penga w asan bapeten dan peran psa dalam …ansn.bapeten.go.id/files/43203/3758.pdf · pendahuluan...

Mochamad Salman Suprawhardana, dkk. ISSN 0216 - 3128 101

PENGA WASAN BAPETEN DAN PERAN "PSA" DALAMPENGATURAN PERIZINAN PEMBANGUNAN DAN PENGOPJERASIAN PL TN DI INDONESIA

Mochamad Salman SuprawhardanaBAPETEN

SyaripPTAPB - BATAN

ABSTRAK

PENGA WASAN BAPETEN DAN PERAN "PSA" DALAM PENGATURAN PERIZINAN PEMBANGUNAN

DAN PENGOPERASIAN PLTN DI INDONESI,1. Da/am menghadapi dan merencanakan pembangunanPLTN di Indonesia perlu dikumpu/kan dan dikaji sejak dini semua informasi kaitannya dengan kese/ama/anPLTN dan penga/uran perizinan sehingga dalam pengaturan perizinan pembangunan dan pengoperasianPLTN akan memberikan hasi/ yang op/imal sesuai dengan tujuan pemanfaatan tenaga nuklir. Peran hasi/kajian PSAIPRA (PSAI PRA : Probabilistic Safety Analysisl Probabilistic Risk Analysis) /erhadap PLTNyang akan dibangun dan dioperasikan saat perizinan berlangsung menjadi bahan pokok da/am persyaratanizin demikian pula dapat menjadi bahan kajian pihak pemohon un/uk menjadi bahan dalam meyakinkanbadan pengawas dan masyarakat bahwa PLTN yang diajukan perizinannya mempunyai tingka/ keselama/anyang memadai. Proses perizinan pembangunan dan pengoperasian PLTN dibanyak negara berdasar padakriteria kajian keselamatan de/erministik yang diyakinkan dari hasi/ disain adanya berbagai berbagailapisan keselama/an dan dari prinsip per/ahanan berlapis. Dalam makalah ini dibahas tentang persyara/ankailannya dengan hal-hat apa saja yang diperlukan oleh pemohon izin saat mengajukan izin mulai dari/ahapan izin tapak sampai dengan izin dekomisioning dan adanya kajian PSA seperti tertuang dalam salahsa/u persyara/an RPP pembangunan dan pengoperasian Rea/or dan ruang lingkup PSA sertaperkembangannya.

PENDAHULUAN

Pada awalnya kajian metoda risiko berdasar padahasil studi PSA yang digunakan dalam analisispengaturan dan tindakan pengambilan keputusanperizinan dipandang sebagai hal yang skeptis. Halini mungkin diakibatkan dari cerminan hasil studiPSA yang berisi adanya nilai ketidakpastian danadanya nilai subyektivitas terhadap hasil kajian yangberasal dari ketidakpastian nilai input dan adanyanilai perkiraan penganalisis.

Paska investigasi kejadian kecelakaan PLTNThree Mile Island tahun 1979 didapat bahwa teknikPSA sangat berguna dalam analisis keselamatanuntuk memberikan informasi keselamatan berdasar

risiko yang dapat dipakai dalam pertimbangankeselamatan baik untuk operator maupun badanpengawas. Secara simultan penggunaan PSA untukmenilai tingkat keselamatan instalasi nuklir/PL TNberkembang pesat diberbagai negara. Penilaian inidigunakan pula sebagai dasar bagi pendisain,pengoperasi PLTN dan badan pengawas dalammelakukan penilaian keselamatan PLTN.

Metoda PSA secara sistematik dapat mengujisistem PLTN, penampilan pengungkung danidentifikasi komponen dan sistem yang memberikan

kemungkinan kecelakaan terparah. Oi berbagainegara penggunaan metoda PSA secara integralmerupakan bagian dari Laporan Analisis Keselamatan (LAK) yang dikarenakan berbagai keunggulan tersebut. Sebagai contoh persyaratanperizinan perizinan PLTN Sizewell B di Inggris, diUkraina dan badan pengawas Amerika (US-NRC)telah mempertimbangkan secara penuh bahwa peranPSA menjadi bagian dari proses perizinan danpengaturan seperti pernyataan kebijakan yangtertuang dalam Regulatory Guide 1.174 and itskaitannya dengan Standard Review Plan.

