, pada umumnya, berdasarkan arti
instrumentasi
untuk the prosedur darurat dari instalasi. Monitor seismik dan sistem skram
(scram) otomatik, bila terpasang, perlu diklasifikasikan secara benar untuk
keselamatan dan redundansi yang mencukupi sesuai tujuannnya. Pada
umumnya, sistem monitor terpasang lokasi memiliki tujuan berikut ini:
a. Untuk memastikan bahaya tapak dalam kaitannya dengan senario
yang telah terbukti relevan untuk keselamatan instalasi. Contohnya,
maksud dari monitor adalah untuk mendeteksi bahaya tapak — data
111
dianalisa dalam kerangka dari tinjauan keselamatan periodik dari
fasilitas.
b. Untuk membolehkan operator untuk mengambil tindakan yang sesuai
selama terjadinya peristiwa eksternal yang signifikan. Bila praktis dan
sesuai dengan karakteristik dari peristiwa (yaitu waktu perkembangan,
kemungkinan dari ramalan), monitor lingkungan dirancang, dipasang
dan dioperasikan untuk memberikan sinyal peringatan yang mencukupi
untuk tindakan darurat operator selama peristiwa eksternal yang
berkembang relativ lambat, dan mendukung tindakan operator setelah
peristiwa. Petunjuk untuk tindakan darurat operator dapat pula
dikembangkan. Sistem semacam itu termasuk sensor di lokasi, pada
struktur dan di beberapa peralatan penting.
Kejadian dari peristiwa eksternal yang signifikan terhadap keselamatan
instalasi harus didokumentasikan dan dilaporkan. Pemeriksaan instalasi
secara ekstensif harus dilaksanankan setelah kejadian dari peristiwa
eksternal baik kejadian yang dekat dengan desain dasar peristiwa eksternal
atau penting bagi keselamatan instalasi guna melakukan penilaian tingkah-
laku dan konsekuensinya pada struktur, sistem dan komponen sesuai
klasifikasi keselamatannya, accessibility dan penyajian untuk seluruh pokok-
pokok dari kategori peristiwa eksternal.
10. SKRAM OTOMATIS DAN TINDAKAN
OPERATOR SETELAH PERSITIWA EKSTERNAL
112
Untuk reaktor riset, pertimbangan diberikan pada tindakan otomatik untuk
mencapai status selamat pada peristiwa eksternal apabila tindakan tersebut
adalah sesuai dengan kecepatan dari perkembangan dari peristiwa eksternal.
Fasilitas harus memiliki kemampuan proteksi pada semua modus operasi dan
kondisi. Sistem yang bertanggung-jawab dalam hal ini dipertimbangkan
sebagai terkait dengan keselamatan dan dengan sendirinya dikategorisasikan
untuk peristiwa eksternal. khususnya, batas operasil dan kondisi dari sistem
skram seismik termasuk pemantauan pengujian dan interval berdasakan
pada analisis keselamatan untuk peristiwa seismik. Acuan [5] memberikan
informasi pada sistem trip otomatik akibat seismik pada PTN dan fasilitas
yang lain.
Setelah perkembangan dari peristiwa eksternal yang ekstrim dan setelah
operator mengambil tindakan segera, keputusan harus diambil untuk
mengembalikan kondisi operasi seperti semula . Prosedur khusus harus
dikembangkan yang menentukan peran, tanggung jawab (dalam beberapa
kasus adalah subyek untuk mendapatkan persetujuan dari badan pengawas)
dan suatu daftar dari sistem yang harus diperiksa sebelum operasi.
11. PROSEDUR DARURAT
Beberapa negara anggota memerlukan prosedur darurat 13 di luar
lokasi untuk reaktor riset yang tak bergantung pada batasan dosis yang timbul
akibat kecelakaan terpostulasi secara deterministik dan terkait tipe dari
13 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, Preparedness and
Response for a Nuclear or Radiological Emergency, IAEA Safety Standards Series No. GS-
R-2, IAEA, Vienna (2002).
