KAJIAN SISTIM KESELAMATAN PLTN VVER RUSSIA

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir

Badan Tenaga Nuklir Nasional

ISSN 1979-1208 121

KAJIAN SISTIM KESELAMATAN PLTN VVER RUSSIA

Sunardi, Sudi Ariyanto

Pusat Pengembangan Energi Nuklir – BATAN

Jl. Kuningan Barat, Mampang Prapatan, Jakarta 12710

ABSTRAK KAJIAN SISTIM KESELAMATAN PLTN VVER RUSSIA. Telah dilakukan klajian keselamatan

PLTN VVER Russia, kajian ini bertujuan untuk mengetahui dan mendapatkan gambaran secara jelas

keselamatn PLTN VVER Russia yang selama ini di Indonesia agak kurang mendapat perhatian dari

pemerintah maupun para peneliti. Sisitim keselamatan mempunyai fungsi utama sebagai proteksi dan

pencegahan kecelakaan serta mitigasi konsekuensi kecelakaan. Untuk tujuan ini bahasan dibatasi pada

peninjauan bagaimana aspek keselamatan diimplementasikan dalam desain dan pengoperasian seperti

prinsip kesederhanaan dan kehandalan desain, sistim pasif dan aktif, defense-in-depth (DID) sistim

keselamatan dan pengelolaan BDB, sistim proteksi dan kendali reaktor sistim pendingin kolam bahan

bakar dan sistim injeksi. Dengan tinjauan sistim keselamatan PLTN VVER Russia ini implemenatsi

sistim keselamatan dalam desain dan pengopersian tersebut dapat diketahui gambarannya secara

jelas dan diharapkan PLTN VVER dapat menajdi opsi pilihan karena PLTN VVER telah dideasin

untuk dapat dioperasikan dengan aman dan selamat. Kesimpulan dari bahasan ini adalah sistim

keselamatan pada PLTN VVER sudah sama dengan sistim keselamatan yang diterapkan pada PLTN

butan barat (Eropa, USA, Jepang dan Korea).

Kata kunci : sistim keselamatan, sistim injeksi, VVER

ABSTRACT STUDY OF NUCLEAR POWER REACTOR SAFETY SYSTEM VVER TYPE. Study on

Nuclear Power Reactor Safety System VVER Type has been carried out. The aim of the study is to

obtain understanding on the safety system in VVER NPP Russia. This VVER NPP during time not

respond from Indonesia government and researcher. The safety system has man function as

protection, prevention and mitigation of accident consequences. For this obtain the description

limited of how safety system use in design and operation example simplicity and trade on design,

active and passive system, defense-in-depth, safety system and DBD organizer, protection system,

reactor control, cooling system nuclear fuel tank and injection system. From this study about safety

system VVER NPP Russia we knows that VVER NPP Russia have safety system use in design and

operation. Result from this study NPP VVER Russia have safety system some of safety system West

NPP (USA, Euro, Japan and South Korea)

Key words: Safety system, Injection system, VVER

1. PENDAHULUAN Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) harus dioperasikan dengan memenuhi

persyaratan dan kriteria keselamatn sejak mulai tahap pemilhan tapak sampai nanti

dekomisioning dan penyimpanan bahan sesudahnya. Keselamatan PLTN dari saat awal

atau pertama kali PLTN dioperasikan tahun 1954 di Obnisk Russia sampai saat ini PLTN

generasi III + selalu ditingkatkan untuk memenuhi tujuan keselamatan nuklir yang sesuai

dengan filosofi keselamatan. Filosofi dasar keselamatan nuklir yang dianjurkan International

Atomic Energy Agency (IAEA) melindungi pekerja, masyarakat dan lingkungan dari dampak

bahaya radiasi. Russia yang sudah berpuluh tahun pengalaman dalam mengoperasikan

PLTN dengan berbagai tipe dan dengan adanya beberapa kecelakaan PLTN di Russia maka

sistim keselamatan PLTN VVER sudah mengalami kajian tingkat keselamatan yang tinggi,



ISSN 1979-1208 122

hal ini dilakukan untuk menjamin tingkat keamanan PLTN VVER tersebut. Berbagai macam

metode dikembangkan untuk menilai kelemahan desain, mulai dari perhitungan

deterministik, simulasi atau pengamatan eksperimental, sampai dengan penilaian secara

probabilisik. Semua metode ini digunakan dalam menilai desain suatu reaktor nuklir baik

untuk penelitian atau pembangkit listrik. Berdasarkan kriteria keselamatan, desain PLTN

mengantisipasi kondisi operasi dari kejadian abnormal sampai kecelakaan terparah. Untuk

menjamin fasilitas dioperasikan dan aktivitas dilaksanakan sedemikian sehingga mencapai

standar keselamatan yang tinggi, maka tindakan-tindakan yang harus diambil :

1. Mengendalikan paparan radiasi terhadap manusia dan pelepasan bahan radioaktif

kelingkungan.