Kerangka badan pengawas memasukkanrisiko dalam pemahaman keselamatan adalahsebagai bagian yang formal kemudian proses inidiba.kukan sebagai langkah yang lebih teliti daripengertian PSA sehingga dapat digunakan untukmendapatkan filosofi pengawasan, pendekatan,pembuatan kebijakan dan struktur formal. Namundemikian keputusan badan pengawas untuk membakukan PSA termasuk dalam kegiatan perizinanadalah bergantuing pad a negara itu sendiri. Untukitu jelas sangat diperlukan kriteria penerimaan (PSC: Probabilistic Safety Criteria), untuk menjaminbahwa hasil perhitungan' atau kajian PSA telahmemenuhi ketentuan yang diberlakukan.[I·2]

Prosiding PPI - PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan· BATAN

Yogyakarta, 10 JuU 2006

102 ISSN 0216-3128 Mochamad Salman Suprawhardana, dkk.

ANALISIS KESELAMA TAN PROBA

BILISTIK DAN PERIJINAN

Penerapan pertamakali secara komprehensifmetoda dan teknik Analisis Keselamatan

Probabilistik atau Probabilistic Safety Analysis/Probabilistic Risk Analysis (PSA / PRA) untukPLTN dilakukan pad a tahun 1975, ketika badanpengawas Amerika melakukan Studi KeselamatanReaktor (RSS : Reactor Safety Study) yang dikenaldengan WASH-1400 yang dilakukan oleh Rasmusendan kawan-kawan. Studi ini kemudian diikuti oleh

studi serupa yang dilakukan di Jerman. Segerasetelah RSS dipublikasikan, Kementrian NegaraPenelitian dan Teknologi Jerman Barat (WestGerman Federal Ministry for Research andTechnology atau BMFT) mensponsori German RiskStudy. Studi German Risk Study menggunakanmetodologi yang ada di-dalam studi RSS khususnyapada analisis teknologi reaktor dan studi tapakreaktor. Analisis ini merupakan analisis pertamauntuk menghitung estimasi secara kuantitatif berapabesar risiko yang diberikan oleh PLTN dibanding

PLTN ZION/PWR

10".5

PLTN BWR

PLTN ABWR

10,6

1.4E- 7

10.7

10-8

10.9

10,10

10.11

dengan risiko yang diberikan oleh instalasi lainnya.

Studi WASH-1400 diterapkan pada PLTN jenisPWR (Surry-I) dan jenis BWR (Peach Bottom - 2).Sejak studi ini dilakukan telah ban yak berkembangberbagai metoda dan pengembangan programperhitungan dan PSA sendiri menjadi alat standarddalam evaluasi keselamatan PLTN dan kemudian

dengan PSA dapat menjadi bagian penting dalamkeselamatan reaktor didunia ini.12•3] Saat ini semakin

banyak perhitungan analisis keselamatan probabilistik diaplikasikan untuk menghitung berapa besarangka ftekuensi kebolehjadian kecelakaan terasmeleleh baik untuk reaktor PLTN yang telah beroperasi maupun untuk reaktor PLTN sedang dalamdisain. Pada Gambar I dapat dilihat perbandinganhasil perhitungan angka ftekuensi teras melelehuntuk beberapa tipe reaktor PLTN. Dari Gambar Idapat diperhatikan bahwa PLTN generasi barumemiliki angka ftekuensi teras meleleh lebih kecildibandingkan dengan PLTN generasi lebih tua. Halini merupakan hasil perbaikan peningkatan derajatkeselamatan yang diperoleh dari studi PSA.

4.5E-6

23E-7

69E-8

2.5E-8

kegagalan sistempenambahairsetelah transien

kegagalansistem pemindahbahatlgsisa.

kegaga.lansistem JC1t:lm

(ATWS)

Total

Gambar 1. Perbandingan probabilitas kecelakaan teras meleleh akibat berbagai kecelakaan awal untuk berbagai jenis reaktor PL TN (Toshiba, t 986).

Prosldlng PPI • PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan· BATAN

Yogyakarta, 10 Juli 2006

Mochamad Salman Suprawhardana, dkk. ISSN 0216 - 3128 /03

Metodologi PSA menyuguhkan banyakkeuntungan bagi perancang, analis dan operator baikuntuk reaktor penelitian maupun reaktor PLTN.Metodologi PSA mencakup ruang lingkup analisisdan kegiatan : pencatatan data operasi, keandalandan ketersediaan komponen, faktor kesalahanmanusia, urutan kecelakaan, probabilitas dan risikokerusakan teras, keluarnya isotop radioaktif kegedung atau pengungkung reaktor kemudian sampaike lingkungan.

