22

Catatan Tambahan

ISI LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN

A.1. PENDAHULUAN DAN URAIAN SINGKAT FASILITAS

A.101. Bab pertama Laporan Analisis Keselamatan (LAK) harus memuatpendahuluan tentang laporan dan informasi umum tentang reaktor penelitian danfasilitas terkait yang bertujuan untuk memperoleh gambaran menyeluruh yangmemadai tentang fasilitas tersebut.

Uraian Umum Tentang Fasilitas

A.102. Bagian ini harus berisi rangkuman tentang karakteristik utama fasilitasdan tapak. Gambaran umum dan tata letak fasilitas harus diuraikan, mulai dariteras reaktor, sistem sekunder dan tersier untuk menyampaikan gambaranmenyeluruh tentang fasilitas dan-komponen-komponennya. Ciri-ciri yang pentinguntuk keselamatan operasi hendaknya ditunjukkan dengan jelas. Apabila fasilitasmempunyai ciri-ciri baru atau melibatkan pendekatan yang tak lazim dalamanalisis keselamatan, hal ini harus diuraikan secara garis besar.

Tinjauan Historis

A.103. Riwayat operasi untuk fasilitas lain harus dikemukakan, termasukperubahan besar yang telah dilakukan pada fasilitas yang ada atau sedangberoperasi.

Perbandingan Dengan Fasilitas lain

A.104. Setiap kesamaan dengan fasilitas lain, yang meliputi kesamaan desain,kejadian keselamatan sebelumnya dan kasus historis dari fasilitas lain yang akandiacu dalam LAK, harus dikemukakan.

Indentifikasi Pemilik dan Kontraktor

A.105. Pemilik fasilitas, arsitek/perancang, kontraktor utama dan konsultan harusdiidentifikasi. Uraikan pula, apabila ada, pengalaman mereka sebelumnya dalamkegiatan yang menyangkut fasilitas penelitian nuklir lain.

Ciri Keselamatan

A.106. Bagian ini harus menyatakan secara singkat prinsip keselamatan dasaruntuk desain, konstruksi dan operasi reaktor serta kriteria keselamatan nuklir

23

untuk penerimaan. Ciri keselamatan, komponen atau sistem keselamatan fasilitasyang digunakan dalam analisis juga harus diuraikan.

Program Eksperimen

A.107. Bagian ini harus memberikan uraian singkat tentang program eksperimenyang akan dilakukan pada fasilitas reaktor dan fasilitas eksperimen yangdigunakan.

Daftar Gambar

A.108. Bagian ini harus memberikazn daftar gambar yang berkaitan denganpenataan fasilitas dan peralatannya.

Daftar Pustaka

A.109. Bagian ini harus berisi tabel informasi acuan yang mendukung LAK.Sebagai contoh, informasi tersebut dapat terdiri dari informasi tentang programkomputer dan laporan dari pabrik pembuat reaktor dan bahan bakar.

Persyaratan Untuk Informasi Teknis Lebih Lanjut

A.110. Bagian ini harus mengindentifikasi ciri keselamatan atau komponen yangperlu dilengkapi dengan keterangan teknis lebih lanjut untuk mendukungpenerbitan lisensi karena tidak secara lengkap diberikan dalam LAK.

A.2. TUJUAN KESELAMATAN DAN PERSYARATAN DESAIN TEKNIS

A.201. Bab ini harus mengindentifikasi, menguraikan dan membahas tujuankeselamatan dan persyaratan desain teknis struktur, komponen, peralatan dansistem yang penting untuk keselamatan.

Tujuan Keselamatan dan Persyaratan Desain Umum

A.202. Dalam bagian ini harus diuraikan tujuan keselamatan dan persyaratandesain umum untuk menentukan desain fasilitas reaktor denganmempertimbangkan persyaratan-persyaratan untuk operasi normal, kejadianoperasi yang diperkirakan, dan kecelakaan yang dipertimbangkan dalam desain.Tujuan keselamatan dan persyaratan desain untuk mitigasi kecelakaan juga harusdiuraikan. Upaya lain yang dapat digunakan untuk mengurangi akibat kecelakaanharus diuraikan dalam Bab yang sesuai dalam LAK.