2. Melarang kejadian yang sekiranya akan menuju kegagalan kendali terhadap teras

reaktor nuklir, reaksi nuklir berantai, sumber radioaktif atau sumber radiasi

lainnya.

3. Memitigasi konesekuensi dari setiap kejadian bila kejadian tersebut terjadi[1,2]

4. Membuat kriteria desain umum PLTN dengan menggunakan prinsip keandalan

yang tinggi, yang dapat menjamin bahwa kegagalan salah satu komponen/sistem

tidak akan menyebabkan sistem keselamatan tidak bekerja.

Fungsi keselamatan mensyaratkan bahwa untuk mencapai keselamatan yang memadai

maka hal yang penting adalah memasukkan aspek keselamatan sebagai elemen yang

melekat dalam proses desain keseluruhan. Karaketristik desain keselamatan dan

pengoperasian PLTN antara lain : sistem dan komponen PLTN harus mempunyai

kualitas dan keandalan yang tinggi dan dapat dioperasikan selama masa hidup

instalasi.; semua fungsi keselamatan dari struktur, sistem dan komponen harus

berfungsi berdasarkan peranannya masing-masing untuk ternjamin nya keselamatan.

Beberapa asas yang digunakan adalah asas redundancy, keragaman (diversity), kegagalan

tunggal, independen, fail safe. Perpindahan panas ke suatu penampung panas akhir

mensyaratkan bahwa tersedia suatu sistem yang mengambil panas sisa dari struktur,

sistem dan komponen yang penting untuk keselamatan. Dalam makalah ini dicoba

untuk dikaji segi-segi keselamatan dari suatu pembangkit listrik tenaga nuklir, filosofi

keselamatan nuklir yang dianut saat ini dan seberapa jauh implementasinya pada

pemanfaatan energy nuklir untuk membangkitkan energi nuklir dengan aman dan

selamat. Ditinjau pula bagaimana konsep inovasi PLTN mutakhir diimplementasikan

dalam desain PLTN maju. Pembahasan terutama dititikberatkan pada PLTN VVER

1000. PLTN VVER Russia yang dalam bahasa Russia dikenal dengan “Vodo-Vodyanoi

Energetichesky Reaktor, yang dalam bahasa Indonesia dikenal dengan Reaktor daya

(pendingin) air – (moderator) air dan disingkat RDAA. Tipe reactor VVER sekarang ini

ada tiga tipe yaitu VVER 440/V-230 dan VVER 440/V-213 (daya listrik 440 MWe), dan

VVER 1000 (daya listrik 1000 MWe). Selain itu juga dikembangkan VVER-640 yang

mempunyai keselamatn dan ekonomi yang lebih tinggi, Sedangkan PLTN VVER 1000

dikembangkan lagi menjadi NP-1100.

2. METODOLOGI Metode yang digunakan dalam kajian ini adalah melakukan penelusuran pustaka,

pengumpulan data sekunder dan melakukan analisis data perbandingan antara PLTN

VVER (acuan) dengan PLTN AP 1000 dan PLTN OPR 1000.

2.1 Kajian PLTN VVER dan keselamatan



ISSN 1979-1208 123

Konsep keselamatan nuklir yang utama adalah melindungi pekerja, masyarakat dan

lingkungan dengan cara menyediakan dan menjaga system perlindungan yang efektif pada

setiap fasilitas nuklir terhadap bahaya radiologis yang mungkin timbul. Dua hal yang

menunjang pelaksanaan konsep tersebut yaitu proteksi radiasi dan aspek teknis, dimana

proteksi radiasi adalah paparan radiasi pada semua kondisi operasi dalam instalasi

maupun pelepasan material radioaktip yang direncanakan harus tetap dibawah batas yang

ditentukan oleh as low reasonably achievable (ALARA) serta untuk menjamin mitigasi

konsekuensi radiologis pada setiap kecelakaan. Sedangkan aspek teknis mempunyai tiga

tujuan, pertama untuk dapat mengambil tindakan secara praktis dalam mencegah

kecelakaan pada instalasi nuklir serta memitigasi konsekuensi yang terjadi. Kedua untuk

menjamin tingkat kepercayaan yang tinggi bahwa semua kecelakaan yang mungkin terjadi

sudah diperhitungkan dalam desain termasuk probabilitasnya yang sangat rendah,

konsekuensi radiologis minor dan di bawah batas yang ditentukan. Ketiga, untuk menjamin

bahwa kecelakaan dengan konsekuensi radiologis yang serius sangat rendah

kemungkinannya.