113
reaktor dan dayanya. Di negara anggota lainnya keputusan untuk
menetapkan prosedur darurat di luar lokasi bergantung pada dosis individual
atau dosis terhadap populasi setelah suatu kecelakaan. Bagian atas dari
batas suku sumber mungkin
ditentukan untuk berdasar setiap kasus dengan maksud untuk memutuskan
bila rencana darurat harus ditetapkan. Sebagai tambahan, bila rencana
darurat di luar lokasi adalah ditentukan, pembuatan atau penyusunan dari
rencana tersebut mungkin digunakan sebagai kesempatan untuk
mendefinisikan parameter parameters penting untuk prosedur darurat
tersebut. Satu kemungkinan pendekatan adalah untk mempertimbangkan
suku sumber tersebut dan mengambil pertimbangan hanya fitur keselamatan
teknis yang ditunjukan oleh the badan pengawas. Rencana darurat kemudian
diperluas sampai titik dimana dosis lebih rendah dari tingkat dosis acuan
darurat [11]. Harus diingat kategorisasi bahaya yang dijabarkan di Bagian 3,
perbedaan berikut ini berlaku pada prosedur darurat:
a. Keselamatan yang terkandung pada reaktor riset kategori bahaya 3
mencegah pemaparan yang berarti pada publik dalam banyak
peristiwa kecelakaan yang terpostulasi. Untuk reaktor dari kelompok ini,
dapat ditunjukkan bahwa tidak diperlukan darurat prosedur di luar
lokasi. Bagaimanapun juga, prosedur darurat lokal atau setempat akan
diperlukan untuk melindungi personil di fasilitas dalam kasus
kecelakaan.
b. Karena fitur yang terkandung pada reaktor riset kategori bahaya 2,
pelelehan bahan bakar dan pelepasan dengan cara apapun dari
material radioaktif yang besar harus dibuktikan tidak mungkin terjadi
untuk seluruh kecelakaan, termasuk seismik dan peristiwa eksternal
yang lain (misal ketercukupan air akan selalu dijamin di teras untuk
pendinginan bahan bakar dan, pada umumnya, pelepasan radioaktif
dari teras akan sangat kecil). Oleh sebab itu, prosedur darurat adalah
biasanya tidak diperlukan. bila pelelehan bahan bakar atau pelepasan
114
besar dari material radioaktif dipertimbangan tidak mungkin, feasibility
dari rencana darurat dekat reaktor harus dibuktikan. prosedur darurat
dalam lokasi untuk melindungi personil di reaktor dan kemungkinan
diperlukan zona pembatas disekitar reaktor.
c. Untuk reaktor riset kategori bahaya 1, potensi untuk kerusakan bahan
bakar dan pelepasan produk fisi terkait dengan ketercukupan dari
sistem pembuang panas darurat. Kebutuhan untuk dan perluasan dari
prosedur darurat harus ditetapkan berdasar setiap kasus.
12. JAMINAN MUTU (QA)
Sistem jaminan mutu (QA) yang kompatibel dengan inisisasi dari
evaluasi aktivitas lokasi harus dite tapkan sesegera memungkinkan [7, 48].
Program tersebut seharusnya meliputi seluruh tugas utama yang terlibat
dalam evaluasi tapak, desain, monitor dan operasi dari fasilitas, tetapi juga
transfer dari data antara tugas tersebut. karena seringnya subcontracting dari
tugas yang berbeda pada kontraktor yang berbeda, suatu proyek, instalasi
atau fasilitas-spesifik QA sistem yang khas atau khusus diletakkan pada
tempatnya untuk proyek fasilitas kategori bahaya 1 dan kategori bahaya 2,
dan juga untuk fasilitas kategori bahaya 3, bila fasilitas semacam itu berisi
struktur, sistem dan komponen yang dari kelas keselamatan lebih tingi dari 3.
Kebutuhan yang dijelaskan dalam Acuan [7, 48] memungkinkan digunakan
untuk sistem QA dari reaktor riset. Metodologi untuk desain dan/atau
pengkajian dari fasilitas yang telah ada (lama),
yang dikembangkan berdasarkan publikasi ini, harus divalidasi secara
mencukupi. Usaha validasi khusus dan aktivitas QA seharusnya
dilaksanakan pada prosedur kualifikasi yang berdasa pada pengalaman
115
teknis, yang disebabkan oleh kebutuhan intrinsik dari personil terlatih untuk
mengikuti prosedure tertulis yang ada.