Minat penggunaan dan pemakaian metodePSA untuk reaktor penelitian di berbagai negarapemilik reaktor penelitian telah cenderung naik(IAEA Technical document, 1984). Dengan bantuanorganisasi Badan Tenaga Atom Intemasional (IAEA: International Atomic Energy Agency) beberapakegiatan seminar, kontrak penelitian dan publikasiilmiah dalam bidang PSA untuk reaktor penelitiantelah pula banyak dilakukan. Beberapa buah contohlaporan yang telah dipublikasi oleh IAEA adalahscbagai berikut :

1. Probabilistic safety assessment case study ofreference 10 MW plate type fuel researchreactor (IAEA- TECDOC 400, 1986),

2. Application of probabilistic analysis techniquesto a typical 10 MW MTR (IAEA- TECDOC 400,1986),

3. Probabilistic Safety Assessment for Trigareactor (Kirchsteiger dan Boeck, 1989),

4. HIFAR Probabilistic Safety Analysis (IAEA-TECDOC 517,1989).

Disamping itu IAEA juga menerbitkan Safety Seriessebagai prosedur untuk menyusun PSA PLTNmaupun PSA untuk fasilitas nuklir non reaktor.(IAEA Safety Series No. 50-P-4 tho 1992, Tecdoc).

Perkembangan studi PSA di Indonesia

Indonesia telah mengoperasikan 3 buahreaktor nuklir, di Yogyakarta daya 100 kW, diBandung daya 2000 kW dan di Serpong 30.000 kW.Walaupun Indonesia belum mempunyai PLTNnamun arah kebijakan pemerintah telah memprogramkan pembangunan PLTN yang direncanakanberoperasi pada tahun 2016. Penggunaan PSA telahdi implementasikan pad a ketiga buah reaktortersebut dan kegiatan studi-studi keselamatan baikdeterministic maupun probabilistic secara terusmenerus dilakukan.

Sebagai input data base yang berisi datakeandalan atau data kegagalan komponen, strukturdan sitem reaktor tersebut Indonesia telah

mengambil bagian kegiatan melalui IAEA. Datakeandalan atau data kegagalan tersebut sangatpenting artinya bagi komunitas internasional. Dataini melingkupi informasi kegagalan seperti penyebabkegagalan, mekanisme, tipe dan moda kegagalan,tingkat keparahan dan informasi terkait denganmetoda dan waktu perbaikan, perawatan komponen/system. Semua data terse but memberikan keakuratan perhitungan PSA.

Kegiatan PSA di Indonesia yang terkaitdengan reaktor nuklir antara lain pada periode 19901993 BATAN telah ikut berpartisipasi dalampengembangan PSA untuk reaktor riset, yaitumelalui IAEA Coordinated Research Program(CRP). IAEA-CRP No. 5756/RI/RB Reactor

Component Reliability Data Collection. Hasil dariIAEA CRP tersebut adalah basis data keandalan

komponen dan sistem reaktor riset dengan formatprogram computer Data Entry System (DES).Selanjutnya pada peri ode tahun 2001-2004, kegiatanpengumpulan data keandalan tersebut dilanjutkandengan IAEA-CRP No. 171009, Update and Expandthe IAEA Reliability Data for Research ReactorPSAs.l4•S]

Melalui kegiatan tersebut di atas, pengalamanmembangun dan mengoperasikan reaktor riset darinegara kita, telah cukup banyak memberikankontribusi pada pengumpulan data keandalankomponen dan sistem reaktor nuklir, termasuk dataevaluasi keandalan manusia, manajemen keselamatan dan budaya keselamatan.[S]

Dalam kaitan ini Indonesia (BA TAN) dengantiga buah reaktor riset yang dioperasikannyadiharapkan dapat tetap memberikan kontribusi yangcukup signifikan pada Iitbang PSA sistem reaktornuklir, khususnya dalam pengembangan datakeandalan struktur, sistem dan komponen reaktornuklir, dan pengembangan metode analisis datakeandalanP4.3S] Diharapkan pula dengan pengalaman menangani kajian PSA reaktor riset, dapatmenjadi modal yang berharga untuk mengevaluasistatus keselamatan PLTN yang kelak akan dibangundi Indonesia.

