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,
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir
Badan Tenaga Nuklir Nasional
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
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir
Badan Tenaga Nuklir Nasional
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.
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir
Badan Tenaga Nuklir Nasional
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
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir
Badan Tenaga Nuklir Nasional
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
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir
Badan Tenaga Nuklir Nasional
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.
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir
Badan Tenaga Nuklir Nasional
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
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir
Badan Tenaga Nuklir Nasional
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
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir
Badan Tenaga Nuklir Nasional
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.
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir
Badan Tenaga Nuklir Nasional
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.
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir
Badan Tenaga Nuklir Nasional
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.
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir V, 2012 Pusat Pengembangan Energi Nuklir
Badan Tenaga Nuklir Nasional
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