Transcript Analisa Keselamatan Deterministik

Analisis Keselamatan
Deterministik
Yanuar Wahyu Wibowo
Direktorat Pengaturan Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir
Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN)
OUTLINE
• Pendahuluan
• Proses & Tahapan AKD
• Kriteria Penerimaan
• Contoh AKD: LOCA
08/04/2015
2
PENDAHULUAN
08/04/2015
3
UU 10/1997
Pasal 16 ayat (1)
Setiap kegiatan yg berkaitan dgn pemanfaatan tenaga nuklir wajib
memperhatikan keselamatan, keamanan, & ketenteraman,
kesehatan pekerja & anggota masyarakat, serta perlindungan thd
lingkungan hidup.
 Perlu dibuktikan dgn Analisis Keselamatan
08/04/2015
4
Deterministik vs Probabilistik
Deterministic: All data is known beforehand
Once you start the system, you know exactly what is going to happen.
Example. Predicting the amount of money in a bank account.
If you know the initial deposit, and the interest rate, then:
You can determine the amount in the account after one year.
Probabilistic: Element of chance is involved
You know the likelihood that something will happen, but you don’t know when it will
happen.
Example. Roll a die until it comes up ‘5’.
Know that in each roll, a ‘5’ will come up with probability 1/6.
Don’t know exactly when, but we can predict well.
08/04/2015
5
Sistem Keselamatan Reaktor Daya
Potensi bahaya utama dalam reaktor nuklir pembangkit daya
(reaktor daya) adalah kandungan zat radioaktif dan energi
panas dalam teras reaktor
Sistem Proteksi : sistem yg memantau pengoperasian IN &
otomatis menginisiasi tindakan utk mencegah terjadinya
kondisi tdk selamat apabila mendeteksi kejadian
abnormal.
Sistem keselamatan reaktor nuklir adalah suatu sistem
fundamental pada reaktor nuklir yang akan menjaga agar
reaktor tetap aman dalam berbagai kondisi operasi
08/04/2015
6
Kondisi operasi reaktor daya
Kondisi operasi normal
Kondisi yang sering dan normal terjadi pada operasi reaktor:
menghidupkan reaktor, penaikkan daya, pemadaman reaktor.
Kondisi operasional
Kondisi operasi yang menyimpang dari kondisi normal tetapi terkendali
dan dapat dikembalikan ke kondisi normal. Kondisi ini disebut Kondisi
Operasional Terantisipasi (Anticipated Operastional Occurrence,
AOO)
Kondisi kecelakaan
Kecelakaan dasar desain (design basis accident, DBA): kondisi kecalakaan
yang mungkin dan telah diperkirakan dalam desain akan terjadi selama
masa operasi reaktor
Kecelakaan melampaui dasar desain (beyond design basis acccident, BDBA)
 Kecelakaan parah (severe accident)
08/04/2015
7
Bentuk Sistem Keselamatan Reaktor
Daya
Penghalang Ganda (multiple barrier)
Sistem penghalang fisik ganda yang bertugas untuk
mengungkung zat radioaktif agar tidak keluar ke lingkungan
bebas: matriks bahan bakar, kelongsong bahan bakar,