Perizinan Pembangunan dan PengoperasianReaktor Nuklir

Perizinan Pembangunan dan PengoperasianReaktor Nuklir akan berupa Peraturan Pemerintahyang saat ini sedang dalam tahap draft (RPP :Rancangan Peraruran Pemerintah) dengan berbagaiturunannya yang ditetapkan dengan peraturanKepala Bapeten dan pedoman teknis terkait lainnya.

Prosiding PPI - PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN


104 ISSN 0216 - 3128 Mochamad Salman Suprawhardana, dkk.

.~E:Jj.DCo:;u2~o(.)

Attached' I Applcatlon for Sit •• P••rmlt Approval- Candidafg Site- Conc"pillol D"sl~JnorNPP

...Apprc>v,t'.11of E.1AI~ I Applit"ntiQI1 Ut."vlP.Wt-"'d by l1APETEN(AMDAL)

$1,., 1'",,.,,,,. lu"ed by BAPETEN

Attaclu.d· I Application for Construction P••rmlt..PSAI~·.·PSA.. Construction I Appllcottol1 R(!o\l'tf!Ml(!Od by OAPE:,Tf.·:·N

Schodlll"

Conattuet.mn ,..",." t•• u.d by SAPe TEN

C)C.~Q)u

:.::::i

C).5~Q)CL.o

AttachAd·-FSAR- Physlcol Pn:.>I!)cl!on- Elnorgor1cy Pll1nnlng...Liability. olc.

Application for Oporatlng LI""'n •••

Application Ho(u.·,ov •••.•d by IJAPETEN

Provi!lok>fh:\I ()s::JII!'f<nting I..h~~!'n(7'"hl!>~w..dby BAPETEN

••- ..- ..-.--- •.-( In.PfHltton)

Op~n~tlng Llceonce/s. fled

.-.- --.-.-.-( '""".anon)

A traC/)6d" I Application Docommlsslonlng Pormlt..Docorurnlsslonlng

Progri.UllAppli<:::~"tlonRt!"yh;M":1'd by BAPETEN

Gambar 2. Prosedur perijinan pembangunan dan pengoperasian PL TN.

::>

Oalam draft RPP terse but disebutkan bahwa tahapanperizinan pembangunan dan pengoperasian reaktornuklir seperti dilukiskan pada Gambar 2, terdiri dari:

Izin Tapak;

Izin Konstruksi;

Izin Komisioning;

Izin Operasi; dan

Izin Oekomisioning.

Izin TapakPersyaratan izin tapak meliputi program

evaluasi tapak dan sistem manajemen evaluasi tapak.Program evaluasi tapak memuat antara lain:

a. organisasi pelaksana;

b. jadwal kegiatan;

c. prosedur pengambilan dan analisis data;

d. kriteria penerimaan; dan

e. dokumentasi dan pelaporan.

Perrnohonan izin tapak dilampiri dengan dokumendokumen :

a. Laporan Evaluasi Tapak, yang memuat antaralain dokumen-dokumen atau penjelasan ten tang :organisasi pelaksana; dokumentasi dan pelaporan; serta evaluasi dan analisis data mengenai :

pengaruh kejadian ekstema di tapak danwilayah sekitamya baik yang berasal darikejadian alam antara lain kejadian geologi,



Mochamad Sa/man Suprawhardana, dkk. ISSN 0216-3128 105

seismologi, meteorologi maupun kejadianakibat kegiatan manusia terhadapkeselamatan reaktor nuklir antara lain

berasal dari instalasi kimia, lepasan racundan gas mudah terbakar, dan kejatuhanpesawat;

- karakteristik tapak dan lingkungan yangberpengaruh pada instalasi nuklir danperpindahan zat radioaktif yang dilepaskanreaktor nuklir sampai kepada manusia;

- demografi penduduk dan karakteristik laindari tapak yangberkaitan dengan evaluasiresiko terhadap anggota masyarakat dankelayakan penerapan rencana penanggulangan kedaruratan.

b. Data utama reaktor nuklir yang akan dibangun,yang memuat antara lain dokumen-dokumen ataupenjelasan tentang:

- jumlah, jenis, dan tingkat daya termalreaktor nuklir yang akan dibangun;

- letak reaktor nuklir dan fasilitasnya pad atapak;

- perkiraan tingkat radiologi maksimum danefluen termal yang akan dihasilkan olehsetiap reaktor nuklir dan fasilitasnya; dan

jenis sistem pendingin, titik pengambilan airdan pelepasan efluen yang berkaitan denganmasing-masing fasilitas.

c. Daftar Informasi Desain Pendahuluan; dan

d. Rekaman pelaksanaan Sistem ManajemenEvaluasi Tapak.