24

A.203. Pernyataan tentang tujuan keselamatan keseluruhan harus diberikan.Uraian ini harus disertai dengan penjelasan singkat tentang tujuan keselamatandan persyaratan desain umum yang penting untuk desain. Tujuan keselamatandibahas dalam Bab 2, dan persyaratan desain umum dalam Bab 5 dokumen SafetySeries No. 35-S1. Tujuan dan persyararatan ini dapat mencakup hal-hal berikut:

(a) Jaminan kualitas;(b) Standar desain rekayasa yang tinggi, dan terutama, kelonggaran/marjin

desain konservatif, sistem (ciri) keseselamatan teknis, penghalangterhadap pelepasan zat radioaktif dan proteksi dari penghalangtersebut;

(c) Ciri keselamatan inheren (yang berhubungan dengan prinsip fisikaintrinsik);

(d) Ciri keselamatan pasif (ciri pasif tidak mengubah keadaan secaraaktif);

(e) Uraian lanjut tentang ciri unik atau khusus yang mungkin digunakanyang dapat mempengaruhi akibat atau kemungkinan pelepasan;

(f) Uraian lanjut tentang sistem kerangkapan, keanekaragaman, dankemandirian yang diterapkan dalam desain sistem keselamatan teknis;

(g) Ciri gagal aman;(h) Pertahanan berlapis yang diterapkan dalam desain;(i) Pencegahan kecelakaan(j) Manajemen kecelakaan;(k) Praktek rekayasa teruji dan penggunaan standar yang umum diterima;(l) Pengkajian faktor manusia dan kegagalan yang saling tergantung;(m) Proteksi radiasi;

Perhatian utama harus ditekankan pada prinsip-prinsip yang digunakan dalamdesain, bukan pada uraian tentang reactor. Uraian yang merangkum tentangreaktor diberikan dalam Bab 5.

Persyaratan Desain Khusus

A.204. Persyaratan desain khusus yang digunakan harus dinyatakan dalam Babini. Persyaratan tersebut dibahas secara detil di Bab 6 dokumen Safety Series No.35-S1.Persyaratan ini meliputi :

(1) Persyaratan jaminan kualitas desain, termasuk ketentuan praktis yangdigunakan dalam desain;

(2) Pemantauan variabel dan kendali variabel reaktor dan variabel sistemdalam rentang operasinya;

(3) Persyaratan integritas teras reaktor(4) Proteksi terhadap ketidakstabilan aliran dan penurunan osilasi daya;(5) Kriteria untuk penggunaan secara bersama struktur, sistem dan

komponen umum yang penting untuk keselamatan diantara fasilitas-fasilitas yang ada pada tapak yang sama;

(6) Pertimbangan faktor manusia dan prinsip ergonomi untuk memperkecilpotensi kesalahan manusia dan mengurangi ketegangan operator;

(7) Persyaratan-persyaratan untuk analisis desain dengan teknik, model atauprogram komputer yang tervalidasi;

25

(8) Kriteria kendali reaktivitas, termasuk:(a) Kerangkapan kendali;(b) Batas reaktivitas;(c) Kelonggaran (marjin) penghentian (shutdown) reaktor; dan(d) Ketentuan desain untuk mencegah, atau mengurangi potensi

kesalahan pemuatan bahan bakar;(9) Kriteria pendinginan teras, termasuk:

(a) Persyaratan pendinginan teras yang memadai untuk semuakeadaan operasi dan kondisi kecelakaan; dan

(b) Persyaratan integritas sistem pendingin dan proteksinya terhadapkebocoran;