pengungkung sistem pendingin, sungkup reaktor dan gedung
reaktor
Sistem Pertahanan Berlapis (defense in depth)
Suatu sistem berlapis yang akan mempertahankan keutuhan dari
penghalang fisik (penghalang ganda) dalam berbagai kondisi
operasi, dari kondisi normal hingga kecelakaan: pencegahan &
pengawasan, proteksi, seifgard
08/04/2015
8
Penghalang Ganda
Sistem penghalang fisik ganda yang bertugas untuk mengungkung zat
radioaktif agar tidak keluar ke lingkungan bebas
08/04/2015
9
Sistem Pertahanan Berlapis (1)
Suatu sistem berlapis yang akan mempertahankan
penghalang ganda dalam berbagai kondisi operasi
Tingkatan
pertahanan
berlapis
Kondisi
operasi
Operasi normal
Fitur
esensial
sistem
Desain
konservatif,
kualitas dalam
konstruksi dan
operasi
Tujuan
08/04/2015
Tingkat 1
Mencegah
operasi tak
normal dan
kegagalan
Tingkat 2
Tingkat 3
Tingkat 4
keutuhan
dari
Tingkat 5
Melampaui kecelakaan dasar desain
Kejadian
operasional
terantisipasi
Kecelakaan
dasar desain
Pengendalian,
sistem proteksi
dan pembatas &
fitur pengawasan
lain
Mengendalikan
operasi tak
normal, deteksi
kegagalan
Kecelakaan parah
Pasca
kecelakaan
parah
Sistem
keselamatan
teknis dan
prosedur
kecelakaan
Tindakan pelengkap,
manajemen
kecelakaan termasuk
proteksi thd
pengungkung
Tanggap
kedaruratan di
luar tapak
Mengendalikan
kecelakaan agar
tetap di bawah
level parah
postulasi dalam
dasar desain
Mengendalikan
kondisi yang parah,
menghambat
kecelakaan berlanjut,
mitigasi konsekuensi
kecelakaan parah,
proteksi pengungkung
Mitigasi
konsekuensi
radiologi
akibat
pembebasan
zat radioaktif
penting
10
Kejadian
(1/tahun reaktor)
-2
10 – 1
(diharapkan
sepanjang umur
instalasi)
-4
-2
10 – 10
(Kesempatan lebih
besar dar 1%
dalam umur
instalasi)
-4
-6
10 – 10
(kesempatan lebih
kecil dari 1% dalam
umur instalasi)
-6
< 10
(Sangat tidak
mungkin untuk
terjadi)
08/04/2015
Karakteristik
Kategori
Terminologi
Transien diantisipasi,
transien, kesalahan
sering, insiden dengan
frekuensi moderat,
kondisi abnormal
Insiden jarang,
kegagalan jarang,
kegagalan pembatas,
kondisi darurat
Diharapkan
Peristiwa
operasi
diantisipasi
Mungkin
DBA
Tidak
mungkin
BDBA
Faulted conditions
Sangat tidak
mungkin
Kecelakaan
parah
Faulted conditions
Kriteria Penerimaan
Tidak ada tambahan
kerusakan bahan
bakar
Tidak ada impak
radiology sama sekali
atau tidak ada impak
radiologi di luar area
eksklusi
Konsekuensi radiologi
di luar area eksklusi
dalam nilai batas
Tanggap kedaruratan
diperlukan
11
Katagori
Penjelasan
Frekuensi/reaktor
1
Kondisi yang selalu terjadi dalam operasi normal
Kegagalan yang diperkirakan akan terjadi selama umur
operasi reaktor: kejadian terantisipasi yang tidak begitu
sering dan membutuhkan respons keselamatan
Kegagalan yang diperkirakan tidak terjadi selama umur
