Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasili!qs Nuklir Jakarta, 20 Agustus 2003 ISSN: 0854 - 2910 ANALISIS RISIKO PADA FASILITAS PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF D. T. Sony T\ Djarot SulistioW.B2,Andi S Ekariansyah1 IPusat Pengembangan TeknologiKeselamatanNuklir (P2TKN)- BATAN 2Pusat Pengembangan PengelolaanLimbah Radioaktif (P2PLR)- BATAN 7 \1-1 ABSTRAK ANALISIS RISIKO PADA FASILITAS PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF. Metoda PSA telah lama diterapkan pada reaktor nuklir baik reaktor daya atau reaktor riset. Sesuai dengan rekomendasi lAEA, PSA juga dapat digunakan pada fasilitas nuklir non reaktor. Pada makalah ini metoda PSA diterapkan pada fasilitas pengelolaan limbah radioaktif Tujuan dari metoda ini adalah menentukan fisiko yaitu merupakan kombinasi antara kebolehjadian clan konsekuensi. Dalam kasus ini, sebagai konsekuensi adalah pelepasan bahan radioaktif, pelepasan bahan kimia clan paparan radiasi lebih dari normal. Analisis dilakukan melalui 2 tahap yaitu tahap pertama menentukan kejadian awal clan tahap kedua membuat model sekuensi kecelakaan. Analisis dilakukan untuk 5 kelompok kejadian awal. Frekuensi kejadian awal ditentukan berdasarkan kondisi fasilitas clan data dari NUREG. Sebagai data keandalan komponen digunakan data dari lAEA-TECDOC-478 clan NUREG. Dari hasil analisis menunjukkan bahwa kebolehjadian konsekuensi antara 10-10per tahun sampai dengan 10-5per tahun. Fasilitas pengelolaan limbah radioaktif cukup allan karena mempunyai kebolehjadian konsekuensi cukup kecil. Kata Kunci : PSA, fasilitaspengelolaanlimbahradioak:'tif,fisiko, kejadian awal.. ABSTRACT RISK ANALYSIS FOR THE RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT FACILITY. Method of PSA has been applied to nuclear reactor for power reactor or research reactor. As IAEA recommendation, PSA could be used on non~reactor nuclear facility. In this paper, PSA method has been applied for the radioactive waste management facility. Purpose of this method is to determine the risk that is combination of probability and consequence. In these cases, discharge of radioactive material and chemical substance and overexpo.sureare as consequence. Analysis is carried out by two stages, firstly It determines initiating event and secondly, it makes accident sequence modeling. Analysis has been done for 5 group of initiating events. Initiating event frequency is adopted from facility condition and NUREG data. As component reliability data is used from data of IAEA-TECDOC-478 and NUREG. Result of analysis, probability of consequence is about 10-10per year to 10-5per year. The radioactive waste management facility is safe enough because probability of consequence is very small. Kevwords: PSA, radioactive waste managementfacility, risk, initiating event. I 173
14
Embed
1-1 2Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif ...
This document is posted to help you gain knowledge. Please leave a comment to let me know what you think about it! Share it to your friends and learn new things together.
Transcript
Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasili!qs NuklirJakarta, 20 Agustus 2003 ISSN: 0854 -2910
ANALISIS RISIKO PADA FASILITAS PENGELOLAAN LIMBAH
RADIOAKTIF
D. T. SonyT\ Djarot SulistioW.B2,Andi S Ekariansyah1
IPusat Pengembangan TeknologiKeselamatanNuklir (P2TKN)- BATAN
2Pusat Pengembangan PengelolaanLimbah Radioaktif (P2PLR)- BATAN7 \1-1
ABSTRAKANALISIS RISIKO PADA FASILITAS PENGELOLAAN LIMBAHRADIOAKTIF. Metoda PSA telah lama diterapkan pada reaktor nuklir baik reaktordaya atau reaktor riset. Sesuai dengan rekomendasi lAEA, PSA juga dapat digunakanpada fasilitas nuklir non reaktor. Pada makalah ini metoda PSA diterapkan pada fasilitaspengelolaan limbah radioaktif Tujuan dari metoda ini adalah menentukan fisiko yaitumerupakan kombinasi antara kebolehjadian clan konsekuensi. Dalam kasus ini, sebagaikonsekuensi adalah pelepasan bahan radioaktif, pelepasan bahan kimia clan paparanradiasi lebih dari normal. Analisis dilakukan melalui 2 tahap yaitu tahap pertamamenentukan kejadian awal clan tahap kedua membuat model sekuensi kecelakaan.Analisis dilakukan untuk 5 kelompok kejadian awal. Frekuensi kejadian awalditentukan berdasarkan kondisi fasilitas clandata dari NUREG. Sebagai data keandalankomponen digunakan data dari lAEA-TECDOC-478 clan NUREG. Dari hasil analisismenunjukkan bahwa kebolehjadian konsekuensi antara 10-10per tahun sampai dengan10-5per tahun. Fasilitas pengelolaan limbah radioaktif cukup allan karena mempunyaikebolehjadian konsekuensi cukup kecil.
