Manajemen Penuaan Reaktor Riset

Manajemen Penuaan Reaktor Riset (Terjemahan dokumen IAEA TECDOC-792: Management of Research Reactor Ageing BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR Revisi Juli 2005

The International Atomic Energy Agency (IAEA) makes no warranty and assumes no responsibility for the accuracy or quality or authenticity of workmanship of the translation/publication/printing of this document/publication and adopts no liability for any loss or damage consequential or otherwise howsoever caused arising directly or indirectly from the use there of whatsoever and to whomsoever International Atomic Energy Agency (IAEA) tidak menjamin dan tidak bertanggung jawab atas ketepatan dan kualitas atau orisinalitas dari penerjemahan/penerbitan/pencetakan dokumen/publikasi ini dan tidak bertanggung jawab atas kerugian atau kerusakan yang ditimbulkan sebagai akibat dari pemanfaatannya atau sebaliknya secara langsung atau tidak langsung untuk apapun dan oleh siapapun Saran, kritik dan koreksi sangat kami harapkan Redaksi: Hendriyanto Haditjahyono Pusat Pendidikan dan Pelatihan BATAN 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 MENDATANG18 3.5.1 Isu khusus untuk reaktor riset...19 3.5.2 Pengawasan dan pengujian paska operasi/pelayanan...20

4 DETEKSI DAN KAJIAN EFEK PENUAAN...20 4.1 PROGRAM DETEKSI PENUAAN...20 4.2 SELEKSI DAN KATAGORISASI PERANGKAT YANG AKAN MENUA..21 4.3 AKTIVITAS PEMERIKSAAN PENUAAN...23 4.3.1 Inspeksi dan pengamatan visual...23 4.3.2 Pemantauan...24 4.3.3 Pengujian...24 4.3.4 Uji kinerja...24 4.4 PENGUMPULAN DAN PENCATATAN DATA...25 4.4.1 Pengalaman selingkung...25 4.4.2 Pengalaman operator reaktor riset lain...26 4.5 EVALUASI TERHADAP EFEK PENUAAN...29 4.5.1 Pengkajian selingkung...29 4.5.2 Pemanfaatan tenaga ahli (experts)...29 4.5.3 Pengkajian final isu terkait penuaan...29 5 PENCEGAHAN DAN MITIGASI TERHADAP EFEK PENUAAN...30 5.1 UMUM...30 5.2 PENCEGAHAN MELALUI DESAIN...31 5.3 PENCEGAHAN MELALUI PEMERIKSAAN DAN PENGUJIAN...31 5.4 PERAWATAN PENCEGAHAN...32 5.5 EVALUASI PERIODIK TERHADAP PENGALAMAN OPERASI...33 5.6 OPTIMISASI KONDISI OPERASI...33 5.7 PERBAIKAN, PENGGANTIAN ATAU PEMBAHARUAN KOMPONEN...34 6 PETUNJUK UNTUK PERPANJANGAN MASA OPERASI...35 6.1 UMUM...35 6.2 DEMONSTRASI STATUS PENUAAN MELALUI EVALUASI KESELAMATAN...37 6.3 TAHAPAN PENENTUAN DALAM PROYEK MODIFIKASI...37