116
LAMPIRAN I
FEEDBACK DARI PENGALAMAN
Lampiran I memberikan penjabaran singkat dari beberapa peristiwa eksternal
yang baru berlalu yang memiliki tantangan pada keselamatan dari fasilitas
(PTN, reaktor riset dan instalasi tambahan) di dunia. Mereka dikelompokan
sesuai dengan tipe dari tantangan terhadap the fasilitas. peristiwa eksternal
tersebut telah dipilih karena kaarakteristiknya mencermikan pendekatan
keselamatan yang diusulkan dalam publikasi ini. bagian singkat berkaitan
dengan pelajaran yang diperoleh, menyimpulkan setiap peristiwa yang
dilaporkam sesuai kandungan dari publikation. tinjauan lebih komprehensif
mungkin dapatt ditemukan, salah satunya dalam Acuan [54].
I.1. REAKSI TAK TERKENDALI DISEBABKAN OLEH PERISTIWA
EKSTERNAL
Suatu survei baru-baru ini yang dilakukan oleh Los Alamos Nasional
Laboratory di USA [55] mengidentifikasi 38 kecelakaan yang melibatkan
situation daya tak terkendali di reaktor riset US tahun yang baru lewat,
dengan total jumlah dari peristiwa fisi sampai dengan 1020. Dua puluh dua
peristiwa menyebabkan luka-luka dan/atau kematian pada pekerja dan publik.
survei tersebut tidak mempertimbangkan malfungsi dari sistem pendingin
untuk material radioaktif dan sistem pembatas.
117
Pelajaran yang diperoleh:
analisis keselamatan dapat mengidentifikasi dengan hati-hati apakah
peristiwa eksternal dapat menjadi inisiator dari kecelakaan yang melibatkan
pengendalian reaksi fisi, dengan potensi pelepasan dari material radioaktif ke
lingkungan.
I.2. IMPLEMENTASI DARI DARURAT TINDAKAN
Di tahun 1999 kebakaran hutan dan semak terjadi di sekitar Hanford
Laboratories di USA [56]. api menyebar dengan cepat disebabkan oleh
kuatnya angin dan evakuasi dari lokasi sangatlah sulit
Ramalan perkembangan api disekitar fasilitas nuklir di Cadarache, France
[54]. Pesawat pemadam api diminta, sebagai prioritas utama, untuk
melindungi bangunan pribadi di luar perimeter instalasi yang diancam oleh api
daripada dari melindungi fasilitas nuklir. Fasilitas nuklir dipengaruhi oleh asap
tebal , dengan kelemahan tindakan operator. Pesawat pemadam api
memeberikan suatu bahaya tambahan terhadap instalasi karean terbang
rendah di atas instalasi pada kondisi yang berbahaya kondisi.
Pelajaran yang diperoleh:
Bila suatu peristiwa eksternal mempengaruhi fasilitas nuklir dan non-
nuklir yang terletak di daerah yang sama, prioritas harus diberikan untuk
implementasi tindakan darurat untuk melindungi fasilitas nuklir dari ancaman
yang memiliki konsekuensi radiologis
118
Di daerah yang sensitif terhadap kebakaran hutan, perhatian khusus harus
diberikan pada bahaya yang dakibatkan oleh pesawat pemadam kebakaran
dalam pengkajian dari interaksi eksternal bahaya yang berbeda.
I.3. AKTIVITAS MANUSIA DI SEKITAR FASILITAS
Di lokasi tapak di France, di akhir 1980s, aktivitas perawatan umum
(pertamanan) menyebabkan gangguan pada sistem ventilasi dari fasilitas
penyimpanan limbah intermediate yang disebabkan oleh penutupan dari
masukan udara dari sistem ventilasi.
Pelajaran yang diperoleh:
analisis dari aktivitas manusia tidak boleh dibatasi pada lingkungan industri
yang mengelilingi lokasi, tetapi harus juga mempertimbangkan seluruh
aktivitas pada lokasi atau di sekitar reaktor riset.
I.4. EVALUASI BAHAYA
Suatu peristiwa eksternal, banjir di lokasi PTN Le Blayais (Perancis),
terekam di bulan December 1999 [54].
Pelajaran yang diperoleh:
119
Fenomena alam seperti banjir harus diinvestigsi dengan hati-hati untuk
jangka waktu yang panjang sebagai akibat ketinggian air yang mungkin dalam
jangka waktu 1dekade. Drainase setelah masa konstruksi dapat memerlukan
disproportionate remediation work. Pengujian dari table air juga valid untuk
liquefaction evaluation, dimana level dari air dalam tanah adalah dari
kepentingan utama.
