STUDI STRATEGI MANAJEMEN KECELAKAAN PARAH UNTUK REAKTOR TIPE PWR

ABSTRAK
STUDI STRATEGI MANAJEMEN KECELAKAAN PARAH UNTUK
REAKTOR TIPE PWR. Manajemen kecelakaan adalah penetapan langkah-Iangkah
yang perlu diambil yang bertujuan untuk mengantisipasi kecelakaan dan
menghindari resiko dari kecelakaan tersebut Dalam pembangkit listrik tenaga
nuklir (PLTN) misalnya reaktor tipe PWR, ada dua kategori kecelakaan yaitu
kecelakaan yang termasuk dalam kategori DBA (design basis accident) dan
kecelakaan yang termasuk dalam kategori di luar DBA yaitu kategori kecelakaan
parah (severe accident). Manajemen kecelakaan meliputi tindakan preventif
dengan tujuan untuk mempertahankan pendinginan teras reaktor dan integritas
bejana pengungkung berdasar pada batas-batas rancangan yang berhubungan
dengan keselamatan. Ada dua fase dalam manajemen kecelakaan parah, yaitu:
pertama adalah tindakan untuk mencegah terjadinya kerusakan berat pada teras
reaktor dan disebut sebagai "manajemen kecelakaan fase 1". Yang kedua adalah
tindakan untuk menghindari konsekuensi dari kecelakaan parah, dan disebut
sebagai "manajemen kecelakaan fase 2". Tindakan ini secara khusus ditekankan
untuk mempertahankan integritas bejana pengungkung agar tidak terjadi pelepasan
material radioaktif ke lingkungan. Makalah ini membahas beberapa konsep
tindakan yang perlu diambil yang berhubungan dengan manajemen kecelakaan
parah misalnya untuk mempertahankan pendinginan teras, integritas bejana
pengungkung dan beberapa fungsi keselamatan untuk mendukung sistem ini.
ABSTRACT
STUDY OF SEVERE ACCIDENT MANAGEMENT STRATEGY FOR PWR
TYPE REACTOR. Accident management is establishment of all the actions which
aim to anticipate accidents and mitigate the consequences due to the accidents. In
nuclear power plants such as PWR type reactors, there are two categories of
accidents, that are; the accidents in the DBA (design basis accident) category and
the accidents in the beyond DBA category, namely severe accidents. Accident
management comprises the prevention measure to maintain the core coolability
and containment integrity for design basis accident events using safety-related and
inside the design limits. There are two phases of severe accident management
One is the countermeasure to prevent severe damage to the reactor core that is
called "phase-1 accident management" The other is the countermeasure to
mitigate the consequences of severe accidents that is called "phase-2 accident
management" this countermeasure particularly to keep the containment vessel
integrity in order to mitigate the material radioactive release to the environment
This paper describes a concept of some countermeasure according to the severe
accident management such as to maintain core cooling, containment integrity and
some support system to the safety function.