1 PENDAHULUAN 1.1 LATAR BELAKANG Sejak reaktor nuklir riset pertama mencapai kritis pada tahun 1942, lebih dari 550 buah reaktor dibangun di seluruh dunia, dari semua itu lebih kurang 300 buah dalam kondisi operasi pada saat ini. Kira-kira 66% reaktor yang beroperasi pada saat ini telah berusia 20 tahun dan 30% berusia lebih dari 30 tahun. Reaktor tersebut didesain dan dibangun dengan menggunakan standar, material dan komponen yang sesuai dengan petujuk industri (klas industri) dari negara asal pada saat pembangunan dilakukan. Secara umum komponen dan material disyaratkan untuk memenuhi suatu uji kelayakan. Pada saat itu tidak tersedia cukup pengalaman untuk menaksir umur hidup dan keandalan dari sebagian besar material dan komponen walaupun hanya terhadap kondisi operasional dan lingkungan yang biasa. Bagaimanapun juga, dalam kondisi operasinal dan lingkungan yang agresif akan menyebabkan timbulnya percepatan degradasi yang tak terantisipasi pada material maupun komponen. Disamping itu, telah tersedia setandar baru yang telah diperbaiki dan harus diaplikasikan untuk degradasi yang terkait dengan penuaan. Dengan alasan tersebut, pemahaman terhadap mekanisme degradasi, teknik pengkajian dan proses mitigasi yang memadai menjadi perlu untuk tujuan pengembangan tindakan korektif dan penjagaan tingkat keselamatan dalam operasi dan utilisasi reaktor riset. Desain dan filosofi pengoperasian serta utilisasi reaktor nuklir riset secara mendasar berbeda dengan reaktor nuklir daya. Hal ini disebabkan karena kegunaan dari sebuah reaktor riset adalah untuk melakukan sautu percobaan dalam operasinya atau bahkan percobaan dilakukan padanya. Selain itu, utilisasi reaktor riset kadang-kadang mengharuskan adanya suatu modifikasi terhadap reaktor. Perbedaan ini menyebabkan adanya kebutuhan untuk menetapan pemisahan kriteria dari reaktor daya dan reaktor riset, walaupun cukup banyak mekanisme degradasi di antara keduanya yang mirip. 1

Cukup banyak makalah terkait dengan penuaan reaktor nuklir daya yang telah dipublikasikan dan telah pula diselenggarakan simposium maupun seminar terkait, dan semua itu dapat menjadi sumber acuan yang berguna bagi reaktor riset. Sebagai tambahan, telah pula banyak dipublikasikan makalah serta diselenggarakan simposium dan seminar terkait dengan penuaan dalam reaktor riset. Pengalaman internasional telah mengevaluasi publiaksi tersebut, dan dapat menjadi alat bantu dalam memenejemen persoalan penuaan dalam reaktor riset. IAEA memulai ativitasnya dalam penuaan reaktor riset pada Nopember 1988 dengan menugaskan suatu kelompok kerja (tim) yang menghasilkan sebuah laporan awal. Sebuah pertemuan konsultan diselenggarakan di Wina pada Nopember 1989. Topik yang yang sama didiskusikan juga pada Simposium Internasional IAEA tentang Keselamatan Reaktor Riset, Operasi dan Modifikasi yang diselenggarakan di Chalk River, Kanada pada Oktober 1989 [1]. Selain itu, Seminar IAEA untuk Asia-Pasifik tentang Penuaan, Dekomisioning dan/atau Pemolesan Reaktor Riset diselenggarakan di Bangkok, Thailand pada bulan Mei 1992. Tearkahir, Pertemuan Komite Teknis (Technical Committee Meeting, TCM) diselenggarakan di Wina pada bulan Nopember 1992 untuk mengevaluasi kertas kerja tentang penuaan reaktor riset. Kertas kerja ini disiapkan oleh staf IAEA dan inkorporasi: (1). Hasil-hasil Pertemuan Konsultan di Wina pada Nopember 1988; (2). Hasil-hasil Simposium di Chalk River pada Oktober 1989 dan Seminar di Bangkok pada bulan Mei 1992; dan (3). Bahan relevan dari publikasi IAEA tentang penuaan reaktor daya [2], desain reaktor riset [3] dan pengoperasian reaktor riset [4]. TECDOC ini adalah hasil luaran dari TCM di atas dan didalamnya memuat beberapa rekomendasi, petunjuk dan informasi tentang manajemen dari penuaan reaktor riset. Oleh karena terkait dalam hal tujuannya, maka TECDOC ini harus digunakan bersamaan dengan publikasi IAEA terkait dengan keselamatan reaktor riset. Daftar publikasi tersebut diberikan di bagian akhir dari dokumen ini bersamaan dengan suatu rangkuman beberapa publikasi anjuran tentang keselamatan reaktor riset. Secara khusus, TECDOC ini terkait 2