(10) Batas desain bahan bakar dan kriteria desain bahan bakar, termasuk;(a) Dasar desain bahan bakar mencakup desain mekanik, kimia dan

termal;(b) Kelonggaran (margin) keselamatan bagi parameter desain bahan

baker;(c) Metode pencapaian kelonggaran (margin) keselamatan

konservatif untuk bahan bakar prototipe;(d) Verifikasi integritas bahan bakar; dan(e) Dasar desain untuk desain mekanik, termal dan kimia dari bahan

yang penting untuk keselamatan;

(11) Kriteria desain untuk pemanfaatan reaktor, termasuk;(a) Proteksi radiasi untuk semua kondisi operasi;(b) Perawatan kelonggaran (margin) desain bahan bakar;(c) Persyaratan desain untuk menjamin agar setting sistem

keselamatantidak banyak pengaruh; dan(d) Persyaratan kemandirian antara reaktor dengan peralatan

eksperimen terpasang.

(12) Kriteria desain sistem keselamatan dan apabila perlu:(a) Ketentuan sistem untuk penghentian reaktor, pendinginan bahan

bakar dan pengendalian pelepasan radionuklida;(b) Persyaratan operasi;(c) Persyaratan pemisahan untuk sistem keselamatan dan fungsi

pengendalian; dan(d) Persyaratan modus gagal-aman.

(13) Persyaratan keandalan, termasuk;(a) Keandalan proses (sistem) operasi;(b) Target keandalan untuk sistem keselamatan;(c) Persyaratan kerangkapan dan ketaktersediaan sistem

keselamatan;(d) Pemisahan untuk kemandirian atau keanekaragaman dan;(e) Persyaratan untuk sistem pendukung keselamatan;

(14) Dasar desain kualifikasi peralatan untuk kejadian alam, kondisilingkungan, proteksi kebakaran, dan bahaya luar;

26

(15) Metode yang digunakan untuk perlindungan terhadap kegagalan yangsaling tergantung;

(16) Kemampuan pengawasan dan perawatan peralatan keselamatan; dan

(17) Upaya proteksi radiasi dalam desain meliputi:(a) Ciri desain untuk mengurangi penyinaran;(b) Pengendalian pelepasan;(c) Pengendalian bahan radioaktif;(d) Pencegahan kekritisan yang tak terduga; dan(e) Pemantauan daerah bahan bakar dan penyimpanan limbah.

Klasifikasi Struktur, Komponen dan Sistem

A.205. Apabila suatu skema klasifikasi struktur, komponen, dan sistem telahdibuat untuk tujuan analisis atau desain, seperti keselamatan seismik, jaminankualitas atau keselamatan nuklir, dasar klasifikasinya dan jenis kelas hendaknyadisajikan di bagian ini.

Kejadian Eksternal

A.206. Dalam bagian ini kriteria desain bagi ketahanan struktur, sistem dankomponen terhadap kejadian eksternal hendaknya dikemukakan. Kejadianeksternal ini dapat mencakup:

(a) Beban angin dan badai;(b) Desain ketingggian air (banjir);(c) Proteksi misil dari sumber di dalam dan luar fasilitas, termasuk

pesawat terbang;(d) Bahaya seismic dan analisis seismik; dan(e) Kebakaran dan ledakan;

Informasi tambahan tentang persyaratan tapak diberikan dalam Bab 4 dokumenSafety Series No. 35-S1.

Peraturan dan Standar

A.207. Dalam bagian ini, semua peraturan dan standar yang digunakan dalamdesain struktur, sistem dan komponen harus didaftar. Pembenaran terhadappenggunaannya harus diberikan, terutama yang relevan untuk keselamatan nuklir.