Kata Kunci : PSA, fasilitaspengelolaanlimbahradioak:'tif,fisiko, kejadian awal..
ABSTRACTRISK ANALYSIS FOR THE RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT FACILITY.Method of PSA has been applied to nuclear reactor for power reactor or researchreactor. As IAEA recommendation, PSA could be used on non~reactor nuclear facility.In this paper, PSA method has been applied for the radioactive waste managementfacility. Purpose of this method is to determine the risk that is combination ofprobability and consequence. In these cases, discharge of radioactive material andchemical substance and overexpo.sureare as consequence. Analysis is carried out bytwo stages, firstly It determines initiating event and secondly, it makes accidentsequence modeling. Analysis has been done for 5 group of initiating events. Initiatingevent frequency is adopted from facility condition and NUREG data. As componentreliability data is used from data of IAEA-TECDOC-478 and NUREG. Result ofanalysis, probability of consequence is about 10-10per year to 10-5per year. Theradioactive waste management facility is safe enough because probability ofconsequence is very small.
Prosidingjieminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas NuklirJakarta, 20Agustus 2003 ISSN: 0854 -2910
Metoda Analisis Dalam Studi Kasus
Analisis fisiko pada studi ini dilakukan dengan menentukan kemungkinan
kejadian awal yang terjadi pada instalasi pengelolaan limbah radioaktif. Untuk
menyederhanakan analisis dilakukan pengelompokkan kejadian awal yaitu suatu
kejadian awal yang mempunyai tindakan atau sistem mitigasi yang sarna dianggap
sebagai satu kejadian awal sejenis. Frekuensi kejadian awal terkelompok merupakan
jumlah dari gabungan kejadian awal penyusunnya. Selanju!nya dilakukan penyusunan
skenario kecelakaan dengan logika pohon kejadian (event tree)
Frekuensi kejadian awal ditentukan berdasarkan data generik atau penyusunan
logika pohon kegagalan (fault tree), demikian juga dengan kebolehjadian gagal sistem
atau tindakan mitgasi dalam skenario kecelakaan.
Data yang digunakan dalam perhitungan berdasarkan data keandalan komponen
untuk PSA [7] clan studi dari NUREG[8]. Perhitungan dilakukan dengan perangkatlunak SAPHlRE ver. 6.76
HASIL DAN PEMBAHASAN
Berdasarkan diskripsi sistem clanproses yang terjadi,.dalaminstalasi pengelolaan
limbah, maka dapat ditentukan kelompok kejadian awal seperti terlihat dalam Tabel 1.
Kelompok kejadian awal pelepasan bahan radioaktif selama proses merupakan
gabungan dari kegagalan proses evaporator all-n inseneraior~ Skenario kejadian awal
tersebut seperti terlihat dalam Gambar 4. Dalam skenario ini terdiri atas 4 tindakan atau
sistem mitigasi yaitu : sistem gas buang peralatan ( sistem penahan pertama dinamis ),
alarm radiasi berfungsi, operator/pekerja melakukan tindakan pencegahan clan sistem
ventilasi mangan. Dalam skenario ini, pelepasan bahan radioaktif terjadi pada 2
sekuensi. Sekuensi pertama bila sistem gas buang peralatan gagal, operator/pekerja
tidak mampu melakukan tindakan pencegahan setelah kejadian awal clan sistem
ventilasi gaga!. Sekuensi kedua terjadi bila sistem gas buang peralatan gagal, alarm
radiasi tidak berfungsi clansistem ventilasi gaga!.
Kejadian awal kebakaran diasumsikan bahwa kebakaran yang terjadi dalam
gedung merembet pada daerah yang terdapat bahan radioaktif (zona 3 clan 4). Pacta
kondisi ini terdapat 4 tindakan atau sistem mitigasi yaitu : alarm kebakaran clan sistem
pemadam berfungsi, indikator lain bila alarm tidak berfungsi, kemampuan sistem,
bertahan untuk mengatasi kebakaran clan tindakan operator atau pekerja untuk
177
Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas NuklirJakarta, 20 Agustus 2003 . ISSN.. 0854 - 2910
memadamkan secara manual, seperti terlihat dalam Gambar 5. Facia skenario ini kondisi
pelepasan bahan radioaktif terdiri atas 3 sekuensi, sekuensi pertama terjadi hila sistem
tidak mampu bertahan selama kebakaran clan operator tidak mampu memadamkan
dengan peralatan yang ada. Sekuensi kedua identik dengan sekuensi pertama, tetapi
alarm kebakaran juga tidak berfungsi. Sekuensi ketiga terjadi hila alarm kebakaran clan
indikator kebakaran lain gaga!.