dengan Petujuk Keselamatan dalam Utilisasi dan Modifikasi dari Reaktor Riset, Seri Keselamatan IAEA No.35-G2 [5] dan sedang disiapkan sebuah dokumen tentang petunjuk evaluasi keselamatan pada riset reaktor. 1.2 TUJUAN Tujuan dari publikasi ini adalah untuk: - Menyatakan problem penuaan dan menjelaskan hubungannya dengan keselamatan reaktor riset; - Mengevaluasi mekanisme penuaan untuk memahami perilaku dan pengaruhnya pada komponen dan sistem reaktor; - Menyediakan suatu panduan untuk membantu operator reaktor riset dalam mendeteksi dan mengkaji efek penuaan; - Menyediakan informasi yang dapat digunakan untuk mengevaluasi keselamatan perpanjangan masa operasi dari reaktor riset yang menua; - Merekomendasikan tindakan pencegahan dan koreksi untuk memitigasi efek penuaan; dan - Memberikan bimbingan pada proses pengambilan keputusan untuk suatu proyek perbaikan, pemolesan dan/atau penggantian sebuah reaktor riset. 1.3 LINGKUP DAN BENTUK Dengan beberapa pengecualian yang dijelaskan berikut ini, publikasi ini dapat diaplikasikan pada sebarang tipe reaktor riset. Disamping itu, sebagai perluasan, dokumen ini juga cocok dan dapat diterapkan pada perangkat subkritis maupun perangkat kritis (selanjutnya kedua perangkat ini dimasukkan sebagai reaktor riset). Petunjuk yang diberikan dalam publikasi ini dapat diaplikasikan kepada reaktor riset dengan krakteristika tipikal dan potensial bahaya terhadap penduduk yang terbatas. Untuk menerapkan topik yang ada pada reaktor yang berdaya beberapa puluh megawatt, reaktor riset berspektrun neutron cepat atau reaktor daya prototipe kecil, dan lain sebagainya, publikasi IAEA serupa yang telah disiapkan untuk reaktor daya mungkin lebih sesuai dalam sejumlah aspek (lihat Pustaka). Dalam hal ini tidak ada spesifikasi transformasi antar petunjuk. 3

Mungkin ada beberapa tipe reaktor riset (termasuk di dalamnya perangkat kritis) yang mana publikasi ini tidak cocok untuk diterapkan padanya. Salah satu contoh diantaranya adalah untuk sistem pendingin teras pada sebuah reaktor daya rendah atau perangkat kritis. Oleh karena pada reaktor daya rendah, mungkin tidak tersedia sistem yang khusus didedikasikan untuk pendinginan teras. Sebuah problem penuaan dengan berbagai bentuk manifestasi yang jelas (misalnya, kebocoran pada pipa pendingin primer yang berkarat) akan memunculkan suatu tanggapan perawatan korektif dari organisasi pengoperasi. Walaupun demikian, publikasi ini juga memperhatikan terhadap problem degradasi penuaan yang tidak begitu jelas. Dalam pembahasan didiskusikan tidak hanya pengkajian terhadap degradasi yang terjadi melalui penuaan tetapi didiskusikan juga tentang pengaruhnya terhadap keselamatan dan tindakan yang harus dilakukan. Sebagai tambahan, publikasi ini mendiskusikan pula peran pengamatan dan perawatan pencegahan dalam mendeteksi dan menghambat degradasi dari komponen dan material serta meminimasi sejumlah manifestasinya yang tampak jelas. Sumber daya manusia adalah suatu aspek yang penting dalam operasi dan utilisasi fasilitas reaktor secara aman. Oleh karena itu penuaan dari staf pengoperasi pada instalasi reaktor juga harus dipertimbangkan. Walaupun demikian, oleh karena hal ini merupakan problem khusus yang alami, maka hal tersebut di luar jangkauan dari lingkup publikasi ini. TECDOC ini disusun dengan struktur sebagai berikut: Bagian 2 berisi definisi dari problem penuaan secara luas dan umum serta memperkenalkan metodologi manajemen penuaan. Bagian 3 menjelaskan tentang implikasi penuaan terhadap keselematan reaktor riset, mengenalkan kondisi, mekanisme dan efek penuaan serta kecenderungan atau tren litbang penuaan pada saat ini dan masa yang akan datang. Komentar pendek tentang pengamatan dan pengujian paska operasi/pelayanan juga dimasukkan dalam bagian ini, karena terdapat kemungkinan adanya penghentian reaktor yang menua. Bagian 4 memberikan saran tentang cara deteksi problem penuaan, pengumpulan data, perekaman, evaluasi dan pengkajiannya. Bagian 5 memberikan bahasan mengenai metodologi dan petunjuk untuk mencegah dan memitigasi 4