A.208. Apabila digunakan peraturan dan standar yang berlainan untuk aspek-aspek berbeda dari barang atau sistem yang sama, konsistensi peraturan/standartersebut harus ditunjukkan. Bidang-bidang yang tercakup oleh peraturan danstandar adalah:

• Desain mekanik, termasuk analisis tegangan dan mekanikkeretakan;

• Desain struktur

27

• Desain tahan gempa bumi• Pemilihan bahan• Inspeksi sistem, komponen dan struktur yang difabrikasi dan

terpasang;• Desain termohidraulik dan neutronik• Desain sistem instrumentasi dan pengendalian;• Desain listrik;• Perisai dan proteksi radiasi• Inspeksi, pengujian dan perawatan yang berkaitan dengan desain;• Proteksi kebakaran;• Desain dan produksi bahan bakar

A.209. Untuk struktur, komponen dan sistem yang penting untuk keselamatanyang belum mempunyai standar atau peraturan yang memadai, harus digunakanpendekatan yang diperoleh dari standar atau peraturan yang ada bagi peralatanserupa harus digunakan. Apabila standar atau peraturan/pedoman tersebut jugabelum tersedia, dapat digunakan hasill-hasil pengalaman, pengujian, analisis ataugabungannya, dan penjelasan tentang hasil-hasil tersebut harus juga diberikan.

Metode Desain Teknis

A.210. Metode desain dan analisis sistem dan komponen harus diuraikan disini;termasuk transien desain, program komputer yang digunakan, analisis teganganeksperimental, dan program pengujian dinamik dan analisis sistem dan komponenmekanis. Metoda desain ini terutama harus diberikan untuk struktur, sistem dankomponen yang penting untuk keselamatan.

Desain Proteksi Kebakaran di Dalam Fasilitas

A.211. Bagian ini harus membahas persyaratan desain untuk perlindungankebakaran di fasilitas. Uraian ini harus mencakup uraian sistem pasif sepertiisolasi, pemisahan, pemilihan bahan, dan tata letak serta pembagian daerahgedung, lokasi peralatan pemadam kebakaran, dan tata letak serta proteksi sistemkeselamtan (termasuk pemisahan dari sistem berlapis yang berkaitan dengankeselamatan).

Kualifikasi Komponen

A.212. Pada bagian ini harus diuraikan dasar desain untuk kualifikasi komponenterhadap faktor-faktor lingkungan seperti vibrasi, ekspansi panas, radiasi, korosi,pengaruh dinamik, beban mekanis dan tekanan tinggi, temperatur tinggi,kelembaban, air, uap, bahan kimia, temperatur rendah atau vakum. Di bagian inidiuraikan pula tetang uji kualifikasi analisis yang telah (atau akan) dilaksanakan.

28

Kesimpulan

A.213. Bagian ini harus berisi kesimpulan bahwa fasilitas telah didesain untukmemenuhi tujuan keselamatan keseluruhan dan tujuan keselamatan serta bahwakejadian eksternal, peraturan, standar dan metode desain yang sesuai telahdipertimbangkan dalam desain fasilitas, termasuk kualifikasi komponen.

A.3. KARAKTERISTIK TAPAK

A.301. Bab ini harus berisi informasi tentang karakteristik geologi, seismologi,hidrologi dan metereologi tapak dan daerah sekitarnya, yang berkaitan dengandistribusi penduduk yang ada pada saat ini dan yang akan datang, tata guna tanah,dan kegiatan tapak serta pengawasan tapak ini terhadap desain fasilitas dankriteria operasi dan untuk menunjukkan tinjauan karakteristik tapak dari segikeselamatan. Informasi tambahan tentang penentuan tapak dapat dilihat dalamBab 4 dokumen Safety Series No. 35-S1.

A.302. Informasi dalam Bab ini harus diberikan secara rinci untuk menunjanganalisis dan kesimpulan Bab A.16 (Analisis Keselamatan) untuk membuktikanbahwa fasilitas reaktor dapat dioperasikan dengan aman pada tapak yangdiusulkan. Untuk reaktor dengan daya rendah, dengan potensi bahaya yang sangatkecil, isi pada bab ini dapat dikurangi.

A.303. Apabila laporan evaluasi tapak telah dibuat secara terpisah, laporantersebut hendaknya diacu dan ringkasannya saja disajikan di dalam bab ini.