Sejarah peningkatan tingkat keselamatan PLTN VVER, dimulai dari awal runtuhnya

tembok Berlin (penyatuan Jerman Barat dan Jerman Timur). Mulai saat itu dilakukan

evaluasi keselamatan PLTN VVER-440/V-230 dan ditemukan persoalan yang berkaiatn

dengan factor keselamatan reactor. Pada tahun 1991 IAEA melakukan misi evaluasi

keselamatan terhadap PLTN Bilgaria (kozurodoi) yang hasilnya memperjelas persoalan

keselamatan PLTN VVER. Factor utama kesalahan adalah : pertama fasilitas pendingin teras

reactor (ECCS) tidak memadai, kedua PLTN VVER 440 tidak dilengkapi dengan bejana

pengungkung reactor (seperti yang terdapat dalam PLTN PWR buatan Eropa Barat, USA

serta Korea Selatan dan Jepang).

Masalah penggetasan bahan yang dipakai untuk membuat tabung bejana ngungkung

reactor. PLTN VVER 1000 dikembangkan pada tahun 1982 telah mengadopsi konsep desain

PLTN PWR teknologi Barat. PLTN VVER 1000 juga sudah menggunakan bejana tekan

pengungkung reaktor dan system ECCS yang digunakan sudah memadai. Lain halnya

dengan PLTN VVER-440 /V-213 yang dibangun di Finlandia, PLTN ini sudah mengikuti

konsep PLTN PWR Barat. Konstruksinya dilengkapi dengan bejana pengungkung reaktor

dan pengendali kondenser es. PLTN VVER yang dibangun di Checko pembangunanya juga

mengikuti cara-cara pembangunan PLTN VVER dengan memasukkan konsep teknologi

Barat. Perbedaan yang begitu nampak jelas dengan PLTN PWR dan PLTN VVER adalah

pada pembangkit uap atau steam generator di PLTN PWR diletakkan vertical sedangkan

pada PLTN VVER diletakkan secar horizontal. Tampang lintang perangkat bahan bakar

pada PLTN VVER berbentuk segi enam tidak sama dengan PLTN PWR yang berbentuk

bujur sangkar, bahan penyerap batang kendali VVER adalah europium sedangkan di PWR

adalah paduan indium cadmium. Sistem loop primer pada VVER-440/V-230 maupun VVER-

440/V-213 mempunyai 6 buah loop primer, sedangkan pada VVER-1000 dibuat dengan

deasin 4 buah loop, dan loop primer VVER tersebut ditunjukkan pada Gambar 1.



ISSN 1979-1208 124

Gambar 1. Sistem loop PLTN VVER-1000

Parameter desain VVER 1000 dibandingkan dengan Jepang, Eropa dan Amerika

ditunjukkan pada tabel berikut:

Tabel 1. Perbandingan desain PLTN VVER 1000 dengan Jepang, Eropa dan Amerika

Item Satuan VVER 1000 PWR Klas 1000 MWe

Di Jepang, Eropa

Barat atau USA

Umum

Jumlah loop

Daya termal

Daya listrik

Tekanan outlet

Temperatur inlet

Temperatur outlet

Teras

Bahan bakar

Bentuk

Jumlah perangkat

Diameter bahan bakar

Tinggi perangkat bahan bakar

Kuantitas pemuatan

Pengayaan

Derajat bakar rata-rata

Batang kendali

Bahan batang kendali

Tipe penggerak

Waktu penyisipan

Bejana reaktor

Tinggi

Diameter dalam

Pompa pendingin primer

Tipe

Jumlah

buah

MWt

Mwe

kg/cm2 G 0C 0C

Batang

mm

m

ton u

% U-235

MW d/ton oC

Jumlah

-

-

detik

m

m

-

4

3000

2 x 500

159

289

322

Segi enam

151

9,1

4,67

66

3,3 – 4,4

40000

109

Eu

Magnet listrik

1,5 – 4

10,88

4,07

Shell poros

4

4

3411

1180

157

289

325

Bujur sangkar

193

9,5

4,06

8,09

3,3 – 4,1

31000 – 44000

53

Ag-In-Cd

Magnet listrik

2,2

12,9

4,39

Shell poros

2 dan 4



ISSN 1979-1208 125

Kapasitas aliran tiap loop

Perangkat pembangkit uap

Tipe

Jumlah

Turbin pembangkit uap

Daya

Jumlah

Tekanan masuk turbin

Temperatur saluran masuk turbin

m3/jam

-

-

buah

-

MWe

-

Kg/cm2 G 0C

20000

-

Pipa U horisontal

4

500

2

60

276

20100

-

Pipa U vertikal

2 dan 4

1100

1

58,7

274

3. HASIL DAN PEMBAHASAN Konsep keselamatan PLTN VVER sudah mengalami banyak kemajuan dan perbaikan

sehingga dapat menyamai atau menyerupai konsep keselamatan PLTN VVER tipe barat.

