PRINSIP-PRINSIP DASAR MANAJEMEN KECELAKAAN REAKTOR DAYA.

Presiding Presentasi Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir-V,. ISSN No.: 1410-0533 Serpong. 28 Juni 2000 * ID0200244 PRINSIP-PRINSIP DASAR MANAJEMEN KECELAKAAN REAKTOR DAYA Oleh : Aliq, Suharno, Anhar R.A., Hendro Tj., Julwan H:P., Andi S., Edy K. ABSTRAK PRINSIP-PRINSIP DASAR MANAJEMEN KECELAKAAN REAKTOR DAYA. Telah dilakukan tinjauan mengenai manajemen kecelakaan pada reaktor daya. Tujuannya adalah untuk memahami prinsip-prinsip dasar manajemen kecelakaan pada reaktor daya pada umumnya. Berdasarkan tinjauan yang dilakukan, dapat dipahami bahwa manajemen keceiakaan pada dasarnya adalah suatu tindakantindakan yang dilakukan oleh staf operator dan technical support group untuk mencegah pelelehan teras, mempertahankan bejana jika teras meleleh (in-vessel management), mempertahankan containment sejauh mungkin (containment management) dan meminimalkan pelepasan material radioaktif ke lingkungan (release management). Tindakan-tindakan tersebut diambil dengan mengacu pada accident management procedures dan guidances yang telah dibuat. Mengingat bahwa segala macam skenario dapat terjadi pada kecelakaan, maka pengembangan procedures dan guidances lebih ianjut tidak hanya mempertimbangkan skenario kecelakaan tertentu seperti kehilangan daya listrik atau LOCA, tetapi juga didasarkan pada analisis keadaan yang berkembang selama kecelakaan (state-oriented). ABSTRACT BASIC PRINCIPLES OF ACCIDENT MANAGEMENT FOR NUCLEAR POWER PLANT. A Review of accident management for nuclear power plant was done. The objectives are to understand the basic principles of accident management for nuclear power plant. Based on our assessment, the basic principles of accident management are summarized as follows. Accident management are the action taken by plant operating and technical staff, to prevent core damage, to retain core within the reactor vessel, to maintain containment integrity as long as possible, and to minimize the effect of releases of radioactive material to the environment. These actions must refer to the procedures and guidances have been developed. Because the progression of the accident is difficult to be predicted, development of the procedures and rjuidances are no longer based on the accident sequences such as station blackout or LOCA (event-oriented) but it's based on the progression of the plant states during accident (state-oriented). 174

Presiding Presentasi Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir-V Serpong. 28 Juni 2000 ISSN No.: 1410-0533 P2TKN-BATAN PENDAHULUAN Keselamatan pada tahap pengoperasian PLTN merupakan tanggung jawab utama pemilik PLTN tersebut. Para pemilik PLTN di berbagai, negara telah mengembangkan prosedur operasi darurat (emergency operating procedures) atau EOP yang dipersiapkan untuk mengatasi permasalahan operasi termasuk kecelakaan. Dalam mengatasi kecelakaan, EOP tersebut dibuat dengan mengacu pada sekuensi kecelakaan yang mungkin terjadi khususnya kecelakaan dasar disain (DBA) seperti station blackout, kecelakaan kehilangan pendingin (LOCA) dan lain-lain. Pada kenyataannya, seperti yang terjadi pada kecelakaan TMI-2 dan Chernobyl, kecelakaan berkembang tidak harus mengikuti skenario kecelakaan yang telah dirumuskan dan perkembangan kecelakaan sulit diprediksi. Hal ini menyadarkan semua pihak tidak hanya para pemilik (uti'ity) tetapi juga badan pengawas (regulathory body) untuk melihat kembali pendekatan-pendekatan yang telah mendasari pengembangan EOP dan berusaha merumuskan kembali prosedures dan guidances berdasarkan pendekatan-pendekatan yang baru. Pendekatan baru ini secara umum dirumuskan dalam konteks manajemen kecelakaan dimana pengembangannya pertama-tama melihat kembali tujuan keselamatan (safety objective). TUJUAN KESELAMATAN Manajemen kecelakaan merupakan lapis terakhir dari prinsip pertahanan berlapis setelah cperasi normai (lapis pertama) dan pengendalian kecelakaan dasar disain (lapis kedua). Apabila lapis pertama dan kedua gagal, manajemen kecelakaan dipersiapkan untuk memberikan lapis proteksi terakhir untuk meminimalkan dan mengakhiri pelepasan material radioaktif ke lingkungan. Oleh karena itu, pengembangan manajemen kecelakaan perlu mengacu pada tujuan keselamatan yaitu mencegah kerusakan teras, mencegah gagalnya bejana dan pipa-pipa sistem pendingin reaktor, mencegah kegagalan pengungkung, dan mengatasi pelepasan produk fisi. Selain tujuan keselamatan, manajemen kecelakaan juga perlu mempertimbangkan hasil-hasil penelitian kecelakaan parah dan pengalaman kecelakaan terutama kecelakaan TMI-2 dan Chernobyl. 175