[zin Konstruksi

Setelah izin tapak diperoleh pemohon diwajibkanmengajukan permohonan izin konstruksi denganmelampirkan dokumen-dokumen :

a. Laporan Analisis Keselamatan (LAK) Pendahuluan, yang sekurang-kurangnya memuat:

- tata letak instalasi;

- karakteristik tapak;

- karakteristik desain dari struktur, sistem,komponen, dan peralatan;

- teras reaktor nuklir;

- sistem pendingin reaktor nuklir dan sistem-sistem lainnya yang berhubungan;

- sistem keselamatan reaktor;

- fitur keselamatan teknik;

- sistem instrumentasi dan kendali;

- pengelolaan limbah radioaktif dan proteksiradiasi;

- analisis keselamatan;

- Batasan dan Kondisi Operasi Pendahuluan;

- jaminan mutu;

- rencana dekomisioning;dan

- rencana kesiapsiagaan nuklir.

b. Desain rinci reaktor nuklir, yang berisi desainlengkap dan terinci ten tang reaktor nuklir yangakan dibangun, termasuk spesifikasi teknisbahan-bahan dan komponen-komponen yangdigunakan dalam konstruksi dan pembuatankomponen-komponen reaktor nuklir, dan gambarteknis yang memuat dimensi dan skala, yangmenjadi dasar pelaksanaan konstruksi.

c. Laporan Analisis Keselamatan Probabilistik(LAKPr) khusus untuk reaktor daya komersialyang sekurang-kurangnya memuat:

- identifikasi sistem, struktur dan komponenreaktor nuklir;

- analisis respons reaktor nuklir;

- pemilihan kejadian awal yang memicukecelakaan;

- pengembangan rentetan kecelakaan;

- analisis keandalan sistem dan manusia;

'- analisis kualitatif dan kuantitatif; dan

- perhitungan probabilitas kerusakan teras.

d. Program konstruksi komersial yang sekurangkurangnya memuat:

- Prosedur dan jadwal pelaksanaan konstruksi;

- prosedur uji fungsi;

- kriteria penerimaan desain;

- sistem informasi disain;

- dokumentasi dan pelaporan.

e. Sistem Keamanan Nuklir Pendahuluan, yangmenguraikan rencana proteksi fisik terhadapfasilitas, Sistem Keamanan Nuklir sekurangkurangnya memuat:

Identifikasi ancaman dasar desain terhadapfasilitas dan bahan nuklir, baik ancamaninternal maupun eksternal;

- Sistem pendeteksian terhadap ancaman; dan

Tindakan tanggap terhadap ancaman yangmungkin muncul.

f. Sistem Manajemen Konstruksi;

- rekomendasi kelayakan lingkungan hidupdari instansi yang bertanggungjawab; dan

bukti kemampuan finansial untuk menjaminpelaksanaan konstruksi.




Izin Komisioning

Setelah tahapan izin konstruksi selesaiPemohon izin diwajibkan mengajukan izin komisioning guna menampung kegiatan eksperimenlujicoba operasi dengan mengajukan persyaratanadministrasi yang belum, disyaratkan pada pengajuanpermohonan izin pada tahap sebelumnya, yaitu :

a. Program Komisioning; program komisioningyang dimaksud sekurang-kurangnya memuat :

- jadwal kegiatan;

- struktur organisasi;

- prosedur pengujian;

- jenis pengujian;

- kriteria penerimaan; dan

- dokumentasi dan pelaporan.

- laporan hasil kegiatan konstruksi, termasukhasil uji fungsi terhadap struktur, sistem dankomponen reaktor nuklir;

- gambar teknis reaktor nuklir terbangun;

b. Sistem Seifgard dan Sistem Keamanan Nuklir;yang dimaksud dengan sistem seifgard adalahsekurang-kurangnya memuat :

a. Uraian fasilitas;

b. Jenis bahan bakar;

c. Skema alur bahan nuklir;

d. prosedur inventori fisik;

e. program pengendalian, yang meliputiprosedur pencatatan dan pelaporan; dan

f. prosedur pengecualian dan terminasi.

