Study Of ACR-1000 Reactor Safety System In Mitigating Severe Accident

STUDY OF ACR-1000 REACTOR SAFETY SYSTEM IN MITIGATING SEVERE ACCIDENT
Wibowo, Isna Hastuti R, Bambang T.W, Ahmad Syaukat
Pusat Kemitraan Teknologi Nuklir (PKTN) - BATAN
Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang 15310

ABSTRACT
STUDY OF ACR-1000 REACTOR SAFETY SYSTEM IN MITIGATING SEVERE ACCIDENT. The ACR-1000 reactor has coolant system which is separated from moderator system. The failure of the coolant system does not make the reactor core lose its cooling. With the fuel channels across the moderator tank, the moderator is able to cool the fuel elements at the failure of the core coolant system. ACR-1000 reactor safety system has several decay heat removal systems which prevent and mitigate severe accidents. Under severe accidents with its advanced system design feature ACR-1000 protects the environment from the radioactive materials by containing the molten fuel elements with calandria tank until nuclear emergency activity can be done.

Keywords: accident, safety, reactor, ACR-1000

ABSTRAK
STUDI SISTEM KESELAMATAN REAKTOR ACR-1000 DALAM PENANGGULANGAN KECELAKAAN PARAH. Reaktor ACR-1000 memiliki sistem pendingin yang terpisah dari sistem moderator. Kegagalan sistem pendingin teras reaktor tidak menyebabkan teras reaktor kehilangan pendinginan. Dengan desain kanal elemen bakar melalui tangki moderator maka pada saat terjadi kegagalan sistem pendingin, moderator dapat mendinginkan elemen bakar. Sistem keselamatan reaktor ACR-1000 memiliki berbagai penyerap panas darurat yang dapat mencegah atau mengurangi dampak dari kecelakaan parah. Pada kecelakaan parah, reaktor ACR-1000 tetap melindungi lingkungan dari bahaya zat radioaktif dengan desain sistemnya yang mampu mewadahi lelehan elemen bakar di dalam tangki Calandria sampai dapat dilakukannya manajemen darurat nuklir.

Kata kunci: kecelakaan, keselamatan, reaktor, ACR-1000
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir III, 2010

1. PENDAHULUAN
AECL (Atomic Energy of Canada Limited) sedang mengembangkan reaktor CANDU Maju (Advanced CANDU Reactor, ACR-1000) yang dinilai sebagai suatu desain yang evolusioner dengan mengkombinasikan teknologi air berat dan air ringan. Reaktor ACR-1000 merupakan pengembangan dari desain reaktor CANDU yang telah terbukti keandalannya.

Salah satu inovasi reaktor ACR-1000 yang dikembangkan dari desain reaktor CANDU sebelumnya adalah pada air ringan yang digunakan. Pada reaktor ACR-1000, air berat digunakan sebagai moderator dan air ringan digunakan sebagai pendingin. Sedangkan pada reaktor CANDU terdahulu air berat digunakan baik sebagai moderator maupun sebagai pendingin.

Reaktor ACR-1000 mempunyai beberapa kelebihan dibandingkan reaktor CANDU 9. Reaktor ini, mempunyai daya yang lebih besar dengan ukuran teras yang relatif sama. Selain itu ACR-1000 memiliki sistem pendinginan pasif untuk meningkatkan unjuk kerja keselamatan dalam hal terjadinya kecelakaan. Juga ACR-1000 memiliki bundle elemen bakar jenis Canflex yang terdiri dari 43 elemen batang bakar dengan pengayaan uranium 235 sekitar 2 % [1,2].

