manajemen penuaan reaktor riset

Download Manajemen Penuaan Reaktor Riset

Post on 13-Jan-2017

217 views

Category:

Documents

2 download

Embed Size (px)

TRANSCRIPT

  • Manajemen Penuaan Reaktor Riset

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

    BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL

    BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR

    Revisi Juli 2005

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

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

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

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

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

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

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

    Pusat Pendidikan dan Pelatihan BATAN dudit@centrin.net.id

  • KATA PENGANTAR

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

  • DAFTAR ISI

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

    3.5 TREN TERKINI DAN AKTIVITAS LITBANG PENUAAN MENDATANG 18

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

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

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

    4.2 SELEKSI DAN KATAGORISASI PERANGKAT YANG AKAN MENUA ..21

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

    5.7 PERBAIKAN, PENGGANTIAN ATAU PEMBAHARUAN KOMPONEN ... 34

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

    6.1 UMUM.............................................