Izin Operasi

a. Pemohon dapat mengajukan izin operasi kepadaKepala BAPETEN apabila:

- Kegiatan komisioning selesai dilakukan;

- memiliki izin pemanfaatan bahan nuklir; dan

- memiliki petugas operasi reaktor yang sudahmempunyai surat izin bekerja.

b. Permohonan izin operasi diajukan denganmelampirkan dokumen persyaratan administrasidan dokumen persyaratan teknis sebagai berikut:

- Laporan Analisis Keselamatan Akhir yangantara lain memuat hasil komisioning,Batasan dan Kondisi Operasi (BKO), danprogram dekomisioning.

- Lampiran Fasilitas seifgard bahan nuklir;

- laporan pelaksanaan Rencana PengelolaanLingkungan (RKL) dan Rencana Peman-

tau an Lingkungan (RPL) selama komi

sioning;

- Sistem Manajemen tahap operasi;dan

- Bukti kemampuan finansial untuk melak-sanakan operasi reaktor nuklir.

Izin operasi diberikan untuk jangka waktu palinglama 40 (empat puluh) tahun sejak tanggalditerbitkan.

PERAN PSA DALAM PENtGA TURANPERIZINAN PL TN

Berdasarkan uraian mengenai prosedurperijinan pembangunan dan pengoperasian PLTNtersebut di atas seperti yang dilukiskan pada Gambar2, khususnya pada tahap izin konstruksi, diperlukansuatu Laporan Analisis Keselamatan Probabilistik(LAKPr). LAKPr merupakan dokumen laporankegiatan PSA di mana minimal harus memuat :identifikasi sistem, struktur dan komponen reaktornuklir; analisis respons reaktor nuklir; pemilihankejadian awal yang memicu kecelakaan; pengembangan rentetan kecelakaan; analisis keandalan sistern dan manusia; analisis kualitatif dan kuantitatif;dan perhitungan probabilitas kerusakan teras.

Untuk menjamin validitas hasil perhitunganatau kajian PSA, dan juga untuk menjaminpenyusunan PSA telah memenuhi ketentuan yangberlaku, maka diperlukan pedoman yang menjadiacuan untuk penyusunan PSA tersebut. Selain itudiperlukan pula suatu dokumen untuk menentukankriteria penerimaan dari item-item yang termuat didalam PSA tersebut, yaitu suatu kriteria keselamatanprobabilistik ata PSC : Probabilistic Safety Criteria.Oleh karena itu pada tahun 2004 BAPETEN telahmelakukan kajian akademis PenYlislinan PSAReaktor Daya [4]. Dari hasil kajian tersebut selainaspek substansi kandungan PSA juga antara laindapat memberikan suatu gambaran angka atau nilaiyang bisa ditetapkan sebagai PSC. Badan Pengawasdi beberapa negara pengoperasi PLTN telah menggunakan PSA (khususnya PSA Level ]) sebagai proses pembuatan keputusan bagi pengawas, atau secara

umum hal ini dikenal risk informed regulation.

Secara umum penyusunan PSA dilaksanakandengan tujuan untuk :

- Mengkaji tingkat keselamatan dari sistem(reaktor) dan mengidentifikasi bagian ataukomponen yang perlu peningkatan secara efektif.

- Mengkaji tingkat keselamatan dan membanding-kan dengan standar secara implisit maupuneksplisit.



Mochamad Salman Suprawhardana, dkk. ISSN0216-3128 107

- Mengkaji tingkat keselamatan dalam rangkamembantu pengoperasian sistem reaktor.

Dengan demikian, melalui kajian keselamatanmetode PSA dapat ditentukan berapa probabilitasterjadinya pelelehan atau kerusakan suatu sistemteras reaktor nuklir (core damage frequency / CDF),bagaimana terjadinya kecelakaan, dan apa akibatyang ditimbulkan dari pelelehan tersebut.[2,7]Adapun ruang lingkup PSA dibagi dalam 3 level(tingkat) yang harus dilaksanakan secara berurutanyaitu:

- Level-I

- Level-2

- Level-3

Kajian kegagalan-kegagalan sistern untuk penentuan &ekuensiterjadinya kecelakaan pelelehanteras reaktor.