operasi reaktor: kejadian terantisipasi yang jarang
terjadi dan membutuhkan respons keselamatan
Kejadian tak mungkin terjadi dan diharapkan tak akan
terjadi
dalam
industri
nuklir,
tetapi
tetap
dipertimbangkan dalam desain
Kejadian yang sangat tidak mungkin terjadi dan tidak
dipertimbangkan dalam desain
~10
2
3
4
5
08/04/2015
~1
~10
-2
~10
-4
~10
-6
12
Kejadian awal pemicu
Katagori
Penaikan daya reaktor menuju operasi daya penuh
1
Kehilangan catu daya eksternal, kehilangan suplai air umpan,
kehilangan fungsi pompa pendingin
2
LOCA kecil karena terbukanya katup
3
LOCA besar karena kebocoran pada saluran pipa uap utama
4
LOCA tanpa ECC: Transien dengan kehilangan fungsi catu daya
internal dan eksternal
5
08/04/2015
13
Sistem Pertahanan Berlapis (2)
Fitur keselamatan teknis (engineering safety feature)
SUNGKUP
CI:
PARR:
MENGAMBIL
RADIOAKTIVITAS
DARI RUANG
SUNGKUP DGN
SEMPROTAN
AIR & FILTER
MENJAGA PEMBEBASAN
RADIOAKTIF KE LINGKUNGAN
PENYERAP NEUTRON UTK
HENTIKAN PEMBANGKITAN PANAS
RT:
PANAS KE RUANG
SUNGKUP ATAU AIR
MENJAGA
PEMBEBASAN
RADIOAKTIF
DARI B. BAKAR
ALAT PENUKAR
KALOR
ECC:
AIR
DINGIN
DGN INJEKSI AIR
PAHR:
MENGAMBIL PANAS DARI RUANG SUNGKUP
UNTUK MENGENDALIKAN TEKANAN RUANG
AIR PANAS
08/04/2015
PANAS
DARI
RUANG
SUNGKUP
14
Tujuan Umum AKD
Evaluasi respon dari keseluruhan sistem reaktor nuklir
(terutama sistem keselamatan) terhadap kejadian
awal pemicu kecelakaan postulasi
Analisis keselamatan deterministik umumnya akan
membahas tentang aspek neutronik, termohidrolika,
struktur dan radiologi dengan menggunakan berbagai
alat komputasi (mis. kode komputer)
AKD ~ Analisis Kecelakaan (accident analysis)
08/04/2015
15
Aplikasi AKD
Desain reaktor: AKD harus dilakukan secara benar-benar
konservatif untuk mendapatkan rancangan reaktor yang
aman
Penyusunan LAK: LAK harus dapat membuktikan dan
mendemonstrasikan keamanan reaktor dalam menghadapi
AOO hingga DBA yang diperoleh dari AKD
Analisis AOO: Reaktor yang mengalami AOO harus
dilakukan AKD padanya
Penyusunan Juklak Kedaruratan: Memerlukan data akurat
saat kecelakaan
08/04/2015
16
PROSES DAN TAHAPAN
ANALISIS KESELAMATAN
DETERMINISTIK
≈ ANALISIS KECELAKAAN
08/04/2015
17
Desain IN &
Kondisi Awal
Asumsi Fungsi
Sistem Proteksi
Pemilihan Kejadian
Awal / Pemicu
AKD
Evaluasi Setiap
Urutan Kejadian
tidak
Memenuhi
Kriteria?
ya
Selesai
08/04/2015
18
Desain IN &
Kondisi Awal
Asumsi Fungsi
Sistem Proteksi
Pemilihan Kejadian
Awal / Pemicu
AKD
Evaluasi Setiap
Urutan Kejadian
tidak
Memenuhi
Kriteria?
ya
Selesai
08/04/2015
19
Desain IN &
Kondisi Awal
Asumsi Fungsi
Sistem Proteksi
Asumsi Fungsi:
• Sistem Shutdown
• Sistem Pendingin Darurat
• Sistem Isolasi
Pemilihan Kejadian
Awal / Pemicu
AKD
Evaluasi Setiap
Urutan Kejadian
tidak
Memenuhi
Kriteria?