Konsep keselamatan yang sudah dikembangkan pada PLTN VVER 1000 diterangkan lebih

lanjut sebagai berikut:

3.1 Konsep Keselamatan, Prinsip Utama Perancangan dan Metode Perizinan

Desain ini dikembangkan berdasarkan pada persyaratan keselamatan, ketentuan

(code) dan standard, standard IAEA, persyaratan EUR yang membentuk basis ToR (Term of

Reference) untuk desain. Desain ini menerapkan konsep defense-in-depth (pertahanan

berlapis).

3.2 Prinsip Kesederhanaan dan Kehandalan Desain

Kesederhanaan dan kehandalan peralatan diadakan akibat dari penghilangan

komponen-komponen berlebih dan jaminan kualitas dalam perancangan, fabrikasi, dan

operasi.

3.3 Sistem Aktif dan Pasif, Feature Keselamatan Melekat

Desain PLTN “Belene” mempunyai sistem keselamatan aktif dan pasif dan sistem

kendali pengelolaan kecelakaan di luar basis desain (beyond design basis accident). Sistem

pasif memperkuat feature keselamatan melekat VVER. Deskripsinya diberikan pada item 3.4.

3.4 Deskripsi Defense-in-depth

Konsep defense-in-depth, didasarkan pada aplikasi sistem penghalang fisik pada jalan

propagasi radiasi pengionisasi. zat radioaktif ke lingkungan, sistem engineering dan perangkat

organisasional yang diarahkan untuk melindungi penghalang dan memelihara efektivitasnya,

juga untuk melindungi personel, penduduk, dan lingkungan, tidak melibatkan beberapa feature

tertentu. Sistem penghalang fisik Unit PLTN meliputi: matriks bahan bakar, kelongsong bahan

bakar, batas tekanan pendingin reaktor, pengungkung instalasi reaktor, dan pelindung biologis.

Level defense-in-depth terbagi menjadi lima seperti berikut: level 1 Kondisi tapak PLTN dan

pencegahan kejadian-kejadian operasional yang terantisipasi, 2 Pencegahan kecelakaan basis

desain dengan sistim perasi normal, 3. Pencegahan kecelakaan diluar basis desain dengan sistim

keselamatan, 4. Pengelolaan kecelakaan di luar basis desain, 5. Perencanaan kedaruratan.

3.5 Index Keselamatan

Probabilitas kerusakan teras selama daur bahan bakar satu-tahun, seperti disebutkan

dalam dokumen peraturan, adalah: Kondisi operasi pada daya 3,1 × 10-7/reaktor/tahun,

Kondisi standby 3,0 × 10-7/reaktor/tahun, Probabilitas lepasan besar 1,77 × 10-8/reaktor/tahun

3.6 Sistem Keselamatan

3.6.1 Tujuan Sistem Keselamatan



ISSN 1979-1208 126

Strategi penanganan kecelakaan basis desain didasarkan pada penggunaan sistem

keselamatan aktif dan pasif. Strategi penanganan kecelakaan di luar basis desain didasarkan

pada pada penggunaan terutama sistem keselamatan pasif dan sistem pengelolaan

kecelakaan di luar basis desain.

Sistem keselamatan dirancang untuk stabil terhadap kegagalan, termasuk kegagalan-

bergantung (dependent failure) dan kegagalan sebab-bersama (common-cause failure), untuk

mampu memenuhi fungsinya di bawah kondisi kehilangan suplai daya.

3.6.2 Sistim keselamatan pada PLTN VVER 1000

Sistim keselamatan pada PLTN VVER 1000 terdiri dari beberapa sistim yang

semuanya difungsikan untuk keselamatan adalah:

Struktur Sistem Keselamatan dan Sistem Pengelolaan Kecelakaan BDB (Beyond

Design Basis)

Sistem Keselamatan Protektif dan Sistem Pengelolaan Kecelakaan BDB, Sistem

Proteksi dan Kendali Reaktor

Cooling down Darurat dan Terencana Sirkuit Primer dan Sistem Pendinginan Kolam

Bahan Bakar

Sistem Pendinginan Teras Darurat, Bagian Pasif

Sistem Injeksi Keselamatan Tekanan-Tinggi dan Sistem Keselamatan dengan Injeksi

Boron

Sistem Injeksi Boron Cepat

Sistem Pengambilan Gas Darurat (Emergency Gas Removal System/EGRS)