Kajian tanggapan pengungkung,berkaitan dengan hasil PSA Level1 untuk penentuan &ekuensi pelepasan radioaktif dari pengungkung reaktor. Hasil kajian PSALevel 2 ini mencakup : modekegagalan perisai radiasi, jenisdan jumlah zat radioaktif yangterlepas ke Iingkungan, sertadampak maupun kerugian akibatterlepasnya zat radioaktif tersebut.

Kajian konsekuensi lingkungan

berdasar hasil PSA Level-2 untuk

memperkirakan resiko terhadappublik. Hasil PSA Level 3 memberikan gambaran konsekuensiterburuk mengenai kesehatanpekerja instalasi dan masyarakat,serta gambaran mengenai kontaminasi tanah, udara, air, danbahan makanan.

Hasil kajian Penyusunan PSA Reaktor Dayamenunjukkan bahwa kajian PSA dalam rangkameningkatkan keselamatan PLTN telah dilakukanoleh beberapa negara yang memiliki PLTN, sebagaicontoh ringkasan hasil kajian PSA untuk PLTNstandard di Perancis yaitu jenis PWR dengan daya900 MWe dan 1300 Mwe, disajikan pada Tabel Idan Tabel 2.[4] Dari tabel tersebut dapat dilihatbahwa ada perbedaan nilai CDF dengan faktor 5antara hasil PSA untuk PLTN kelas 900 MWe dan

1300 MWe. Peningkatan sistem keselamatan padareaktor 1300 MWe (44%) menyebabkan turunnyapersentase CDF pada kondisi normal dibandingkandengan reaktor 900 MWe (68%). Angka atau nilaiprobabilitas dari masing-masing kejadian pemicutersebut pada Tabel I dan Tabel 2 dapat dijadikanrujukan untuk penetapan kriteria keselamatan atauPSC oleh BAPETEN.

Tabel I. Kebolehjadian pelelehan teras (CDF) untuk reaktor 900 MW.

Kejadian Pemicu

STATUSTOTALA

BCD

Pip a primer pecah

1,4.1 0,53,0.10'14,0.10'65,8.10'62,5.10,5

P endingin primer hilang cIiluar p engungkung

1,0.10'8-1,0.10.1-1,1.10.1

Pipa sekunder pecah

9,1.10.15,0.10.9--9,2.10.1

Pipa pembangkit uap dan pip a sekunder pecah

2,3.10.65,4.10.92,1.10.8-2,3.10.6

Hilangnya sistem p embuang panas

9,4.1 0-62,6.1 0-8--9,4.10-6

Hilangn~ra air umpan pembangkit uap

5,8.10'11,9.10'6--2,5.10'6

Hilang daya

3,1.10'11,9.10'11,3.10-11,4.10-17,7.10'1

ATWS

4,3.10-6---4,3.10-6

Transien pada sistem primer dan sekunder

1,3.1 0-6--3,2.10-6

4,5.10-6

TOT AL

3,4.10-52,4.1 0-64,2.1 0.69,1.10'64,95.10.5

68%

5%9%18%

Keteran[pn :Status A melipuh' reaktor cialam kandisi operasi dan sistem pemadam sistem injeksi pending inreaktor berfimgsi.Status B sistempemindahpanas sisa berfimgsi.Status C meliputi situasi dimana sistem pendingin reaktor penuh dengan air, pendinginan d!]'amindengan si:;tempemindahpanas sisa dan sistempendingin kolam bahan bakar.Status D melipuh' siruasi a'mana sistem pendingin reaktor berkurang sebagian

Prosidlng PPI • PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan· BATAN



Tabel t I<ebolehjadlan pelelehan teras (CDP) untuk reaktor 1300 MW.