Uraian Umum Tapak

A.304. Lokasi tapak fasilitas harus ditentukan dan dilengkapi dengan petaberskala memadai yang menunjukkan :

(a) Daerah milik fasilitas dan tapal batasnya;(b) Lokasi dan orientasi gedung dan peralatan utama;(c) Lokasi daerah industri, perdagangan, pendidikan, rekreasi atau

pemukiman;(d) Jalan raya, jalan tol, jalan air dan jalur kereta api yang terdekat;(e) Batas kawasan yang dikendalikan oleh organisasi pengoperasian;

dan(f) Batas pelepasan efluen.

A.305. Uraian tentang kewenangan hukum pemohon yang berkaitan dengankawasan yang terletak di dalam daerah pengendalian yang ditentukan harusdikemukakan. Semua kegiatan yang tidak berkaitan dengan operasi fasilitas yangakan dilakukan di dalam daerah pengendalian harus diuraikan.

29

Pengaruh Eksternal

A.306. Bab ini harus menguraikan fenomena dan karakteristik tapak baik yangdisebabkan oleh alam maupun oleh manusia, yang harus dipertimbangkan dalammengkaji memadainya tapak untuk fasilitas reaktor penelitian.

A.307. Bagian ini harus menguraikan metode yang digunakan untuk menentukankejadian eksternal yang merupakan bagian dan kejadian dasar desain untuk efekfenomena alam dan efek buatan manusia yang penting. Informasi tentang kriteriadesain untuk proteksi terhadap efek ini hendaknya diberikan dalam Bab 2.

Geologi dan Seismologi

A.308. Geologi tapak dan lingkungannya harus diuraikan di bagian ini secaraterinci untuk mengindentifikasi dampak yang dapat membahayakan fasilitasreaktor penelitian.

A.309. Informasi yang digunakan untuk menetapkan dasar desain seismik, sepertifrekuensi terjadinya gempa bumi ulang dan gerakan tanah, harus disajikan dalambagian ini, termasuk informasi tentang:

• Pengkajian potensi terjadinya sesar permukaan pada tapak;• Definisi kondisi dan sifat teknis tanah dan/atau bantuan pondasi

reaktor, dan• Pengkajian potensi terjadinya aktivitas vulkanik.

Meteorologi

A.310. Bagian ini harus memberikan uraian tentang metereologi tapak danlingkungannya, termasuk kecepatan dan arah angin, temperatur udara, presipitasi,kelembabban, parameter stabilitas atmosfer dan inversi yang berlanjut. Frekuensimusiman dan tahunan fenomena cuaca harus diberikan termasuk, apabila perlu,badai, topan, petir, dan angin ribut.

Hidrologi dan Oseanografi

A.311. Hidrologi permukaan dan bawah tanah tapak dan lingkungannya harusdiuraikan dalam bab ini, termasuk lokasi, ukuran, aliran, penggunaan air dankarakteristik sumber air minum. Lokasi dan karakteristik struktur buatan manusiaharus ditunjukkan, termasuk bendungan (dam) dan kanal pengubahan aliran, danbangunan pengendali banjir.

A.312. Uraian tentang hidrologi air tanah disekitar fasilitas harus diberikan,termasuk karakteristik utama dari daerah air dan interaksinya dengan airpermukaaan, dan data tentang penggunaaan air tanah dalam kawasan tersebut.

30

A.313. Apabila reaktor dibangun di dekat pantai, informasi oseanografi danhidrografi, termasuk peta batimetri dari daerah dekat pantai di depan lokasireaktor, harus diberikan.

A.314. Fenomena alam yang harus dipertimbangkan dalam LAK dapat meliputi,apabila perlu:

• Banjir;• Arus gelombang, ombak; dan• Fenomena yang diakibatkan seismik seperti tsunami dan kegagalan

bendungan.