Sistem Pembanjiran Pasif Teras (Core Passive Flooding System)

Sistem pendinginan (cooldown) dan pengurasan (blowdown) darurat SG

Sistem Proteksi Kelebihan-Tekanan (Over Pressure) Sirkuit Primer

Sistem Proteksi Kelebihan Tekanan (Over Pressure) Sirkuit Sekunder

Sistem Pengambilan Panas Pasif (Passive Heat Removal System/PHRS)

Sistem Keselamatan Pelokalisasi

Sistem Penutup Protektif (System Protective Enclosures)

Sistem Sprinkler

Sistem untuk Pencegahan Corium dan Pendinginan

Sistem Kendali Hidrogen Darurat dan Pengambilan Hidrogen Darurat dalam

Pengungkung

Sistem Penyaringan Pasif Annulus

Sistem Isolasi Pengungkung

Sistem Keselamatan Pendukung

Adapun diagram proses skematis koneksi sistem keselamatan utama diberikan pada

Gambar 2.



ISSN 1979-1208 127

Gambar 2. Diagram proses skematis koneksi sistem keselamatan utama PLTN “Belene”,

3.6.3 Jaminan Keselamatan selama Gempa Bumi

Semua bangunan PLTN, sistem dan komponen memiliki kategori seismiknya sendiri

karena bila terjadi gempa bumi, semua objek tersebut akan menerima dampak seismik.

Kategori sistem dan komponen PLTN dilakukan tergantung pada tingkat kepentingan

mereka dalam hal jaminan keselamatan di bawah kondisi dampak seismik dan kebisaan-

operasi setelah gempa bumi. Tiga kategori seismik dibentuk dengan mempertimbangkan

kelas keselamatan.

Peralatan primer dan sistem keselamatan masuk dalam kategori seismik I dan harus mampu

memenuhi fungsi-fungsi yang terkait dengan jaminan keselamatan selama dan setelah

gempa bumi dengan intensitas sampai SSE. Komponen-komponen kategori seismik II harus

mampu beroperasi setelah gempa bumi dengan intensitas sampai OBE. Sistem PLTN dan

komponen-komponennya yang kegagalannya dapat mengakibatkan kegagalan

pembangkitan energi listrik dan panas dapat dimasukkan ke kategori seismik II. Untuk

lokasi tapak PLTN “Belene”, parameter dampak seismik berikut diperhitungkan:

Untuk dampak seismik level SSE dengan frekuensi kejadian setiap 10000 tahun, tidak lebih

dari:

akselerasi horizontal maksimum pada permukaan bebas sampai 0,24 g;

akselerasi vertikal spektral dan maksimum pada permukaan bebas ditentukan oleh

perkalian akselerasi horizontal dengan koefisien 0,645.

Untuk dampak seismik level SSE dengan frekuensi kejadian setiap 1000 tahun, tidak

lebih dari:

akselerasi horizontal maksimum pada permukaan bebas sampai 0,15 g.

Trip reaktor otomatis diadakan dalam desain untuk kasus gempa bumi dengan intensitas

OBE dan lebih tinggi.

3.6.4 Pengkajian Resiko Probabilistik



ISSN 1979-1208 128

Hasil pengkajian keselamatan probabilistik, level I, mengkonfirmasi kecukupan

sistem keselamatan dan kinerjanya untuk desain PLTN “Belene” dan mengkonfirmasi

kehandalan fungsi keselamatan.

3.6.5 Ketahanan Proliferasi

Seiring dengan jaminan keamanan yang handal, penataan cadangan material nuklir

yang ada pada PLTN, serta pengendalian penyimpanan dan pemindahannya, tidak

memasukkan aliran keluar material nuklir di luar batas PLTN.

3.6.6 Keselamatan dan Pengamanan (Proteksi Fisik)

Sistem Pengamanan Fisik (Physical Security System/PSS) PSS mencegah tindakan

penyalahgunaan terkait dengan material nuklir dan radioaktif, penghalang fisik pada jalan

propagasi radiasi pengion dan zat radioaktif, dan juga terkait dengan sistem proses,

peralatan dan personel operasionalnya yang memenuhi kendali proses.