ya
Selesai
08/04/2015
20
Kejadian Awal (Inititing Event,
IE) ..(1)
Kejadian Awal adalah kejadian yang tidak dikehendaki,
tetapi apabila terjadi akan menimbulkan kondisi yang
mengancam keselamatan reaktor nuklir
Kejadian Awal adalah aspek yang sangat penting dalam
AKD, dan merupakan titik awal (starting point) dari
AKD
Awal sejarah AKD, Kejadian Awal hanya terdiri dari
dua katagori:
Kondisi Transien daya
Kondisi LOCA
08/04/2015
21
Kejadian Awal (Inititing Event,
IE) ..(2)
Kejadian Awal harus ditentukan secara seksama
dengan mempertimbangkan:
Kegagalan peralatan (equipment failure)
Kesalahan operator (human errors)
Kejadian eksternal (natural or human induced)
Semua kejadian yang akan menyadi pemicu kepada
Kondisi Operasional Terantisipasi (AOO) dan
Kecelakaan harus dipertimbangkan sebagai Kejadian
Awal (IE)
08/04/2015
22
Kejadian Awal (Inititing Event,
IE) ..(3)
Kejadian Awal yang diperkirakan secara logis pasti
dapat terjadi (dengan postulasi) selama umur operasi
reaktor disebut sebagai Kejadian Awal Postulasi
(Postulated Initiating Event, PIE)
Kejadian Awal Postulasi diklasifikasikan berdasarkan
frekuensi kejadian, seperti diperlihatkan pada Tabel
berikut
08/04/2015
23
Kesiapan Sistem (System Availability)
Dalam AKD, respon sistem keselamatan dan
konsekuensi akan bergantung pada skenerio kejadian
(urutan kejadian)
Kesiapan Sistem akan sangat
penetapan urutan kejadian
berperan
dalam
Dalam AKD, kriteria kegagalan tunggal
diaplikasikan pada faktor kesiapan sistem
harus
Utk mendapatkan hasil yg konservatif, faktor Kesiapan
Sistem harus dapat memunculkan kondisi yang
memperparah keadaan
08/04/2015
24
Kondisi Awal (Initial Condition)
Sistem
Kondisi Awal Sistem: kondisi awal parameter sistem
pada saat mulai terjadi transien pada sistem reaktor.
Contoh: daya reaktor, distribusi
temperatur, laju alir pendingin dll.
daya,
tekanan,
Dalam Kondisi Awal Sistem juga dipertimbang kan
kondisi batas seperti parameter yang selalu
mengalami transien (panas peluruhan, proses
oksidasi... )
08/04/2015
25
Desain IN &
Kondisi Awal
Asumsi Fungsi
Sistem Proteksi
Pemilihan Kejadian
Awal / Pemicu
AKD
Evaluasi Setiap
Urutan Kejadian
tidak
Memenuhi
Kriteria?
ya
Selesai
08/04/2015
26
Metodologi AKD
Metodologi yang digunakan dalam AKD meliputi beberapa jenis
perhitungan
Perhitungan neutronik: simulasi proses fisis reaksi pembelahan dan
pembangkitan daya dalam teras reaktor
Perhitungan termohidrolika:
keseluruhan sistem reaktor
simulasi
perilaku
pendingin
dalam
Perhitungan struktur: simulasi perilaku struktur seluruh sistem reaktor
terhadap adanya berbagai beban dan tekanan
Perhitungan radiologi:
kenskuensinya
simulasi
transport
zat
radioaktif
hingga
Semua perhitungan dalam AKD dilakukan secara deterministik
(kejadian yang pasti terjadi dan tidak akan muncul
kemungkinan/probabilitas lain)
AKD Best Estimate  ada pertimbangan probabilistik
08/04/2015
27
COMPUTER CODES (1)
JENIS PROGRAM
Fisika Reaktor
Perilaku
[11]
Sistem
[12]
bahan
bakar
Termohidraulika
NAMA (NEGARA*)
KETERANGAN
WIMS, DYN3D, KIKO
(Hungaria), HEXTRAN
(Finlandia) dan
COCCINELLE (Prancis)
Program dapat mencakup
efek ruang, 1-3D dan model
termohidraulik
sederhana.