konsekuensi dari penuaan. Bagian 6 memberikan petunjuk untuk pengkajian terhadap kondisi-kondisi untuk perpanjangan masa operasi dari reaktor riset yang ada. 2 DEFINISI DARI PENUAAN DAN MANAJEMEN PENUAAN 2.1 DEFINISI DARI PENUAAN Penuaan didefinisikan sebagai proses umum yang mana karakteristika dari komponen, sistem dan struktur secara bertahap berubah dengan waktu atau masa penggunaan. Proses ini sering kali menimbulkan adanya degradasi material dalam kondisi operasi normal 1. Dalam proses ini termasuk didalamnya kondisi normal dan transien dalam mana komponen, sistem dan struktur dibutuhkan untuk operasi. Kondisi kecelakaan terpostulasi dan paska kecelakaan dikecualikan dalam hal ini [2] dan harus dievaluasi berdasarkan kasus per kasus terhadap efeknya pada utilisasi dan keselamatan reaktor. 1 Kondisi operasi normal meliputi semua kondisi operasi reaktor riset termasuk semua kondisi lingkungan yang melingkupinya. Kondisi lingkungan dapat saja terkait dengan kebutuhan dari suatu percobaan (yang dapat berubah dari kondisi normal aslinya), hingga pada jadual operasi yang berbeda dengan siklus umum dan lain sebagainya Dalam fasilitas reaktor riset, pengaruh dari degradasi tersebut di atas bisa menimbulkan penurunan atau ketidakmampuan dari komponen, sistem dan struktur untuk berfungsi sesuai kriteria kelayakan. Keselamatan dan utilisasi fasilitas menjadi dapat terganggu kecuali jika dilakukan tindakan pencegahan dan tindakan koreksi padanya. 2.1.1 Kondisi operasi/pelayanan Kondisi operasi mempunyai sumbangan terhadap aksi penuaan melalui proses fisik dan kimia yang berpengaruh pada sifat material dan kemampuan fungsi. Kondisi tersebut adalah: - Tegangan dan/atau regangan; - Temperatur; 5

- Faktor lingkungan seperti radiasi, kelembaban yang tinggi atau adanya gas atau cairan dengan ktivitas kimia (sebelum dan dalam kondisi operasi); - Kelelahan operasi dan korosi, termasuk perubahan dalam dimensi dan/atau posisi relatif dari suatu bagian dalam sebuah perangkat; - Pengujian yang berlebihan; - Desain yang tak sesuai/mencukupi, kesalahan pemasangan dan perawatan. Sebagai tambahan dari kondisi operasi di atas, terdapat beberapa kondisi tak terkait dengan proses fisika dan kimia yang dapat menimbulkan kekedaluarsaan (obsolesence) yang berpengaruh pada keselamatan reaktor. Kondisi tersebut adalah: - Perubahan teknologi; - Perubahan syarat keselamatan; - Kekedaluarsaan dokumen; - Ketidaksesuaian/ketidakcukupan desain; - Kesalahan perawatan dan pengujian. Kondisi operasional non fisik dan kimia tersebut di atas juga dibahas dalam dokumen ini. Diskusi lebih lanjut tentang kondisi operasi untuk penuaan dapat ditemukan dalam Bagian 3.2. 2.1.2 Degradasi material Pengaruh utama dari penuaan adalah degradasi material. Degradasi tersebut dianataranya: - Perubahan dalam sifat fisik (misalnya konduktivitas listrik); - Perapuhan/penggetasan iradiasi; - Perapuhan/penggetasan termal; - Creep; 6