3.6.7 Tugas Sistem Pengamanan Fisik

PSS melakukan tugas-tugas yaitu:

mencegah tindakan penyalahgunaan;

mendeteksi invasi penyusupan ke dalam daerah, bangunan, ruang, dan gedung yang

dilindungi;

mnengonfirmasi tujuan dari informasi yang diperoleh dari fasilitas dengan

menggunakan video monitor;

memanggil kelompok-tanggap dengan sinyal pemanggil-alarm dari pos penjaga dan

dari ruang, bangunan, struktur yang terlindungi;

menahan (memperlambat) gerakan penyususp;

menekan tindakan penyalahgunaan;

memantau, registrasi dan pengkajian tindakan operator dan kelompok-kelompok di

baris pertama;

memantau otomatis akses orang ke daerah, bangunan, dan ruang yang terlindungi;

pelaporan otomatis lokasi staf;

pemantauan TV jarak jauh terhadap situasi di lingkungan PLTN, di daerah, bangunan,

dan ruang yang terlindungi;

dokumentasi video terhadap kejadian;

penyiaran (broadcasting) informasi secara on-line melalui saluran operasi komunikasi;

penahanan orang-orang yang terlibat dalam penyiapan atau pelaksanaan tindakan

penyalahgunaan.

PSS berfungsi di bawah kondisi operasi normal. Di bawah kondisi-kondisi kecelakaan

dan selama pelaksanaan tindakan kedaruratan, PSS harus tidak menghambat evakuasi

personel dan akses unit-unit khusus yang berpartisipasi dalam tindakan kedaruratan

(pemadaman kebakaran, dekontaminasi bangunan, konstruksi dan teritori) ke daerah-

daerah yang dilindungi.

3.6.8 Struktur Sistem Pengamanan Fisik

PSS dilaksanakan berdasarkan pada suatu sistem otomatis pengamanan fisik yang

kompleks termasuk: (i) kompleksitas sistem tampilan dan kendali rekayasa-dan-alarm dari

pengamanan fisik bangunan dan gedung; (ii) kompleksitas sistem tampilan dan kendali

rekayasa-dan-alarm dari pengamanan fisik perimeter PLTN; (iii) kompleksitas sistem

tampilan dan kendali rekayasa-dan-alarm dari pengamanan fisik keamanan perusahaan.

3.6.9 Sistem Kelistrikan Terkait Keselamatan



ISSN 1979-1208 129

Sistem catu daya darurat dimaksudkan untuk memberikan konsumen sistem

keselamatan Unit dengan catu daya di bawah semua kondisi operasi, termasuk kehilangan

daya ke sistem bantu station dari sumber catu daya kerja dan standby (di bawah kondisi

kehilangan daya). Sesuai dengan solusi desain, sistem keselamatan proses dibagi menjadi

empat yang standby satu sama lain dari sisi komposisi peralatan, pembagian menjadi empat

saluran yang mandiri juga dilakukan pada EPSS (emergency power supply system). Semua

empat saluran EPSS ini identik. Menurut komposisi peralatan dan daya, setiap saluran EPSS

mampu memenuhi fungsinya. Catu daya ke beban EPSS diselenggarakan dari empat bagian

10 kV dari catu daya darurat yang dimasukkan dari bagian operasi normal di bawah kondisi

operasi normal, dan bila terjadi kehilangan daya, ini dilakukan dari bagian generator diesel.

Station daya listrik diesel yang mandiri disediakan untuk setiap bagian (section). Daya dari

satu generator-diesel dan kenaikan beban dipilih sedemikian sehingga dapat memberikan

pasokan 100% daya konsumen yang diperlukan untuk operasi sistem keselamatan di bawah

kondisi shutdown Unit tanpa tegangan transformer kerja dan darurat station. Untuk catu

daya ke konsumer AC dengan tegangan 380 V, kanal sistem keselamatan diadakan dengan

set UPS (uninterruptible power supply set/UPSS) yang terdiri atas sebuah rectifier dan inverter.

3.6.10 Bateri penyimpan (storage battery/SB) 220V

Bateri penyimpan (storage battery/SB) 220V diadakan untuk Unit (i) catu daya

konsumen tanpa DC – 2 set, (ii) catu daya beban DC saluran EPSS – 12 set (tiga set per

saluran SS). Seperti diketahui, tidak ada baterei yang dirancang untuk pengoperasian

selama 120 menit. Dalam setiap saluran SS, SB yang dirancang untuk 24 jam operasi,

disediakan untuk memasok daya ke piranti pemantauan reaktor.Baterei penyimpan (SB)

110V yang mandiri diadakan sebagai suatu sumber standby untuk menahan penggerak CPS

dalam posisi yang seharusnya jika terjadi penurunan tegangan yang singkat pada mains

servis station.

3.6.11 Sistem Proteksi Kedaruratan dan Sistem Keselamatan Lainnya

Sistem kontrol dan proteksi (control and protection system/CPS) dimaksudkan untuk

memantau parameter reaktor, mengendalikan daya reaktor, termasuk shutdown terencana

dan scram, dan memelihara reaktor pada kondisi subkritis.