Karakteristik reaktor ACR-1000 pada kecelakaan parah tidak hanya ditentukan oleh ciri melekat pada desain fisika dan sistem tetapi juga oleh pendekatan keselamatan dan lisensi yang diterapkan oleh Badan Perijinan Nuklir Kanada (Canadian Nuclear Safety Commission / CNSC). CNSC ini sebelumnya dikenal dengan AECB (Atomic Energy of Control Board). Semenjak kecelakaan reaktor di Chernobyl pada tahun 1986 dan meningkatnya tuntutan untuk menghindari kecelakaan parah, Kanada mengambil langkah untuk mrningkatkan keselamatan reaktor nuklir. Sejalan dengan anjuran Badan Tenaga Atom Internasional (International Atomic Energy Agency/IAEA), Kanada menyusun pendekatan lisensi yang meninjau berbagai skenario kecelakaan parah dan membatasi dampaknya.

Untuk menjamin kemungkinan yang sangat kecil terjadinya kecelakaan parah, Kanada memakai filosofi pemisahan sistem proses dari sistem keselamatan. AECL melakukan pengembangan sistem keselamatan reaktor ACR-1000 baik dari segi keandalan desain maupun kemampuan untuk mewadahi pelelehan elemen bakar dalam kecelakaan parah.

Pada makalah ini dilakukan pengkajian sistem keselamatan ACR-1000 dalam kecelakaan parah dengan menganalisis kinerja sistem keselamatan ACR-1000 pada kecelakaan yang paling mungkin menimbulkan pelelehan teras reaktor yaitu kecelakaan yang melibatkan kehilangan pendingin teras sekaligus kehilangan moderator.

2. SISTEM KESELAMATAN REAKTOR ACR-1000
Pengkajian keselamatan reaktor ACR-1000 dilaksanakan berdasarkan kriteria keselamatan baik dari IAEA maupun CNSC. IAEA menyadari pentingnya keselamatan nuklir dan mempromosikan peningkatan keselamatan industri nuklir. Revisi panduan keselamatan nuklir yang dilakukan IAEA pada tahun 1986 mengakomodasi masukanmasukan dari peristiwa Chernobyl. Panduan ini memberikan suatu penyelesaian bagaimana fenomena kecelakaan parah pada reaktor nuklir ditangani mulai saat perancangan sampai saat setelah kecelakaan. IAEA menyatakan bahwa dari sudut pandang keselamatan sangat tepat untuk mambahas kecelakaan parah sekurang-kurangnya dalam cara yang terbatas.

Pembahasan tidak harus melibatkan aplikasi keteknikan yang konservatif dalam menentukan basis desain tetapi perlu berdasarkan atas suatu analisis yang realistik. IAEA memandang penting adanya : identifikasi rangkaian kejadian penting pada kecelakaan parah, identifikasi kemampuan reaktor beroperasi serta pemakaian sistem darurat untuk mengendalikan kecelakaan serta mengurangi dampaknya, evaluasi perubahan desain untuk mengurangi kemungkinan terjadinya kecelakaan dan penentuan prosedur manajemen kecelakaan.

Sesuai dengan anjuran IAEA dalam perancangan sistem atau fasilitas nuklir, AECL menerapkan konsep pertahanan berlapis. Semua aktivitas keselamatan, organisasi ataupun sistem peralatan memiliki provisi berlapis sehingga jika satu kegagalan terjadi maka dapat dikompensasi atau dikoreksi tanpa memberikan dampak yang berarti. Pengkajian keselamatan nuklir berarti juga menilai apakah sistem reaktor nuklir merupakan lapisan provisi dengan pengungkungan berlapis yang mampu mewadahi zat radioaktif supaya tidak menyebar ke lingkungan. Makalah ini membahas sistem keselamatan ACR-1000 berdasar persyaratan keselamatan nuklir dari IAEA (seperti standar keselamatan dan persyaratan keselamatan nuklir) serta kriteria desain dari CNSC. Secara khusus dasar penilaian menyangkut strategi pertahanan berlapis, proteksi radiasi, fungsi keselamatan, basis desain, keandalan sistem dan kecelakaan parah. Desain dan manajemen kecelakaan ACR-1000 ini dilaksanakan untuk kecelakaan parah khas reaktor ACR-1000 yaitu kecelakaan yang melibatkan kehilangan pendinginan dan moderasi teras reaktor.