A banyaknya dari yang lain peristiwa eksternal menghasilkan kehancuran
yang berarti kerusakan pada bagian dari fasilitas sebagai konsekuensi dari
kekurangan evaluasi selama desain:
a. Di tahun1990, beban dari salju pada atap dari bangunan bantu di instalasi
Super-Phénix (Perancis) menyebabkan runtuhnya atap. Beban salju
melebihi nilai yang didefinisikan untuk desain dalam kode bangunan,
tetapi kurang dari nilai yang digunakan untuk analisis keselamatan struktur.
b. Kondisi ber-es di instalasi mengakibatkan ketiadaan dari sistem
pembuang panas Chinon, Perancis, di tahun 1987.
c. Salju, air, api dan tornado pada banyak kasus menunjukan potensi
merusak pada struktur yang digunakan untuk menyimpan dokumentasi
dan informasi dan data yang terkait keselamatan yang penting dengan
desain dari instalasi.
Pelajaran yang diperoleh:
desain dasar harus diturunkan dari evaluasi yang akurat dari bahaya
eksternal, dengan acuan kuat pada fungsi keselamatan yang diperlukan dan
dipengaruhi struktur, sistem dan komponen dan potensi konsekuensi radiologi
dari interaksi dengan hal yang tak terkait keselamatan.
120
LAMPIRAN II
CONTOH DARI EVALUASI MARJIN KESELAMATAN
KESELURUHAN
Metoda hibrid sederhana dusulkan untuk mengevaluasi keselamatan
seismik atau tinjauan desain seismik dari fasilitas reaktor riset baru dan yang
telah ada. Metoda ini khususnya efectif untuk reaktor riset, dimana jalur
keberhasilan (success path) atau the status kerusakan instalasi dapat
ditentukan dengan usaha yang lebih sedikit dibanding PTN.
Metoda hibrid adalah suatu kombinasi dari resiko probabilitas seismik
pengkajian (Seismic Probabilistic Risk Assessment - SPRA) dan metode
seismik marjin pengkajian (Seismic Margin Assessment - SMA). Metoda
hibrid mengkombinaasikan kecanggihan SPRA dengan kesederhanaan SMA.
Latar belakang dari metoda hibrid is dijabarkan dalam Acuan [57].
Langkah utama dalam metoda hibrid adalah sebagai berikut:
a. Estimasi dari kurva bahaya rerata sederhana.
b. Seleksi dari jalur keberhasilan primer dan sekunder atau status
kerusakan reaktor riset (daftar dari struktur, sistem dan komponen yang
berkualitas menghadapi peristiwa eksternal), seismic walkdown dan
CDFM-HCLPF perhitungan untuk sistem dan komponen yang dipilih
121
struktur (CDFM-HCLPF dievaluasi dengan metoda kegagalan
konservatif deterministik yang didefinisikan dalam Acuan [58, 59]).
c. Evaluasi dari variability parameters ß dan perhitungan HCLPF dari
instalasi atau kerapuhan status kerusakan.
d. Estimasi dari the kerusakan status resiko PF.
Estimasi Dari Bahaya:
Kurva bahaya seismik mungkin diasumsikan mendekati linear bila
digambarkan pada sumbu skala log–log. Karena itu, frekuensi exceedance
paling tidak untuk setiap perbedaan perlipatan sepuluh (tenfold difference),
kurva bahaya semacam itu mungkin didekati dengan:
( ) K1aKaK −= (7)
dimana K(a) adalah frekuensi tahunan dari exceedance level gerakan tanah a,
KI
adalah konstanta yang sesuai, dan KH adalah suatu parameter kelandaian
(slope) yang didefinisikan sebagai:
( )B
H Alog1
K = (8)
dimana AR is the ratio dari ground motions sesuaito a tenfold reduction in
122
exceedance frekuensi. AR biasanya ranges antara 2 dan 5.
Evaluasi dari HCLPF :
Tentukan komponen HCLPF, sebagai contoh dengan the ‘metoda
CDFM’, seperti dijabarkan dalam Acuan [58, 59].
