Presentasi sedang didownload. Silahkan tunggu

Presentasi sedang didownload. Silahkan tunggu

Analisis Keselamatan Deterministik Yanuar Wahyu Wibowo Direktorat Pengaturan Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN)

Presentasi serupa


Presentasi berjudul: "Analisis Keselamatan Deterministik Yanuar Wahyu Wibowo Direktorat Pengaturan Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN)"— Transcript presentasi:

1 Analisis Keselamatan Deterministik Yanuar Wahyu Wibowo Direktorat Pengaturan Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN)

2 19/08/ OUTLINE Pendahuluan Proses & Tahapan AKD Kriteria Penerimaan Contoh AKD: LOCA

3 19/08/ PENDAHULUAN

4 19/08/ 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

5 19/08/ 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.

6 19/08/ 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

7 19/08/ 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)

8 19/08/ 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

9 19/08/ Penghalang Ganda Sistem penghalang fisik ganda yang bertugas untuk mengungkung zat radioaktif agar tidak keluar ke lingkungan bebas

10 19/08/ Sistem Pertahanan Berlapis (1) Suatu sistem berlapis yang akan mempertahankan keutuhan dari penghalang ganda dalam berbagai kondisi operasi

11 19/08/

12 19/08/

13 19/08/

14 19/08/ Sistem Pertahanan Berlapis (2) Fitur keselamatan teknis (engineering safety feature)

15 19/08/ 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)

16 19/08/ 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

17 19/08/ PROSES DAN TAHAPAN ANALISIS KESELAMATAN DETERMINISTIK ≈ ANALISIS KECELAKAAN

18 19/08/ AKD Desain IN & Kondisi Awal Asumsi Fungsi Sistem Proteksi Pemilihan Kejadian Awal / Pemicu Selesai Evaluasi Setiap Urutan Kejadian Memenuhi Kriteria? ya tidak

19 19/08/ AKD Desain IN & Kondisi Awal Asumsi Fungsi Sistem Proteksi Pemilihan Kejadian Awal / Pemicu Selesai Evaluasi Setiap Urutan Kejadian Memenuhi Kriteria? ya tidak

20 19/08/ AKD Desain IN & Kondisi Awal Asumsi Fungsi Sistem Proteksi Pemilihan Kejadian Awal / Pemicu Selesai Evaluasi Setiap Urutan Kejadian Memenuhi Kriteria? ya tidak Asumsi Fungsi: Sistem Shutdown Sistem Pendingin Darurat Sistem Isolasi

21 19/08/ 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

22 19/08/ 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)

23 19/08/ 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

24 19/08/ Kesiapan Sistem (System Availability) Dalam AKD, respon sistem keselamatan dan konsekuensi akan bergantung pada skenerio kejadian (urutan kejadian) Kesiapan Sistem akan sangat berperan dalam penetapan urutan kejadian Dalam AKD, kriteria kegagalan tunggal harus diaplikasikan pada faktor kesiapan sistem Utk mendapatkan hasil yg konservatif, faktor Kesiapan Sistem harus dapat memunculkan kondisi yang memperparah keadaan

25 19/08/ Kondisi Awal (Initial Condition) Sistem Kondisi Awal Sistem: kondisi awal parameter sistem pada saat mulai terjadi transien pada sistem reaktor. Contoh: daya reaktor, distribusi daya, tekanan, temperatur, laju alir pendingin dll. Dalam Kondisi Awal Sistem juga dipertimbang kan kondisi batas seperti parameter yang selalu mengalami transien (panas peluruhan, proses oksidasi... )

26 19/08/ AKD Desain IN & Kondisi Awal Asumsi Fungsi Sistem Proteksi Pemilihan Kejadian Awal / Pemicu Selesai Evaluasi Setiap Urutan Kejadian Memenuhi Kriteria? ya tidak

27 19/08/ 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: simulasi perilaku pendingin dalam keseluruhan sistem reaktor Perhitungan struktur: simulasi perilaku struktur seluruh sistem reaktor terhadap adanya berbagai beban dan tekanan Perhitungan radiologi: simulasi transport zat radioaktif hingga kenskuensinya Semua perhitungan dalam AKD dilakukan secara deterministik (kejadian yang pasti terjadi dan tidak akan muncul kemungkinan/probabilitas lain) AKD Best Estimate  ada pertimbangan probabilistik

28 19/08/ COMPUTER CODES (1) 28

29 19/08/ COMPUTER CODES (2)

30 19/08/ 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)

31 19/08/

32 19/08/ Diagram Proses dan Tahapan AKD (2)

33 19/08/ 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.

34 19/08/ PKB 3/2008 Petunjuk utk Analisis Lepasan ZRA Suku Sumber Parameter Atmosfir Parameter Hidrosfir Tata Guna Tanah & Air Distribusi Penduduk Pola Makan Laju Pernafasan dll Dosis Penduduk

35 19/08/ KRITERIA PENERIMAAN

36 19/08/ 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

37 19/08/ 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

38 19/08/ 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)

39 19/08/ Kondisi Operasi Normal(2) Randerson (1984) 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.

40 19/08/ 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)

41 19/08/ CONTOH AKD: LOCA

42 19/08/ 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.

43 19/08/ Kondisi LOCA

44 19/08/ Nodalisasi PWR untuk RELAP5

45 19/08/ Respon Temperatur Kelongsong pada saat LOCA

46 19/08/ Respon Tekanan Pendingin pada saat LOCA

47 19/08/ Matur Nuwun Terima Kasih


Download ppt "Analisis Keselamatan Deterministik Yanuar Wahyu Wibowo Direktorat Pengaturan Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN)"

Presentasi serupa


Iklan oleh Google