Presiding Presentasi Ilmiah Teknolog Keselematan Nukllr-V,, Serpong, 28 Juni 2000 ISSN No.: U10-0b33 P2TKN-BATAN PRINSIP DASAR MANAJEMEN KECELAKAAN Manajemen kecelakaan pada dasarnya adalah suatu tindakan-tindakan yang dilakukan oleh staf operator dan technical support group untuk mencegah pelelehan teras, mempertahankan bejana jika teras meleleh (in-vessel management), mempertahankan containment sejauh mungkin (containment management) dan meminimalkan pelepasan material radioaktif ke lingkungan (release management). Tindakan-tindakan tersebut diambil dengan mengacu pada accident management procedures (AMP) dan guidances (AMG) yang telah dikembangkan. AMP adalah instruksi-instruksi yang dibuat oleh utiliy untuk digunakan staf PLTN dalam meresponse secara tepat pada awal kecelakaan parah yaitu 1 jam mulai terjaai kecelakaan. Sedangkan AMG adalah informasi-informasi managemen plus program perhitungannya untuk digunakan staf operator dalam mendiagnosa status PLTN, memprediksi kondisi yang akan datang dan memilih tindakan yang tepat dari pilihan-pilihan yang ada. Tindakan yang diambil ini bersifat jangka panjang (1 jam setelah kecelakaan dan seterusnya) untuk melengkapi tindakan yang diambil lebih awal berdasarkan AMP seperti dilukiskan pada diagram di bawah ini : t=0 t=l jam Gambar 1 Implementasi AMP dan AMG AMP pada dasarnya dapat dianggap sebagai perluasan dari EOP untuk mengurusi kecelakaan parah. Tambahan-tambahan yang diberikan berkaitan dengan instruksi-instruksi yang dibutuhkan jika pelelehan teras, kegagalan vessel dan containment telah terjadi sehingga AMP ini dibutuhkan jika EOP tidak sukses. Kedudukan EOP, AMP, dan AMG dapat dijelaskan dengan menggunakan struktur prosedur di bawah ini. 176

Prosiding Presentasi Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir-V" ISSN No.: 1410-0533 Serpong. 28 Juni 2000 P2TKN-BATAN 4. EOP Eventoriented Non-event oriented EXTENDED EOP 3. AM G Technical support crisis team Gambar 2. Struktur Prosedur dan Guidance Pengembangan prosedur dan guidance di atas dilakukan dengan memanfaatkan data dan infcnnasi dari: Skenario Kecelakaan Hasil PSA level-1, 2 dan 3 Penelitian Kecelakaan Pengalaman operasi dan kecelakaan Prosedur yang sudah ada Kemampuan sistem keselamatan Data dan informasi untuk setiap aspek diatas dapat dijelaskan secara ringkas sebagai berikut: 177