Estimasi dari Variability:
Untuk struktur dan komponen mekanik pasif utama yang dipasang
pada permukaan tanah atau pada elevasi rendah di dalam struktur,
jangkauan untuk nilai ß biasanya adalah 0,3–0,5. Untuk komponen aktif yang
terpasang pada elevasi tinggi di dalam struktur, jangkauan untuk nilai ß
biasanya adalah 0.4–0.6. perlu dicatat bahwa nilai ß yang berlebihan adalah
tidak konservatif karena kenaikan C50%. Perhitungan terbatas atau data yang
dipublikasikan untuk komponen yang mirip dapat digunakan untuk estimasi ß
bila kondisi ‘as-built’ dan ‘as-operated’ tunduk pada keberatan (caveats)
dalam Acuan [58, 59].
Penentuan Resiko Seismik PF Untuk Struktur, Sistem atau Komponen:
Keterkaitan antara kapasitas CDFM - HCLPF (CCDFM) dan kapasitas
median (C50%) adalah:
e C C 2.326 CDFM50%
β= (9)
123
Tentukan 10% kondisi PF kapasitas C10% dari:
β
β =
β=
1.044
FHCL10%
e F
PC F C
(10)
tentukan frekuensi bahaya exceedance H10% yang terkait dengan C10% dari
kurva bahaya.
Bila kurva kerapuhan PF/a adalah distribusi semi-log dan kurva bahaya
adalah didefinisikan oleh Persamaan (7), tersedia suatu pendekatan yang
bagus untuk persamaan resiko seismik:
( ) dada
dPaHP a/F
F
= ∫∞
= (11)
α= eFHP hK%50F (12)
H
%50%50 C
CF = (13)
124
( )2
K 2H β
=α (14)
dimana H adalah acuan frekuensi exceedance apapun, CH adalah level
gerakan tanah yang terkait dengan frekuensi exceedance H dari kurva
bahaya seismik tersebut, C50% adalah median kerapuhan dan ß adalah
standard deviasi logaritmik dari kerapuhan.
125
Gambar 4. Contoh dari kurva kerapuhan yang dihasilkan berdasakan
pada C50% dan ß dari Tabel 13.
Selanjutnya bahaya frekuensi exceedance spesifik H10% disubstitusikan
untuk H, dimana H10% didefinisikan pada gerakan tanah yang terkait pada
kondisi 10% dari PF. Maka:
β== 282.1
%10
%50%50 e
CC
F (15)
126
yang mana:
β−= h
%10
F eHP
(16)
( ) ( ) 0.5K K1.282 h 2HH β−β=β (17)
( )( )( )2HH K5.0K282.1
%10F eHP β−β−= (18)
untuk jangkauan AR yang sering atau biasa, diperoleh keterkaitan untuk PF
berikut ini:
10%F H 0.5 P = (19)
untuk ß = 0,4, Persamaan. (18) dapat digunakan untuk AR dari 1,6 sampai 5,0.
Bagaimanapun juga, jangkauan ini meliputi kurva bahaya manapun yang
ditinjau.
Sebagai alternatif, Persamaan (11) dapat diselesaikan dengan akurasi
tinggi menggunakan algoritma integrasi secara numerik (lihat Gambar. 4).
127
Pertama kurve kerapuhan digenerasi menggunakan C50% dan parameter ß,
dan kemudian diintegrasi untuk setiap kerapuhan (fragility) sesuai to
Persamaan (11) dengan kurva bahaya yang dipilih. kurva bahaya seismik
untuk tapak atau daerah yang ditinjau didefinisikan secara numerik seperti
diperlihatkan Gambar 5.
Tabel 13 menyajikan total PF perhitungan menggunakan persamaan di atas
dengan mengasumsikan bahwa untuk struktur, sistem dan komponen A, B, C,
D,yang diberikan maka E dan F CCDFM dihitung menggunakan metoda
SMA dan nilai variability diestimasi berdasakan pada penilaian teknis dan
data yang dipublikasikan.
Estimasi PF Keseluruhan dari Fasilitas dengan Metoda Hibrid Sederhana
Dengan mengassumsikan dua jalur keberhasilan, SP1 dan SP2,
dievaluasi menggunakanCDFM, status kerusakan akan terjadi bila SP1 dan
SP2 gagal keduanya.