- Fatik; - Korosi, termasuk korosi-erosi dan korosi yang menimbulkan retak; - Keausan (miaslnya fretting) dan keausan yang menimbulkan keretakan (misalnya fretting fatigue). Berbagai pengaruh dari penuaan didiskusikan pada Bagian 3.3. 2.2 MANAJEMEN PENUAAN Kebolehjadian sebuah komponen, sistem atau struktur mengalami kegagalan yang disebabkan oleh degradasi penuaan biasanya akan meningkat bersamaan dengan lamanya (waktu) sistem terkena kondisi operasi, kecuali jika dilakukan tindakan perlawanan-pencegahan padanya. Tujuan dari manajemen penuaan adalah untuk menentukan dan menerapkan tindakan perlawananpencegahan tersebut. Dalam manajemen penuaan termasuk didalamnya adalah aktivitas seperti proteksi, perbaikan, pemolesan dan penggantian yang mirip dengan aktivitas lain dalam fasilitas reaktor selama perawatan dan pengujian rutin atau dalam aktivitas terkait dengan proyek modifikasi. Akan tetapi tetap perlu dilakukan pembedaan di anatara dua aktivitas berbeda yang serupa tersebut, karena dalam manajemen penuaan membutuhkan penggunaan metodologi untuk mendeteksi dan mengevaluasi kekuarangan/kelemahan yang dihasilkan oleh kondisi operasi dan menindaklanjuti dengan tindakan perlawanan untuk mencegah dan memitigasi kekurangan/kelemahan. Salah satu pendekatan terhadap metodologi ini adalah penetapan bahwa sistem reaktor dan komponen dapat melakukan fungsi keselamatannya selama operasi dan dalam kondisi lingkungan operasi. Hal ini dapat dicapai dengan melakukan pemilihan secara tepat terhadap sistem dan komponen yang menjadi subyek dari aktivitas pengamatan-pengawasan dan memasukkannya dalam sebuah program deteksi penuaan jangka panjang, melalui pengumpulan data dan evaluasi terhadap efek potensial dari penuaan. Kegiatan ini akan disertai dengan tindakan perlawanan untuk pencegahan dan mitigasi terhadap efek penuaan dalam rangka meyakinkan akan tercukupinya suatu tingkat keselamatan dalam fasilitas reaktor. 7

Pengelolaan penuaan membutuhkan pemahaman tentang bagaimana penuaan akan mempengaruhi komponen dan material yang digunakan untuk mencapai kondisi keselamatan menyeluruh dari suatu reaktor. Topik ini dibicarakan secara detail dalam Bagian 3 hingga kcenderungan umum dari litbang penuaan pada saat ini dan masa mendatang. Manajemen penuaan dan aktivitas terkait dibahas dalam bagian 4 dan 5. 3 PENUAAN DAN KESELAMATAN REAKTOR RISET 3.1 PERSYARATAN UMUM KESELAMATAN DAN PENUAAN Tujuan umum keselamatan dari sebuah reaktor riset adalah melindungi individu, masyarakat dan lingkungan dengan menetapkan dan menjaga tindakan pengamanan efektif terhadap bahaya radiologis. Untuk mencapai tujuan ini, sejumlah prinsip dan persyaratan keselamatan diterapkan pada tahapan desain dan sejalan dengan itu dilakukan tindakan tambahan selama operasi reaktor. Prinsip dan tindakan dimaksud adalah, inter alia, pertahanan berlapis, keandalan, analisis keselamatan, jaminan kualitas dan supervisi peraturan termasuk di dalamnya evaluasi dan pengkajian terhadap dokumen keselamatan relevan yang disiapkan oleh organisasi pengoperasi [3,4]. Oleh karena penuaan, mungkin akan terjadi kesetimbangan kompromi terhadap pemenuhan persyaratan dan prinsip keselamatan tersebut di atas. Contoh yang menyertai berbagai bidang terkait keselamatan berikut ini menjelaskan bagaimana penuaan dapat mengurangi tingkat pemenuhan terhadap prinsip dan persyaratan keselamatan. 3.1.1 Penuaan dan pertahanan mendalam Pertahanan menyeluruh biasanya dicapai dengan suatu sistem perlindungan berlapis. Integritas dari sistem perlindungan ini bisa menjadi tidak efektif oleh karena kegagalan pada satu atau lebih dari lapis sistem perlindungan. Proses penuaan bisa saja menimbulkan peningkatan terhadap probabilitas kegagalan dari komponen sistem perlindungan berlapis dan bahkan pada kegagalan 8