Prosiding Presentasi Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir-V :. Serpong, 28 Juni 2000 i ISSN No.: 1410-0533 P2TKN-BATAN SKENARIO KECELAKAAN Kecelakaan diawali dengan kejadian listrik padam, yang diikuti dengan rekator trip, pembuangan panas peluruhan melalui kolam IRWST oleh sistem pemindah panas peluruhan (PRHR) yang kemudian diiukii oleh mekanisme "feed and bleed" yang melibatkan sistem penurunan tekanan (ADS), dan sistem pengantian pendingin yang hilang dari CMT melalui Accumulator. Fase ini merupakan fase yang rawan yang dapat berkembang menjadi kecelakaan parah bila penerapan manajemen kecelakaan pada tingkat bejana (in-vessef) ini mengalami kegagalan seperti terjadi pada TMI-2. Kecelakaan dapat diikuti dengan terjadinya LOCA melalui katup PORV (power operated relief valve) pada pressurizer atau melalui pump seal akibat terjadi fluktuasi temperatur dan tekanan selama fasa feed and bleed yang disertai gagalnya ADS. Kejadian-kejadian yang mungkin berkembang didalam bejana adalah naiknya temperatur kelongsong yang cukup menimbulkan oksidasi eksotermal yang dapat merapuhkan kelongsong, thermal sock akibat injeksi pendingin yang tak terkontrol serta pembangkitan sejumlah gas hidrogen yang merupakan potensi bahaya selanjutnya. Jika kejadian berkembang sedemikian rupa sampai teias meleleh, maka manamejen kecelakaan harus diarahkan untuk mempertahankan integritas bejana. Gagalnya bejana reaktor menyebabkan lapisan terakhir yaitu pengungkung menjadi pusat perhatian. Hal yang dapat menyebabkan stuktur pengungung gagal yaitu tekanan dan temperatur berlebih akibat penambahan energi dari bejana dalam bentuk uap dan missil yang dibangkitkan dari ledakan uap dan terbakarnya gas hidrogen yang terakumulasi di dalam pengunkung. Tingginya konsentrasi gas hidregen dapat dikurangi dengan operasionalnya spray systerr, dan fan coolers. PSA Hasil studi PSA dan studi deterministik untuk dasar disain LWR menunjukkan bahwa kecelakaan pada LWR tidak akan disertai kenaikan daya yang besar karena dengan berbagai sebab, reaksi fisi akan berhenti. Tetapi perhatian yang besar perlu diarahkan pada pemindahan panas jangka panjang setelah fisi berhenti. 178

ProsltMng Presentasi Ilmiah Teknologi Keselamatan Nukllr-Vr ISSN No.: 1410-0533 Serpong, 2B Juni 2000 P2TKN-BATAN PENELITIAN KECELAKAAN PARAH Hasil-hasil penelitian yang dapat menunjang pengembangan manajemen kecelakan dapat dijelaskan secara ringkas sebagai berikut: Hasil-hasil perhitungan pendinginan teras darurat memperkirakan bahwa satu kali temperatur bahan bakar melebihi 150C K, maka reaksi eksotermik akan menjadi sangat cepat sehingga pendinginan yang memadai tidak dapat dilakukan dan kerusakan teras akan terjadi. Studi keselamatan WASH-1400 menunjukkan bahwa bermacam-macam model kegagalan pengungkung adalah mungkin dan akan menghasilkan bermacammacam model pelepasan radioaktif ke lingkungan. Dalam studi ini, kegagalam pengungkung diasumsikan tak terhindarkan apabila teras meleleh. PENGALAMAN KECELAKAAN Beberapa pengalaman penting dapat dijadikan pegangan dalam menentukan prosedur operasi untuk mengatasi kecelakaan. Pengalaman yang dapat diambil dari kejadian kecelakaan yaitu : Kecelakaan TMI-2 memberikan pengalaman bahwa lelehnya teras reaktor tidak harus menyebabkan bejana reaktor meleleh. Kecelakaan bisa saja terjadi pada daya rendah dissmping pada daya tinggi (kejadian Chernobyl). Banyak kemungkinan yang dapat terjadi pada setiap kecelakaan yang tidak diperhitungkan sebelumnya oleh skenario kecelakaan yang telah dibuat. PROSEDUR YANG ADA Prosedur yang sudah dibuat terangkum dalam Emergency Operating Procedures (EOP) yang dirancang untuk mengatasi kecelakaan di dalam kategori DBA (design basis accident). Pengalaman kecelakaan TMI-2 dan Chernobyl menuntut utility merumuskan kembali program manajemen kecelakaan termasuk prosedur operasi darurat yang sudah ada dan mengembangkannya untuk mengatasi kecelakaan diluar dasar disain (beyond DBA) Pengembangan program manajemen kecelakaan parah pada dasarnya adalah pengembangan strategistrategi, prosedur dan petunjuk (guidances) untuk mencegah dan mengatasi kecelakaan parafi yang mungkin terjadi. Prosedur dibuat untuk memberikan petunjuk pada staf operator dalam mengakhiri laju perkembangan kecelakaan dan mengatasi konsekuensinya sedangkan guidances akan digunakan crisis team atau technical support group (TSG) dalam mengarahkan dan membantu operasi-operasi 179