CPS terdiri atas komponen-komponen: (i) Subsistem kedaruratan dan proteksi preventif

reaktor (emergency and preventive protection of reactor/EP-PP) termasuk bagian inisiasi dan

pengaktifan; (ii) batang kendali dan sistem indikasi (rod control and indication system/RCIS)

dari penggerak CPS CR; (iii) pengendali daya otomatis (automatic power control/APC).

Subsistem reaktor EP-PP meliputi sebuah bagian pemulai (inisiasi) sebagai bagian dari

NFMF, sistem proteksi aseismic industrial (industrial aseismic protection system/IAPS),

peralatan akuisisi dan pemrosesan informasi berbasiskan perangkat-keras-dan-lunak

Teleperm XS, bagian pengaktuasi, yang mewakili sistem interupsi catu daya dari penggerak

CPS CR. Bagian penginisiasi ini terdiri atas empat set yang dikumpulkan dalam ruang

saluran sistem keselamatan kendali (control safety system/CSS). Untuk perlindungan terhadap

kegagalan dengan penyebab-bersama (common-cause) bila terjadi kegagalan perangkat lunak

dalam bagian penginisiasi untuk pemenuhan fungsi EP, prinsip diversitas fungsional

dilakukan yang melibatkan ketersediaan dua sub-saluran (diversitas A dan B) dalam setiap

saluran, dan juga berbagai peralatan yang dilibatkan dalam pemakaian transduser primer,

yang didasarkan pada bermacam prinsip fisik pengukuran atau pemakaian sensor dar

berbagai perusahaan. RCIS dimaksudkan untuk kendali kelompok dan individual dari

penggerak CR, secara otomatis atau manual dari MCR (ruang kendali utama), dan juga

untuk pemantauan dan penampilan informasi pada MCR dan ECR mengenai posisi CR.



ISSN 1979-1208 130

Dengan ini, diagnostik sistem dan peralatan yang dikendalikan dapat disediakan. RP

melibatkan sistem pemantauan, kendali dan diagnostik (monitoring, control and diagnostics

system/MCDS). Diagram-blok I&C, CPS dan MCDS yang detil, ditampilkan pada Gambar 3.

Gambar 3. Diagram blok I&C, detil CPS dan MCDS

3.6.12 Pengelolaan Limbah dan Bahan Bakar Bekas

Bahan bakar bekas diambil dari reaktor dan disimpan dalam kolam bahan bakar bekas

(spent fuel pool/SFP) yang terletak di kompartemen reaktor dalam pengungkung dekat barrel

teras reaktor. Selama pengisian ulang bahan bakar, bahan bakar yang disimpan dalam SFP

dipindahkan ke tempat penyimpanan bahan bakar bekas (spent nuclear fuel storehouse/SNFS).

SNFS dimaksudkan untuk penyimpanan kering bahan bakar bekas (SNF) pada tapak PLTN

dalam kontainer dual-fungsi yang dimaksudkan untuk pengiriman dan penyimpanan.

Kapasitas SNFS dirancang untuk penyimpanan jangka-panjang bahan bakar bekas yang

terakumulasi selama 10 tahun operasi 2 Unit reaktor dengan kemungkinan peningkatan

kapasitas bangunan di masa mendatang untuk penyimpanan bahan bakar yang

terakumulasi selama waktu operasi Unit.

3.6.13 Sistem Penanganan Limbah Radioaktif Cair

Sistem untuk penanganan limbah radioaktif cair meliputi sistem penyimpanan

sementara, pemrosesan ulang (reprocessing) dan solidifikasi limbah radioaktif cair (liquid

radwaste/LRW). Sistem untuk penanganan LRW dirancang untuk menerima, menyimpan

sementara, dan memroses-ulang LWR dalam lingkup menyeluruh.

3.6.14 Limbah Gas

Sistem untuk penanganan limbah radioaktif gas meliputi sistem ventilasi khusus dan

sistem pengumpulan dan purifikasi limbah radioaktif gas. Dalam rangka untuk mengurangi

lepasan zat radioaktif ke lingkungan dan perambatan tak-terkendali ke atas station, desain

ini memiliki sistem purifikasi sebagai bagian dari sistem ventilasi untuk zat radioaktif yang

dilepaskan ke udara dari ruang proses selama operasi normal dan kecelakaan pada Unit.

Sistem pengumpulan dan purifikasi limbah radioaktif gas terdiri atas dua subsistem: sistem

pembakaran oksigen dari terbangan (blow off) proses radioaktif dan sistem purifikasi dari

terbangan proses radioaktif.



ISSN 1979-1208 131

3.6.15 Sistem Pemrosesan-Ulang Limbah Radioaktif Padat

Sistem pemrosesan-ulang limbah radioaktif padat dimaksudkan untuk pemrosesan-

ulang limbah radioaktif padat dan juga untuk penyimpanan sementara limbah radioaktif

padat dan media radioaktif cair yang tersolidifikasi.