sistem perlindungan secara keseluruhan. Berikut ini adalah sebuah contoh tentang pengaruh penuaan terhadap pertahanan mendalam. Pembebasan produk fissi dari bahan bakar ke lingkungan dijaga oleh matrik bahan bakar, kelongsong bahan bakar, kolam reaktor dan bangunan reaktor (confinement: penyungkup). Keretakan pada beton dari bangunan penyungkup oleh karena kondisi lingkungan dalam jangka waktu yang lama akan dapat menurunkan kemampuannya untuk menyungkup pembebasan suatu radioaktif. 3.1.2 Penuaan dan keandalan Penuaan pada komponen sistem akan dapat meningkatkan kegagalan dari komponen tersebut dan menurunkan ketersediaan (availability) dari suatu reaktor. Pada kebanyakan contoh kasus, penggunaan prinsip redudansi dalam sistem terkait keselamatan akan dapat membantu ketahanan kemampuan keselamatan dari sistem tersebut. Walaupun demikian, meskipun pada sistem tersebut telah mengadopsi prinsip redudansi, tentu saja akan mengalami penuaan dan pada akhirnya mempengaruhi keandalan. Sebagai contoh adalah sistem instrumentasi reaktor nuklir yang didesain untuk mematikan suatu reaktor, mungkin sistem ini terdiri dari tiga kanal yang membutuhkan reaksi dari dua kanal secara bersamaan untuk dapat mematikan reaktor agar prasyarat keandalan 1 10-4 kegagalan per permintaan tercapai. Penuaan beberapa komponen akan menurunkan keandalan sistem menjadi 1 10-3 sehingga tidak memenuhi syarat keselamatan. 3.1.3 Penuaan dan dokumen terkait keselamatan Bersamaan dengan penuaan komponen dan material, beberapa dokumen terkait keselamatan dapat saja mengalami penuaan dalam arti ketinggalan masa berlaku atau kedaluarsa (obsolete). Reaktor riset biasanya sering mengalami modifikasi untuk menyesuaikan kondisi terhadap fasilitas eksperimen baru, dan bersamaan dengan itu perlu pula dilakukan pembaharuan (updating) terhadap dokumen terkait. Adalah suatu fakta yang nyata bahwa sehubungan dengan penuaan tersebut memerlukan perubahan pula dalam cara pengujian maupun perbaikan, dan hal ini adalah sangat 9

penting bagi program perawatan yang merupakan fundamental dari pengelolaan/majamen terhadap masalah penuaan. Kesalahan dalam perawatan terhadap suatu kondisi operasi yang berlainan akan mempercepat penuaan. Keselamatan operasi membutuhkan operator yang mempunyai pengetahuan terhadap yang telah mengalami modifikasi dan dokumen-dokumen terkait. Oleh karena itu diperlukan pelatihan dan penyegaran terhadap semua tingkatan personil yang bertanggungjawab agar menguasai bahwa pada kenyataannya sistem, program dan dokumennya sudah tak sesuai dan mungkin membutuhkan perubahan. 3.1.4 Penuaan dan perbaikan teknologi serta syarat keselamatan Sepanjang umur sebuah reaktor, perbaikan teknologi akan mungkin sekali terjadi bersamaan dengan introduksi teknik dan komponen baru. Hal ini akan menimbulkan kesulitan dalam mendapatkan suku cadang. Perbaikan dalam konsep keselamatan membutuhkan perubahan terhadap perangkat keras dan perangkat lunak yang mungkin akan mempengaruhi rutinitas operasi reaktor. Aktivitas perubahan untuk perbaikan disebut sebagai aktivitas backfitting (lebih lanjut lihat acuan [5]). 3.2 KONDISI OPERASI/PELAYANAN DAN PENUAAN Efek penuaan biasanya dibahas dalam terminologi efek-efek yang tak diinginkan atau kegagalan. Tetapi penyebab utama fenomena penuaan kebanyakan timbul dari kondisi operasi/pelayanan (kondisi operasi normal), yang mendukung aktuasi mekanisme penuaan tertentu dan menimbulkan efekefek yang tak diinginkan atau kegagalan. Secara singkat dapat diuraikan sebagai: KONDISI OPERASI/PELAYANAN + MEKANISME PENUAAU Menimbulkan EFEK YANG TAK DIINGINKAN ATAU KEGAGALAN 10