DYEYF SP2AYBYC SP1
SP1ISP2 DS
===
(20)
]P)P-(1 [P)P-(1 P P
]P)P-(1 [P)P-(1 P P
PP P
F(F)F(E)F(E)F(D)F(D)F(SP2)
F(C)F(B)F(B)F(A)F(A)F(SP1)
F(SP2)(SP1) F F(DS)
++=
++=
=
(21)
128
Persamaan (20) menunjukkan bagaimana setiap komponen
dikombinasikan untuk memperoleh parameter status kerapuhan plant
menggunakan cut set kerusakan instalasi.
Suatu pendekatan sederhana untuk mengkombinasikan kapasitas
HCLPF unutk setiap struktur, sistem dan komponen dengan metode HCLPF
max/min untuk mengestimasi status kerusakan HCLPF. Pendekatan ini dapat
diterapkan pada diagram fault tree .
Karena konvolusi, kurva keadaan kerusakan kerapuhan memilki nilai ß
rendah dibanding kurva kerapuhan setiap komponen. Disarankan untuk
menggunakan nilai ß=0.3 untuk variability keadaan kerapuhan.
Kerapuhan untuk seluruh instalasi dapat dihitung dengan menggunakan
Persamaan (18) datau dengan mengintegrasikan Persamaan (11)
menggunakan kode komputer.
129
Gambar 5. Contoh dari kurva bahaya.
130
Tabel 13. Contoh dari perhitungan PF untuk komponen secara terpisah.
131
LAMPIRAN III
USULAN NILAI PARAMETER PENTING
DAN METODE ACUAN UNTUK KUALIFIKASI
DARI STRUKTUR, SISTEM DAN KOMPONEN
132
Tabel 14. Nilai faktor penyerapan enerji tak-elastis global kd,g.
133
Tabel 15. Nilai faktor penyerapan enerji tak-elastis kd,l.
134
Tabel 15. Nilai faktor penyerapan enerji tak-elastis kd,l.
135
Tabel 16. Usulan nilai peredaman (damping) untuk analisa seismik.
136
137
Tabel 17. Beberapa metode seismik berdasr pengalaman.
138
DAFTAR ACUAN
[1] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety of Research
Reactors, Safety Standards Series No. NS-R-4, IAEA, Vienna (2005).
[2] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety Assessment of
Research Reactors and Preparation of the Safety Analysis Report, Safety
Series
No. 35-G1, IAEA, Vienna (1994).
[3] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety in the Utilization
and Modification of Research Reactors, Safety Series No. 35-G2, IAEA,
Vienna (1994).
[4] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety of Nuclear Power
Plants: Design, Safety Standards Series No. NS-R-1, IAEA, Vienna (2000).
[5] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Consideration of External
Events in the Design of Nuclear Facilities other than Nuclear Power Plants,
with Emphasis on Earthquakes, IAEA-TECDOC-1347, IAEA, Vienna (2003).
[6] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Site Evaluation for
Nuclear Installations, Safety Standards Series No. NS-R-3, IAEA, Vienna
(2003).
[7] 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).
[8] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Seismic Evaluation of
Existing Nuclear Power Plants, Safety Reports Series No. 28, IAEA, Vienna
(2003).
139
[9] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Evaluation of Seismic
Hazard for Nuclear Power Plants, Safety Standards Series No. NS-G-3.3,
IAEA, Vienna (2002).
[10] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Management of
Research Reactor Ageing, IAEA-TECDOC-792, IAEA, Vienna (1995).
[11] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Siting of Research
Reactors, IAEA-TECDOC-403, IAEA, Vienna (1987).
[12] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Grading of Quality
Assurance Requirements: A Manual, Technical Reports Series No. 328, IAEA,
Vienna (1991).
[13] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Earthquake Experience
and Seismic Qualification by Indirect Methods in Nuclear Installations,
IAEATECDOC-1333, IAEA, Vienna (2003).
[14] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Extreme External
Events in the Design and Assessment of Nuclear Power Plants, IAEA-
TECDOC-1341, IAEA, Vienna (2003).
[15] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety Assessment and
Verification for Nuclear Power Plants, Safety Standards Series No. NS-G-1.2,
IAEA, Vienna (2001).
[16] FOOD AND AGRICULTURE ORGANIZATION OF THE UNITED
NATIONS, INTERNATIONAL 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).
[17] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Guidelines for
Integrated Risk Assessment and Management in Large Industrial Areas,
IAEA-TECDOC-994, IAEA, Vienna (1998).