Beberapa
program
telah
digabung dengan program
termohidraulik untuk analisis
transient dan DBA
FRAPCON dan FRAPT-T6
(AS),
TRANSURANUS
(Jerman), ENIGMA (UK),
START-3
dan
RAPTA-5
(Rusia),
ELESIM
dan
ELOCA (Kanada)
Pada umumnya menguraikan
perilaku bahan bakar tunggal
RELAP5, TRAC-P/B dan
COBRA-TRAC (AS),
CATHARE (Prancis),
ATHLET (Jerman)
DINAMIKA (Rusia),
SMABRE dan APROS
(Finlandia), CATHENA dan
TUF (Kanada)
Program menguraikan
perilaku system reactor
meliputi hidrodinamik,
perpindahan panas, kinetika
reaktor, sistem kendali dan
sistem komponen lainnya
28
08/04/2015
28
COMPUTER CODES (2)
08/04/2015
Kontainmen
CONTEMPT dan CONTAIN
(AS), GOTHIC (Jerman),
JERICHO, RALOC dan
COCOSYS
Struktur
NASTRAN, ABAQUS, ANSYS,
SAP2000, COSMOS/M
Kecelakaan parah
(mekanistik) [13-15]
SCDAP/RELAP5,
CATHARE/ICARE (Prancis),
ATHLET-CD (Jerman),
RELAP5/SCDAPSIM, IMPACT
(Jepang),
Kecelakaan parah
(parametrik)
ESCADRE (Prancis), ESTER,
MAAP, MELCOR (AS),
THALES (Jepang)
IMPACT dikembangkan
untuk simulator instalasi
menggunakan RELAP
sebagai dasar perhitungan
termohidraulik
29
COMPUTER CODES (3)
Kopling computer codes: neutronik dan termohidraulik
Dalam analisis kecelakaan digunakan bermacam-macam computer
codes
Verifikasi: checking dg. Semua dokumentasi, programming
Validasi: komparasi hasil perhitungan dengan penyelesain analitis,
data eksperimen atau instalasi riil
Eksperimen: integral (sistem) dan efek terpisah (fenomena lokal)
08/04/2015
30
08/04/2015
31
Diagram Proses dan Tahapan AKD (2)
TRANSPORT PRODUK FISSI
Kandungan produk fissi
dalam bahan bakar
MARCH
CORSOR
Bebas dari
bhn bakar
LELEHAN
Transport dalam
sistem pendingin
dan pembebasan
TERAS
Tertahan dlm
bhn. bakar
TRAPMELT
AEROSOL
/ VOLATIL
SUNGKUP REAKTOR
SISTEM PENDINGIN REAKTOR
ORIGEN
VANESA
Terbebas dari lelehan
atau reruntuhan teras
Perilaku umum dari teras,
sistem pendingin, lelehan
teras dan sungkup
MERGE
Perilaku temperatur,
tekanan dan aliran sistem
pendingin reaktor
CORCON
Perilaku temperatur
lelehan teras, beton
dan interaksinya
NAUA, SPARC, ICEDF
Transport di dalam sungkup reaktor
dan pembebasannya
Bebas ke lingkungan
08/04/2015
SIFAT NEUTRONIK,
TERMOHIDROLIKA
DAN STRUKTUR
32
32
PKB 5/2007
(2)
Pasal 24 ayat (1)
PET hrs membuat perkiraan potensi
pelepasan ZRA utk menentukan potensi
dampak radiologi thd wilayah tapak, pd
kondisi operasi maupun kecelakaan yg
mengakibatkan
perlunya
upaya
penanggulangan keadaan darurat.
08/04/2015
33
PKB 3/2008
Petunjuk utk Analisis Lepasan ZRA
Suku
Sumber
Parameter
Atmosfir
•Tata Guna Tanah & Air
•Distribusi Penduduk
•Pola Makan
•Laju Pernafasan
•dll
Suku
Sumber
08/04/2015
Dosis
Penduduk
Parameter
Hidrosfir
34
KRITERIA PENERIMAAN
08/04/2015
35
Kriteria Penerimaan Dasar
Keutuhan penghalang ganda: Keutuhan penghalang ganda
harus dapat dipertahankan selama mungkin
Kinerja sistem keselamatan: Sistem keselamatan harus
dapat bekerja dan berfungsi selama mungkin
Dosis radiasi: Dosis radiasi yang diterima oleh operator
dan penduduk di sekitar reaktor harus lebih rendah dari
batas yang diizinkan
08/04/2015
36
Bentuk Kriteria Penerimaan
Nilai batas: Sekumpulan nilai batas variabel yang dihitung
dalam AKD, misalnya temperatur puncak kelongsong,
oksidasi kelongsong bahan bakar
Kondisi: Sekumpulan kondisi status reaktor nuklir selama
mengalami kecelakaan dan sesudah terjadi kecelakaan
Kinerja sistem: Sekumpulan unjuk kerja (kenerja) sistem
reaktor nuklir
Tindakan operator: Sekumpulan syarat yg perlu tindakan
dan pertolongan operator
08/04/2015
37
Kondisi Operasi Normal
(1)
KKB 02/1999
• Kadar tertinggi radionuklida yg diizinkan di air & udara (Bq/l)
• Batas Masukan Tahunan radionuklida melalui saluran
pencernaan & pernafasan (Bq)
PKB 4/1999
NBD utk anggota masyarakat umum dlm setahun :
• seluruh tubuh
: 1 mSv (100 mrem)
• lensa mata
: 15 mSv (1500 mrem)
• kulit
: 50 mSv (5000 mrem)
08/04/2015
38
Kondisi Operasi Normal
(2)
KKB 06-P/2000
Pd Bab 12. Keselamatan Radiologi Operasional, Pemohon hrs menguraikan :
• NBD utk pekerja radiasi & anggota masyarakat, maupun batasan emisi
operasional yg didasarkan pd NBD ini.