Tabell. Kejadian Awal Fasilitas Pengelolaan Limbah Radioaktif
"K~ ~ i~ I: ~. ~it IE': H;:;, Ii;;i;rillIIil~IIilIIIIIIIIIIJ IIII~ 1111:II ~ilillill!?:::.1. Kegagalan proses evaporator Pelepasan bahan radioaktif karena
proses abnormal
2. Kegagalan proses insenerator
Pelepasan bahan radioaktif karena
proses abnormal
Pelepasan bahan kimia
3. Kebakaran internal Xebakaran
4. Kebocoran di tangki Pelepasan bahan radioaktif karena.~
kegagalan penampung/cask
5. Kegagalan cask karena tekanan lebih Pelepasan bahan radioaktif karena-..
kegagalan penampung/cask
6. Kegagalan cask selama transportasi Pelepasan bahan radioaktif karen~
kegagalan penampung/cask
7. Jatuhnya beban dari crane ke cask/drum Pelepasan bahan radioaktif karena
kegagalan penampung/cask
8. Hilangnya fungsi perisai ( shielding) Paparan lebih
9.. Kegagalan cask Paparan lebih
10.Kebocoran penYlmpan bahan kimia IPelepasan bahan kimia
proses
Kelompok kejadian awal pelepasan bahan radioaktif merupakan kelompok dari
kejadian awal kebocoran di tangki, kegagalan cask karena tekanan, lebih clan
178
Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi don Keselamatan PLTN Serlo Fasilitas NuklirJakarta, 20 Agustus 2003 ISSN.. 0854 - 2910
transportasi clan jatuhnya beban dari crane. Tindakan atau sistem yang memitigasi
kejadian awal ini adalah : sistem gas huang peralatan, alarm radiasi, operator/pekerja
melakukan tindakan pencegahan, clan sistem ventilasi ruangan, dengan skenario
kecelakaan seperti terlihat dalam Gambar 6. Konsekuensi terjadi berdasarkan 2 sekuensi
yaitu sekuensi pertama terjadi hila sistem gas huang peralatan gagal, operator/pekerja
tidak mampu melalukan tindakan pencegahan clan sistem ventilasi gaga!. Sekuensi
kedua terjadi hila sistem gas huang peralatan gagal, alarm radiasi tidak berfungsi clan
sistem ventilasi gaga!.
Kejadian awal hilangnya fungsi perisai clan kegagalan cask dikelompokan
sebagai kejadian awal paparan melebihi batas normal, dengan tindakan atau sistem
mitigasi terdiri atas : alarm radiasi, operator/pekerja melakukan tindakan pencegahan
clan sistem ventilasi ruangan, seperti terlihat dalam Gambar 7. Konsekuensi paparan
berlebih disebabkan oleh 2 sekuensi, sekuensi pertama terjadi hila operator/pekerja
tidak mampu melakukan pencegahan clan sistem ventilasi ruangan gaga!. Sekuensi
kedua terjadi hila alarm radiasi tidak berfungsi clan sistem ventilasi ruangan gaga!.
Kejadian awal kebocoran penyimpanan bahan kimia proses adalah lepasnya
bahan HNO3 clanNaOH yang mempunyai dampak timbulnyakeracunan clankebakaran../
Kejadian awal i,ni identik jug
i
a untuk kejadian awal peIepasa~ bahan kimia kare~kegagalan dalam proses insene asi. Sistem mitigasi yang mengikuti keJadian awal ini
adalah : sistem gas huang, op rator/pekerja melakukan tindakan clan sistem ventilasi,
dengan logika pabon kejadian sFperti terlihat dalom Gambar 8. Konsekuensi pelepasanbahan kimia terjadi hila 2 sek~ensi yang diasumsikan terjadi yaitu sekuensi pertama
pada saat operator/pekerja tidrk mampu melakukan tindakan clan sistem ventilasi
ruangan gaga!. Sekuensi kedua terjadi identik dengan sekuensi pertama tetapi didahului
dengan gagalnya sistem gas bua
tg.