140
[18] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Format and Content of
the Safety Analysis Report for Nuclear Power Plants, Safety Standards Series
No. GS-G-4.1, IAEA, Vienna (2004).
[19] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Application of the Single
Failure Criterion, Safety Series No. 50-P-1, IAEA, Vienna (1990).
[20] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, External Human
Induced Events in Site Evaluation for Nuclear Power Plants, Safety Standards
Series No. NS-G-3.1, IAEA, Vienna (2002).
[21] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Flood Hazard for
Nuclear Power Plants on Coastal and River Sites, Safety Standards Series
No. NS-G-3.5,
IAEA, Vienna (2003).
[22] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Meteorological Events in
Site Evaluation for Nuclear Power Plants, Safety Standards Series No. NS-G-
3.4, IAEA, Vienna (2003).
[23] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Seismic Design and
Qualification for Nuclear Power Plants, Safety Standards Series No. NS-G-1.6,
IAEA, Vienna (2003).
[24] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, External Events
Excluding Earthquakes in the Design of Nuclear Power Plants, Safety
Standards Series No. NS-G-1.5, IAEA, Vienna (2003).
[25] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Geotechnical Aspects of
Site Evaluation and Foundations for Nuclear Power Plants, Safety Standards
Series No. NS-G-3.6, IAEA, Vienna (2005).
[26] YOUD, T.L., IDRISS, I.M., “Summary report”, Evaluation of Liquefaction
Resistance of Soils (Proc. Workshop Salt Lake City, UT, 1996), National
Center for Earthquake Engineering Research, Buffalo, NY (1996).
141
[27] NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Standard Review Plan,
NUREG- 800, USNRC, Washington, DC (1981).
[28] NEBUDA, D.T., Protection against Malevolent Use of Vehicles at Nuclear
Power Plants, Rep. NUREG/CR-6190, US Nuclear Regulatory Commission,
Washington, DC (1994).
[29] AMERICAN SOCIETY OF CIVIL ENGINEERS, Seismic Analysis of
Safetyrelated Nuclear Structures, Rep. ASCE 4-86, ASCE, New York (1986).
[30] AMERICAN SOCIETY OF CIVIL ENGINEERS, Seismic Analysis of
Safetyrelated Nuclear Structures, Rep. ASCE 4-98, ASCE, New York (1998).
[31] AMERICAN SOCIETY OF MECHANICAL ENGINEERS, ASME Boiler
and Pressure Vessel Code, Section III, Subsections NC, ND, NF and
Appendices, 1992 edn, ASME, New York (1992).
[32] INTERNATIONAL ELECTROTECHNICAL COMMISSION, Nuclear Power
Plants/Electrical Equipment of the Safety System — Qualification, Rep. IEC
60780, 2nd edn, IEC, Geneva (1998).
[33] INTERNATIONAL ELECTROTECHNICAL COMMISSION,
Recommended Practices for Seismic Qualification of Electrical Equipment of
the Safety System for Nuclear Generating Stations, Rep. IEC 980, 1st edn,
IEC, Geneva (1989).
[34] INTERNATIONAL ELECTROTECHNICAL COMMISSION, Electrical
Relays — Part 21: Vibration, Shock, Bump and Seismic Tests on Measuring
Relays and Protection Equipment — Section 3: Seismic Tests, Rep. IEC
60255-21-3, 1st edn, IEC, Geneva (1993).
[35] INSTITUTE OF ELECTRICAL AND ELECTRONICS ENGINEERS,
Recommended Practice for Seismic Qualification of Class 1E Equipment for
NuclearPower Generation Stations, Rep. IEEE-344 Std, IEEE, New York
(1987).
142
[36] AMERICAN SOCIETY OF MECHANICAL ENGINEERS, Qualification of
Active Mechanical Equipment used in Nuclear Power Plants, QME 1-94,
ASME,
New York (1994).
[37] SENIOR SEISMIC REVIEW AND ADVISORY PANEL, Use of Seismic
Experience and Test Data to Show Ruggedness of Equipment in Nuclear
Power Plants, Rev. 4.0, SSRAP, Washington, DC (1991).
[38] SEISMIC QUALIFICATION UTILITY GROUP, Generic Implementation
Procedure (GIP) for Seismic Verification of Nuclear Power Plant Equipment,
Rev. 2A, SQUG, Washington, DC (1992).