• tingkat dosis acuan & pelepasan yg ditetapkan oleh organisasi pengoperasi
utk menjamin agar dosis radiasi & emisi operasional adalah ALARA.
SS 35-G1
• the legal dose limits for both occupationally exposed personnel & the
general public, as well as the operational emission limits based on these
dose limits.
• the reference level of the doses & releases established by the operating
organization to ensure that the radiation doses & operational emissions are
ALARA.
Randerson (1984)
08/04/2015
39
Kondisi Kecelakaan
KKP 01-P/1999
Dosis radiasi total utk seluruh tubuh
≤ 0,25 Sv
Dosis radiasi total utk kelenjar gondok ≤ 3 Sv
• Utk setiap orang yg berada pd batas Daerah Eksklusi
selama 2 jam setelah terlepasnya ZRA
• Utk setiap orang yg berada pd batas luar Daerah
Penduduk Rendah yg terkena paparan awan
radioaktif (selama lewatnya awan tsb)
08/04/2015
40
CONTOH AKD:
LOCA
08/04/2015
41
1. Reaktor beroperasi dalam waktu yang lama dan mengalami kelebihan daya
(overpower). Tidak ada transien daya atau transien lain yang mengawali kecelakaan.
2. Rapat daya puncak teras dan pembangkitan daya linear mencapai titik maksimum
dari batas yang diizinkan.
3. Kebocoran pipa besar salah satu untai penyalur pendingin primer, kebocoran pada
sisi pipa dingin (cold leg) akan membawa kondisi yang terparah.
4. Catu daya listrik eksternal mati sejak kecelakaan dan baru bisa hidup beberapa hari
kemudian.
5. Sistem pemadaman reaktor tidak perlu berperan banyak, karena pengosongan
pendingin dalam teras sudah memberikan reaktifitas negatif yang cukup untuk
memadamkan reaksi fissi.
6. Reaktor diisolasi sejak kecelakaan, reaktor sudah terputus dengan heat sink.
7. ECCS beroperasi secara otomatis karena sinyal kegagalan. Selama 10 menit setelah
kecelakaan diasumsikan tidak diperlukan tindakan koreksi dari operator reaktor.
8. Kriteria kegagalan tunggal diterapkan kepada sistem reaktor, sementara itu
ditambah dengan adanya satu kegagalan postulasi yang akan menonaktifkan salah
satu dari sistem berikut:
• Sistem mekanik aktif seperti pompa,
• Komponen listrik aktif maupun pasif.
08/04/2015
42
Kondisi LOCA
08/04/2015
43
Nodalisasi PWR untuk RELAP5
08/04/2015
44
Respon Temperatur Kelongsong
pada saat LOCA
08/04/2015
45
TEKANAN PENDINGIN REAKTOR (psia)
Respon Tekanan Pendingin pada saat
LOCA
2500
BLOWDOWN
1500
REFILL
REFLOOD
INJEKSI
AKUMULATOR
INJEKSI ECC
TEKANAN RENDAH
500
0
0
10
20
30
40
WAKTU (DET)
08/04/2015
46
Matur Nuwun
Terima Kasih
08/04/2015
47