Fasilitas Industri, Transportasi dan Militer Terdekat

A.315. Semua fasilitas industri, pengangkutan dan militer yang ada pada saat inidan di masa mendatang yang dapat membahayakan fasilitas reaktor harusdiuraikan di bagian ini; sebagai contoh: pabrik bahan kimia, penyulingan minyak,fasilitas penyimpanan, penambangan dan pengambilan bahan galian, pangkalanmiliter, jalur transportasi (udara, darat, air), fasilitas pengangkutan (jalur keretaapi, galangan, pelabuhan, bandar udara), jaringan pipa, operasi pengeboran sumurgas dan minyak serta fasilitas penyimpanan bawah tanah. Potensi pengaruhmerugikan yang dipunyai fasilitas-fasilitas ini terhadap gedung reaktor, misalnyatubrukan pesawat atau kecelakaan lalu lintas lainnya, harus diuraikan.

A.316. Perubahan yang diperkirakan cukup berarti dalam penggunaaan tanahhendaknya dipertimbangkan, termasuk perluasan fasilitas atau kegiatan yang ada,atau pembanganan fasilitas dengan risiko tinggi.

Impak Radiologi

A.317. Bagian ini harus menguraikan aspek ekologi, khususnya aspek biologi dariperpindahan zat radioaktif dan dampaknya terhadap manusia. Uraian yang terincitentang hal ini tidak disyaratkan bagi reaktor dengan daya rendah dan yangmempunyai risiko kecil. Dalam hal ini, hanya ringkasannya saja diberikan untuksetiap judul. Jika uraian tentang dampak radiologi ini tidak diberikan, maka alasanuntuk menghapuskannya dari LAK ini harus disebutkan.

A.318. Informasi tentang dampak radiologi, bersama-sama dengan data buanganzat radioaktif dan perilaku/perpindahan radionuklida yang diberikan pada bablain, yang akan digunakan dalam pengkajian dosis perorangan danmasyarakat/penduduk, dan kontaminasi rantai biologi dan rantai makanan harusdiuraikan. Informasi ini harus mencakup seluruh daerah yang mungkinterpengaruh, dengan mempertimbangkan karakteristik topografi, hidrologi danmeteorologi.

31

Distribusi Penduduk

A.319. Distribusi penduduk di sekitar fasilitas dan kawasannya, variasi musimandan harian, harus disajikan disini. Khususnya, informasi tentang distribusipenduduk saat ini dan proyeksinya di sekitar fasilitas harus dikumpulkan dandipertahannkan agar tetap mutakhir selama umur fasilitas.

Penggunaaan Lahan, Air dan Lingkungan Alam

A.320. Karakteristik ekologi regional dan penggunaaan air dan lahan harusdirangkum dalam bagian ini, mencakup:

(a) Lahan dan badan air yang menunjang kehidupan alam;(b) Lahan yang diperuntukkan bagi pertanian;(c) Lahan yang diperuntukkan bagi ladang atau peternakan;(d) Lahan yang diperuntukkan bagi tujuan komersial, pemukiman dan

rekreasi;(e) Badan air yang digunakan untuk tambak dan olah raga memancing;(f) Badan air yang digunakan untuk tujuan komersial dan rekreasi;(g) Jalur langsung dan tak langsung kontaminasi radioaktif terhadap

rantai makanan

Tingkat Radiologi Latar

A.321. Bagian ini hendaknya berisi uraian tentang tingkat radioaktivitas latar darialam dan buatan di udara, air dan tanah (termasuk bawah tanah) serta pada floradan fauna. Jika ada instalasi nuklir lain pada tapak, maka harus diberikan uraiansecara singkat tentang kejadian-kejadian yang menyebabkan tambahan padatingkat radioaktivitas latar pada tapak.