[39] DEPARTMENT OF ENERGY, Seismic Evaluation Procedure for
Equipment in US Department of Energy Facilities, Rep. DOE/EH-0545, DOE,
Washington, DC (1997).
[40] UNITED STATES ARMY CORPS OF ENGINEERS, Technical Basis for
Regulatory Guide for Soil Liquefaction, USACE, Hyattsville, MD (2000).
[41] CZARNECKI, R.M., et al., Seismic Verification of Nuclear Power Plant
Equipment Anchorage, Rep. NP-5228-SL, Vols 1–4, Rev. 1, Electric Power
Research Institute, Palo Alto, CA (1991).
[42] EUROPEAN ORGANIZATION FOR TECHNICAL APPROVALS, Metal
Anchors for Use in Concrete, Part One: Anchors in General, ETAG 001,
EOTA, Brussels (1997).
[43] LAWRENCE LIVERMORE NATIONAL LABORATORY, Practical
Equipment Seismic Upgrade and Strengthening Guidelines, Rep. UCRL-
15815, Livermore, CA (1986).
[44] LAWRENCE LIVERMORE NATIONAL LABORATORY, Walkdown
Screening Evaluation Field Guide, Rep. UCRL-ID-115714, Rev. 2, Livermore,
CA (1993).
143
[45] STEVENSON & ASSOCIATES, Criteria for Seismic Evaluation and
Potential Design Fixes for WWER-type Nuclear Power Plants, Stevenson
Engineering Consulting, Cleveland, OH (1996).
[46] WESTINGHOUSE SAVANNAH RIVER COMPANY, Procedure for the
Seismic Evaluation of Piping Systems Using Criteria, Rep. WSRC-TR-94-
0343, Rev. 1, SRS, South Carolina (1995).
[47] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Dispersion of
Radioactive Material in Air and Water and Consideration of Population
Distribution in Site Evaluation for Nuclear Power Plants, Safety Standards
Series No. NS-G-3.2, IAEA, Vienna (2002).
[48] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Manual on Quality
Assurance for the Survey, Evaluation and Confirmation of Nuclear Power
Plant Sites, IAEA-TECDOC-416, IAEA, Vienna (1987).
[49] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, IAEA Safety Glossary,
Version 1.0, IAEA, Vienna (2000).
[50] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Self-assessment
Guidelines of the Engineering Safety Aspects of the Physical Protection of
Nuclear Facilities against Sabotage, IAEA (in preparation).
[51] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety Aspects of
Foundations of Nuclear Power Plants, Safety Series No. 50-SG-S8, IAEA,
Vienna (1986). [52] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY,
Preparedness of the Operating Organization (Licensee) for Emergencies at
Nuclear Power Plants, Safety Series No. 50-SG-O6, IAEA, Vienna (1982).
[53] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Earthquake Experience
and Seismic Qualification by Indirect Methods in Nuclear Installations,
IAEATECDOC-1333, IAEA, Vienna (2002).
[54] DIRECTION DE LA SÛRETÉ DES INSTALLATIONS NUCLÉAIRES, La
protection contre les risques externes, La revue de l’Autorité de Sûreté
nucléaire
144
(française) 142 (2001).
[55] LOS ALAMOS NATIONAL LABORATORY, A Review of Criticality
Accidents,
Rep. 13638, 2000 Revision, Los Alamos National Laboratory, Los Alamos,
NM (2000).
[56] DEPARTMENT OF ENERGY, Hanford Joint Information Center, News
Release 004, June 28, 2000, DOE, Richland, WA (2000).
[57] KENNEDY, R.P., Overview of Methods for Seismic PRA and Margin
Analysis including Recent Innovations, Rep. EPRI 261577, EPRI, Palo Alto,
CA (1977).
[58] ELECTRIC POWER RESEARCH INSTITUTE, A Methodology for
Assessment of Nuclear Power Plant Seismic Margin, Rep. EPRI NP-6041,
EPRI, Palo Alto, CA (1988).
[59] DEPARTMENT OF ENERGY, Seismic Evaluation Procedure for US
Department of Energy Facilities, Rep. DOE/EH-0545, USDOE, Washington,
DC (1977).
[60] STEVENSON & ASSOCIATES, QuickSFP Computer Code, Users
Manual,
S&A-Ro, Bucharest (2002).