Berdasarkan pohon kej dian yang tersusun dengan mengelompokkan jenis
konsekuensi sejenis clan menghi ling frekuensi masing-masing kelompok kejadian awal
clan kegagalan sistem mitigasil atau tindakan operator/pekerja, maka hasil secarakeseluruhan dapat dilihat dalam
Dari tabel tersebut dapa~ ditentukan bahwa kebolehjadian total untuk pelepasan
bahan radioaktif adalah sekitar 2,2 x 10-5 per tahun, clan kondisi kemungkinanpaparan
berlebih dari kondisi normal seb~sar 3,6 x 10-8per tahun. Untuk pelepasan bahan kimia
mempunyai peluang sebesar l,~ x 10-10per tahun. Bila melihat harga-hargai~rs~but
menunjukkan bahwa instalasi
179
aman, walaupun peluang timbulnya pelepasan
I'
Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi don Keselamatan PLTN Serta Fasilitas NuklirJakarta, 20 Agustus 2003 ISSN: 0854 -2910
bahan radioaktif mempunyai orde sekitar 10-5. Angka ini merupakan gabungan 7
sekuensi yang mempunyai orde antara 10-5sampai dengan 10-11.
Tabel2. Kebolehjadian Konsekuensi
..~5 44 X 10-1 2,2 x 10-,1. Pelepasan bahan
radioaktif karena
proses abnormal
2. Kebakaran 3 X 10-3 2, 1 X 10-8
3. Pelepasan bahan
radioaktif karena
2,6 X 10-4 1, 1 X 10-08
kegagalan
penampung/cask
4. PaparaDJebih 2,0 X 10-5 3 6*-10-8,
5. Pelepasan Bahan
Kimia
4,8 x 10-4 1,5 X 10-10
Pelepasan Bahan
Radioaktif
PelepasanBahan
Radioaktif
PelepasanBahan
Radioaktif
Paparan Berlebih
PelepasanBahan
Kimia
Dengan kecilnya kebolehjadian dari konsekuensi yang timbul, menunjukkan
bahwa sistem keselamatan atau sistem mitigasi/tindakanyang ada dalam instalasi sudah
mampu untuk mengatasi kemungkinan kejadian awal internal. lAEA sampai saat ini
belum mempunyai batasan mengenai kebolehjadian untuk fasilitas nuklir non reaktor,
tetapi sebagai perbandingan dapat dilihat bahwa untuk reaktor nuklir kebolehjadian
teras me1eleh< 10-5per tahun.
Untuk analisis lebih lanjut fisiko ledakan dapat ditentukan berdasarkan
kegagalan dalam proses insenerator yang disebabkan kesalahan dalam seleksi pemilihan
bahan yang akan diinsenerasi, walapun kebolehjadian konsekuensi ini sangat kecil.
Dalam fasilitas nuklir non reaktor ( pada PSA ) banyak kondisi yang ditentukan
oleh kecepatan respon dari operator/pekerja untuk mengatasi kondisi transien atau
insiden yang timbul, hal ini tidak seperti-pada reaktor nuklir dimana banyak parameter
operasi yang dimonitor secara otomatis (safety related system). Maka dari itu untuk180
Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas NuklirJakarta, 20 Agustus 2003 ISSN.. 0854 -2910
ketelitian dalam analisis ini, perlu dilakukan analisis lebih lanjut mengenai respon dari
operator terhadap kondisi insiden atau transien. Hal ini disebabkan kesalahan operator
terdiri atas 3 hat yaitu kurang/tidak mengerti atas kelainan atau indikasi dari
penYlmpangan parameter operasi, mengetahui adanya penyimpangan tetapi tidak
mengetahui cara mengatasinya clan yang ketiga mengetahui adanya penyimpangan clan
mengatasinya tetapi tindakan yangdiambil terlambat. Oleh sebab itu pemahaman akan
budaya keselamatan perlu ditingkatakan pacta fasilitas nuklir non-reaktor. Demikian
juga analisis ini perlu dilakukan secara terns n:enerus ( living PSA ), kare~a I?erubahan
disain atau ke1nampuanoperator yang berub;:thjuga akan mempengaruhihasil analisis.
KESIMPULAN
Risiko pacta fasilitas pengelolaan limbah radioaktif telah dapat ditentukan. Dari
basil analisis dapat ditentukan sebagai konsekuensi adalah pelepasan bahan radioaktif,
pelepasan bahan kimia clanpaparan lebih dengan kebolehjadiannya adalah 2,2 x 10-5per
tahun, 1,5 x 10-10per tahun clan3,6 x 10-8per tahun. Berdasarkan nilai kebolehjadian
untuk setiap konsekuensi yang sangat kecil, maka fasilitas limbah radioaktif adalah
cukup aman.
DAFTAR PUSTAKA
1. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY (IAEA), Procedures for
Conducting Probabilistic Safety Assessment (PSA) for Non-Reactor Nuclear