KejadianPemicu

STATUS

A

TOTAL

BCD

Pip a primer pecah

1,5.10.65,2.1 0.12,0.10.62,8.10.62,3.1 0.6

Pip a sekunder pecah

7,6.10.15,7.1 0.9--7,6.10.1

Pipa pembangkit uap dan pip a sekunder pecah

4,6.1 0.11,2.10.9--4,6.10.1

Hilangnya system pembuang panas

8,7.1 0.92,5.10.97,1.1 0.95,3.10.101,2.10.7

Hilangnya air umpan pembangkit uap

2,5.10.11,0.10.9--2,6.10.7

Hilang daya

2,5.10.92,1.10.91,0.10.91,6.10.97,2.10.9ATWS

1,2.10.6---1,2.10.6

Transien p ada sistem prime r dan sekunder

2,4.10.14,3.10.108,7.10.95,8.10.99,1.10.1

Transien pada sistem primer dan sekunder

4,5.10.9---4,5.10.9

Hi1angnya sumber

-1,3.10.1--1,3.10.7

TOTAL

4,7.10.65,8.10.12,1.10.63,4.10.61,08.10.5

44%

5%20%31%

KESIMPULAN

Berdasarkan uraian di atas dapat disimpulkanbahwa pengaturan perizinan pembangunan danpengoperasian PLTN, sangat diperlukan agar dapatmemberikan hasil yang optimal dari tujuanpemanfaatan tenaga nuklir. Peraturan perizinantersebut telah tersedia dan sedang terus dilengkapidan disempurnakan oleh BAPETEN. Hasil kajianPSA/PRA untuk PLTN yang akan dibangun dandioperasikan saat perizinan berlangsung menjadibahan pokok dalam persyaratan izin demikian puladapat menjadi bahan kajian pihak pemohon untukmenjadi bahan dalam meyakinkan badan pengawasdan masyarakat bahwa PLTN yang diajukanperizinannya mempunyai tingkat keselamatan yangmemadai.

Berdasarkan uraian dan perkembanganaplikasi PSA terse but di atas dapat dilihat bahwaperanan PSA sangat besar sebagai alat analisis untukmengkaji status dan tingkat keselamatan sistem reaktor nuklir, mulai dari tahap disain, operasi, sampaishutdown atau dekomisioning. Untuk menjaminvaliditas hasil perhitungan atau kajian PSA, dan jugauntuk menjamin penyusunan PSA telah memenuhiketentuan yang berlaku, maka diperlukan pedomanyang menjadi acuan untuk penyusunan PSA tersebut.Seyogyanya BAPETEN dan Utilitas perlu segeramenyusun dokumen untuk menentukan kriteriapenerimaan dari kajian PSA, yaitu suatu kriteriakeselamatan probabilistik atau PSC : ProbabilisticSafety Criteria. Hal ini untuk menjamin tingkatkepercayaan yang tinggi terhadap hasil PSA.

DAFTAR PUSTAKA

I. IAEA SAFETY SERIES No. 50-P-4, Proce

dures for Conducting Probabilistic SafetyAssessments of Nuclear Power Plants (Level I),Vienna, 1992.

2. IAEA SAFETY REPORTS SERIES NO. 25,

Review of Probabilistic Safety Assessments byRegulatory Bodies, Prepared Jointly by theInternational Atomic Energy Agency and theOECD Nuclear Energy Agency 200 I.

3. IAEA-TECDOC-I200, Applications Of Prohabilistic Safety Assessment (PSA) For NuclearPower Plants, IAEA, VIENNA, 2001.

4. Studi A kadem is Penyusunan PSA ReaktorDaya, Jurusan Fisika, Fakultas Matematika danIImu Pengetahuan Alam, UGM, Yogyakarta.November 2004.

5. M. SALMAN S, SY ARIP, Component EventData Reliability of TRIGA and GA SiwabessyReactors .- Preliminary PSA for GA SiwabessyReactor, Progress Report RC No.: 5756/RI/B,PPNY BATAN, 1991, 1992, 1993.

6. LOFGREN, ERNEST V., Probabilistic Risk

Assessment Course Documentation Vol. 1-7,NUREG-CR-4350, USNRC, 1985.

7. STAMATELATOS, Probabilistic Risk Asses

sment Procedure Guide for NASA Managersand Practitioners, NASA Headquarters.Washington DC 2046, August 2002.

Proslding PPI - PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN


Mochamad Salman Suprawhardana, dkk. ISSN 0216 - 3128 109

8. IAEA-TECDOC-IIOI, A Framework For A

Quality Assurance Programme For PSA. IAEA,VIENNA, 1999.

9. IAEA- TECDOC 400, Probabilistic SafetyAssessment Case Study of Reference 10 MM

Plate Type Fuel Research Reactor, IAEA,Vienna 1986.

10. IAEA- TECDOC 517, Probabilistic SafetyAssessment for Triga Reactor (Kirchsteiger danBoeck, 1989), IAEA, Vienna 1989.



penga w asan bapeten dan peran psa dalam …ansn.bapeten.go.id/files/43203/3758.pdf · pendahuluan...

Documents