Prosiding Presentasi llmlan Teknologi Keselamatan Nukllr-V Serpong, 28 Juni 2000 ISSN No : Mrcuvl i P2TKN-8ATAN di dalam dan diluar ruang kendali selama kecelakaan. Berdasarkan pengalaman kecelakaan TMI-2, adalah mungkin menyusun prosedur rinci untuk mengendalikan dan menghentikan laju pelelehan teras di dalam bejana reaktor. Jika kejadiannya lebih parah dari itu, hanya guidance saja yang dapat disusun karena status parameter reaktor tidak tentu dan jalannya kecelakaan suiit diprediksi. Hal ini yang memberikan arah baru pada pengembangan manajemen kecelakaan bahwa pengembangan prosedur kecelakaan dan guidance tidak lagi hanya berdasarkan sekuensi kecelakaan (event-oriented), tetapi harus berdasarkan analisis keadaan (state) yang berkembang selama kecelakaan (state-oriented). KEMAMPUAN SISTEM KESELAMATAN Berdasarkan tujuan keselamatan, manajemen kecelakaan dapat diarahkan pada lapis pertama yaitu vessei, kemudian containment, dan terakhir pelepasan material radioaktif. Sistem, komponen atau tindakan yang diperlukan dalam mengatasi perkembangan kecelakaan di dalam vessel meliputi: Sistem pemindah panas utama Sistem injeksi tekanan tinggi Sistem injeksi normal menggunaan accumulator Sistem air umpan konvensional Pompa sistem pemadam kebakaran Pembanjiran reactor cavity Sistem, komponen atau tindakan yang diperlukan dalam mengatasi perkembangan kecelakaan di dalam containment meliputi tindakan untuk mengatasi overpressure, overtemperature dan missiles akibat dari DCH (direct containment heating), DCG (detonation of combustible gas), dan steam explosion. Untuk itu disediakan : Filter venting Flooding reactor cavity Recombiners dan igniters Spray system Fan coolers ISO

Prosldlng Presentasi Ilmiah Teknologi Keselamatan Nukllr-V. Serpong, 28 Juni 2000 ISSN No.: U10-0S33 P2TKN-BATAN Sistem, komponen atau tindakan yang diperlukan dalam mengatasi pelepasan material radioaktif dari containment melibatkan : PORV dan SRV Sistem Isolasi Containment spray system Chemical additives Filter venting Flooding system Penggunaan spray system, chemical additives dan filter dalam 5 hari pertama kecelakaan diperkirakan dapat menurunkan konsentrasi produk fisi dalam aerosol sampai 4-5 kali konsentrasi semula. KESIMPULAN Berdasarkan tinjauan yang dilakukan, dapat dipahami bahwa manajemen kecelakaan pada dasarnya adalah suatu tindakan-tindakan yang dilakukan oleh staf operator dan technical support group untuk mencegah pelelehan teras, mempertahankan bejana jika teras meleleh (in-vessel management), mempertahankan containment sejauh mungkin (containment management) dan meminimalkan pelepasan material radioaktif ke lingkungan (release management). Tindakan-tindakan yang diambil harus mengacu pada accident management procedures dan guidances yang telah dirumuskan. Mengingat bahwa segala macam skenario dapat terjadi pada kecelakaan, maka pengembangan procedures dan guidances tersebut tidak hanya berdasarkan pada skenario kecelakaan tertentu seperti kehilangan daya listrik atau LOCA, tetapi juga didasarkan pada analisis keadaan yang berkembang selama kecelakaan (state-oriented). DAFTAR PUSTAKA 1. Accident Management Programmes in Nuclear Power Plants, IAEA Technical Reports Series No. 368, IAEA, Vienna, 1994 2. Severe Accidents in Nuclear Power Plants, Proceeding of A Symposium, Sorrento, 21-25 March 1988. I81