Pada sub bagian berikut ini akan dibicarakan tentang pembahasan umum mengenai tiga katagori besar dari kondisi operasi/pelayanan. 3.2.1 Kondisi operasi normal Tingkat radiasi, temperatur dan tekanan pada kondisi operasi normal akan mempengaruhi sifat fisik dari suatu material. Radiasi akan memberikan efek pada beberapa komponen baik yang berada di dalam maupun di luar teras reaktor. Beberapa material juga akan terkena efek radiasi dari material radioaktif yang bersirkulasi bersama dengan pendingin. Sementara itu, efek dari temperatur dan tekanan akan lebih menonjol pada reaktor pembangkit daya, sedangkan dalam reaktor riset akan muncul pada material seperti sekat (gasket). Perubahan berulang (cycling) dari temperatur dan tekeanan akan mempercepat proses kemerosotan (deterioration). Tabel 1 menampilkan rangkuman informasi dari mekanisme penuaan yang spesifik. Informasi tambahan dari tepik ini diberikan dalam daftar 12 kasus dalam Lampiran IV. Informasi lebih lanjut tentang mekanisme penuaan material yang dipakai dalam pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN), tetapi dapat juga diterapkan pada material yang dipakai dalam reaktor riset dapat ditemukan dalam acuan [2]. 3.2.2 Kondisi kejadian operasional terantisipasi Kejadian operasional terantisipasi berikut (yaitu, kebakaran kebanjiran, ekskursi daya atau kepanasan/lewat-panas) akan mempercepat efek penuaan. Adalah dianjurkan untuk menyelidiki dan melakukan tindakan korektif untuk menghentikan pemercepatan penuaan. Tabel II merangkum informasi kondisikondisi tersebut dan mekanisme penuaan yang menginduksinya. TABEL I. EFEK PENUAAN PADA BEBERAPA KONDISI OPERASI/PELAYANAN Kondisi Mekanisme penuaan Konsekuensi/kegagalan Radiasi Perubahan sifat - dekomposisi kimia - perubahan kekuatan - perubahan duktilitas - perubahan warna - swelling - perubahan resistivitas - derjat bakar Temperatur Perubahan sifat - perubahan kekuatan - perubahan resistivitas 11

- perubahan duktilitas - perubahan warna Tekanan Creep - perubahan bentuk (mis. patah, runtuh) Perubahan berulang temperatur, aliran dan/atau beban, vibrasi karena aliran Gerakan - pergeseran - perubahan posisi dan kedudukan letak - sambungan kendur - patah, runtuh Fatik - perubahan bentuk Kelelahan - kemerosotan permukaan (deterioration of surface) Aliran Erosi - perubahan kekuatan Kimia cair Korosi/sel galvanis - pembebasan material radioaktif - perubahan kekuatan - perubahan posisi partikel - hubung singkat - kebocoran TABEL II. EFEK PENUAAN UNTUK KEJADIAN OPERASIONAL TERANTISIPASI Kondisi Mekanisme penuaan Konsekuensi/kegagalan Ekskursi daya Kerusakan termal dan - kemerosotan sistem mekanis - percepatan penuaan Banjir Deposisi dan kontaminasi - korosi kimia Kebakaran Panas, asap, gas reaktif - penurunan kekuatan - korosi TABEL III. EFEK PENUAAN UNTUK BEBERAPA LINGKUNGAN KONDISI OPEARSI/PELAYANAN Kondisi Mekanisme penuaan Konsekuensi/kegagalan Kelembaban, salinitas Korosi/ sel galvanis - kebocoran - pembebasan material radioaktif - penurunan kekuatan - deposisi partikel - hubung singkat Agen kimia Reaksi kimia - produk kimia tak diinginkan - kemerosotan struktur Angin, debu, pasir Erosi dan deposisi - perubahan kekuatan - kemerosotan permukaaan - kegagalan fungsi komponen 12