3.6.16 Pengungkung

Desain yang mempertimbangkan persyaratan keselamatan memberikan suatu

pengungkung ganda, pelingkup eksternal merupakan beton diperkuat non-stressed dan

pelingkup internal merupakan beton diperkuat (reinforced) dan prestressed. Pelingkup

eksternal beton reinforced cor-di-tempat (cast-in-situ) memberikan silinder dengan diameter

internal 50,8 mempertimbangkan, yang overlapped dengan kubah sebagai sebuah

hemisphere. Dimensi geometri dasar pelingkup ini diatur oleh tata-letak peralatan di dalam

volume yang disekat. Dimensi dasarnya diberikan sebagai: (i) Diameter internal silinder dan

kubah 44,0 m, (ii) Tinggi bagian silindris 38,5 m, (iii) Tinggi pelingkup total 61,7 m, Tebal

dinding dan kubah, lanjutan dari persyaratan desain, serta persyaratan pelindung biologis

1,2 m.

3.7 Kinerja Instalasi

3.7.1 Operasi Reaktor

Unit-unit ini dioperasikan sesuai dengan ketentuan-ketentuan dokumen regulasi,

spesifikasi proses dan manual operasi. Operasi RP dimungkinkan dal mode beban dasar

(base load) dan ikut-beban (load-follow) dengan kehandalan: (i) frekuensi scram tidak lebih

dari sekali setahun, (ii) faktor ketersediaan tidak kurang dari 0,9. Nilai-nilai tersebut telah

dikonfirmasi dalam kerangka kerja analisis kehandalan dan kesiapan peralatan yang

dilakukan pada desain dasar.

3.7.2 Indeks (Tujuan) Faktor Beban

Faktor kapasitas adalah 0,92, Faktor beban tahunan adalah 0,9, Indeks yang diberikan

tercapai karena penyempurnaan dalam desain beberapa peralatan RP, optimasi siklus

perbaikan dari beberapa peralatan dan RP (penurunan sampai siklus 8 tahun merata),

optimisasi skedul untuk setiap shutdown, implementasi sistem progresif persiapan dan

pelaksanaan perbaikan dan pemeliharaan (R&M), penggunaan mesin pengisian ulang yang

beroperasi pada kecelakaan lebih tinggi, nut-driver daya multiposisi otomatis untuk

elongasi simultan tatahan (stud) dari sambungan flens peralatan (dari sambungan utama

reaktor, kolektor generator uap, semua tanki RP, dan lain-lain), pemuatan bahan bakar baru

(FA, RCCA) pada kolam bahan bakar bekas selama cooldown sirkuit primer RP, yang

menggabungkan pekerjaan pengisian ulang bahan bakar dalam reaktor dengan pekerjaan

R&M (perbaikan dan pemeliharaan) generator uap dengan menmpertimbangkan

penggunaan piranti isolasi yang ditempatkan dalam kolektor generator.

4. KESIMPULAN Hasil kajian menyimpulkan bahwa keselamatan nuklir dari PLTN VVER sudah

mengimplementasikan sistim kelelamatan PLTN yang dimulai dari desain hingga terjadinya

sistim dekomisioning. Sistim ini sama dengan sistim yang diterapkan di PLTN di Negara-

negara di Eropa dan Amerika, sehingga tidak perlu dikawatirkan dengan kemungkinan

adanya kehadiran PLTN VVER 1000 di negara kita nanti. Sistim keselamatan PLTN VVER

dimulai dari perancangan, desain dan semua sistem yang diterapkan sudah mengikuti

semua yang dipersyaratkan oleh semua lembaga dunia maupun IAEA.



ISSN 1979-1208 132

DAFTAR PUSTAKA

1. ______, “Status Report for Advanced Nuclear Reactor Designs”,

[email protected], Diakses Mei 2012

2. M.ROGOV, “Safety, Quality And Environmental Protection Policy”. Rosenergoatom

Bulletin 2002, esp. paper, http://www.rosatomflot.ru/, Diakses Mei 2012

3. BACHER, P., et.al, “EPR from Utility Standpoint Safety of Future Nuclear Power Plant wth

Preessurized Water Reactor “ The EPR Project 1977

4. TJIPTA SUHAEMI, ITJEU KARLINA, PTRKN, Seminar Nasional SDM Teknologi

Nuklir, Yogyakarta, 25-26 Agustus 2008, ISSN 1978-0176

mailto:[email protected]

http://www.rosatomflot.ru/

Documents

KAJIAN SISTIM KESELAMATAN PLTN VVER RUSSIA