3.2.3 Kondisi lingkungan Kondisi lingkungan yang dimaksud di sini, termasuk didalamnya adalah kondisi iklim seperti kelembaban, kebekuan dan angin, dan kondisi lokasi seperti salinitas, pasir, debu dan agen kimia. Efek dari kondisi ini secara umum adalah korosi, erosi atau reaksi kimia tak dikehendaki terhadap perlengkapan yang terpapar oleh lingkungan tersebut. Tabel III merangkum informasi dari kondisi dan mekanisme penuaan tersebut. 3.3 KONDISI FISIK ATAU MEKANISME DAN EFEK PENUAAN Sub bagian berikut ini akan membahas mengenai efek umum dari penuaan (perubahan fisik), melalui beberapa mekanisme, yang mungkin diakibatkan oleh beberapa kondisi operasi/pelayanan tertentu terhadap material, komponen dan sistem dari suatu reaktor riset. Dalam pembahasannya dibicarakan pula sejumlah problema terkait penuaan yang muncul dari berbagai kondisi operasi/pelayanan, yang mana jika kondisi atau mekanisme ini muncul secara bersamaan maka proses penuaan dapat saja terjadi dengan lebih cepat. 3.3.1 Radiasi Secara umum pengaruh iradiasi neutron terhadap logam adalah peningkatan yield dan ultimate strength yang menurunkan kekuatannya. Gas helium dan gas produk fissi dalam matrik logam akan menimbulkan beberapa sifat material dan juga swelling. Swelling adalah suatu hal yang serius dalam berbagai peralatan pengendali reaktor yang terbuat dari senyawa boron. Iradiasi neutron cepat pada grafit akan menimbulkan pergeseran pada kisi-kisi atomnya yang akan menimbulkan pertumbuhan/pengembangan grafit dan distorsi. Efek Wigner pada grafit juga menimbulkan problem pada beberapa reaktor riset berdaya tinggi. Untuk reaktor seperti ini, penggetasan komponen dari berilium juga perlu diperhatikan. Beton secara tradisional sering dipakai sebagai material perisai radiasi. Walaupun demikian kerusakan berat pada beton dalam berbagai kondisi 13

operasi/pelayanan raktor riset tidak perlu dirisaukan karena biasanya beton berada dalam medan radiasi tinggi. Perangkat listrik dan elektronik (misalnya kabel coaxial dan kabel lainnya) biasanya diletakkan pada daerah radiasi rendah yang mana tidak mungkin lagi diperlukan suatu tindakan tertentu termasuk pengamatan dan pembaharuan komponen. Semua material dari bahan organik dan gelas sangat sensitif terhadap radiasi, oleh karena itu secara selektif harus dipantai terus selama dalam penggunaan. 3.3.2 Temperatur Perhatian khusus harus selalu dicurahkan terhadap pendinginan dari beberapa fasilitas percobaan dan struktur reaktor seperti kolom termal, perisai beton dan kabel listrik serta kabel instrumentasi yang berada pada daerah yang panas tanpa ventilasi yang memadai. Temperatur di atas 60 o C dapat menyebabkan degradasi beton karena dehidrasi yang menyebabkan kerusakan integritas dan efektivitas perisai neutron. Peningkatan temperatur pada beberapa bahan polimer akan menghasilkan pengerasan atau penurunan kekuatan tarik (tensile strength) dan elastisitas, walaupun temperatur yang dimaksud dalam rentang operasional reaktor riset. 3.3.3 Tekanan Reaktor riset beroperasi pada tenan yang jauh berada di bawah tekanan reaktor daya. Oleh karena itu, kalau hanya tekakan, tidak akan memberikan tekanan yang berarti terhadap komponen dalam reaktor-reaktor riset. Lokasi dengan tekanan yang cukup tinggi perlu diperhatikan secara terpisah. Tindakan khusus perlu dilakukan dengan perangkat uji yang diperasikan pada temperatur dan tekanan tinggi. 3.3.4 Vibrasi dan perulangan (cycling). Vibrasi dan perulangan perubahan tekanan, aliran atau temperatur akan meningkatkan tekanan beban yang dapat menyebabkan keretakan pada material dan pada umumnya menimbulkan patah/kerusakan fatik. Vibrasi dapat menyebabkan degradasi pada komponen elektronik dan instrumentasi. Vibrasi 14