Dispersi Atmosferik Zat Radioaktif

A.322. Bagian ini harus menguraikan model yang digunakan untuk pengkajianpenyebaran atmosferik zat radioaktif yang terlepas selama operasi normal dankondisi kecelakaan pada reaktor, sesuai dengan kebijakan organisasi pengoperasidan Badan Pengawas. Pada bagian ini juga harus jelas perkiraan penyebaranberdasarkan pada data meteorologi yang sebenarnya atau data konservatif denganasumsi cuaca terburuk. Lingkup model harus mencakup ciri topografi tapak danregional yang khusus, dan karakteristik fasilitas yang dapat mempengaruhipenyebaran atmosferik. Ketepatan dan keabsahan model, termasuk memadainyaparameter masukan, konfigurasi sumber dan topografi, harus dibahas.

A.323. Bagian ini harus menyajikan hasil-hasil perhitungan parameter difusiatmosferik pada batas tapak dan lokasi di luar tapak, atau mengacu padakonsentrasi radionuklida di atmosfir dan perhitungan dosis yang disajikan dalamBab A.12 (Keselamatan Radiologi Operasi) dan Bab A.16 (AnalisisKeselamatan).

32

Dispersi Zat Radioaktif Melalui Air Permukaaan dan Air Tanah

A.324. Bagian ini harus mengindikasikan lokasi penyebaran radionuklida yangterlepas dan yang memasuki air permukaan atau air tanah di dekat fasilitas. Hasil-hasil penyelidikan hidrologi dan hidrogeologi yang digunakan untuk mengkajikarakteristik pengenceran dan penyebaran dari badan air harus disajikan.

A.325. Model yang digunakan untuk mengevaluasi kemungkinan dampakkontaminasi air permukaan dan air tanah terhadap penduduk harus diuraikan. Bilaperlu, hasil perhitungan dosis luar tapak harus diberikan dan acuan terhadapperhitungan tersebut harus dimuat dalam Bab A.12 (Keselamatan RadiologiOperasi) dan Bab A.16 (Analisis Keselamatan).

Mitigasi

A.326. Bagian ini harus membahas hasil-hasil penelitian yang dilakukan untukmengkaji keperluan akan, atau cakupan dari, upaya mitigasi seperti manajemenkecelakaan atau upaya kedaruratan yang mungkin diperlukan pada saat terjadikecelakaan pada fasilitas, sesuai dengan kebijakan Badan Pengawas. Acuan harusdibuat dalam A.16 (Analisis Keselamatan) dan Bab 20 (Perencanaan danPenanggulangan Kedaruratan) untuk menunjang evaluasi tersebut, jikadiperlukan.

A.327. Bagian ini harus mempertimbangkan:• Distribusi penduduk dan proyeksi perubahan penduduk di kawasan

sekitar fasilitas;• Penggunaan lahan dan air saat ini dan proyeksinya di kawasan itu;• Potensi bentuk sumber radioaktif, dan dosis penduduk dari medan

radiasi langsung dan dari lintasan udara/air;• Potensi kontaminasi dari rantai makanan;• Potensi dosis terhadap personil di lokasi;• Keperluan untuk mengendalikan kegiatan yang tidak berkaitan

dengan operasi fasilitas dalam daerah pengendalian ataumengevakuasi orang-orang yang terlibat dalam kegiatan ini;

• Kemampuan instansi berwenang terkait untuk melaksanakan upayakedaruratan jika diminta; dan

• Kelayakan rencana kedaruratan (bila perlu) denganmempertimbangkan distribusi penduduk, batas nasional daninternasional, kelompok khusus (misalnya rumah sakit), ciri geografikhusus (misalnya kepulauan), fasilitas komunikasi danpengangkutan.

Kesimpulan

A.328. Bagian ini harus memberikan kesimpulan tentang kemamputerimaan tapakuntuk reaktor penelitian yang dipertimbangkan. Jika analisis lebih lanjutdiperlukan untuk mendukung kesimpulan kemamputerimaan tersebut,karakteristik tapak harus diindentifikasi dan hendaknya diacu Bab-bab LAK lainyang sesuai. Dalam hal ini harus dinyatakan pula bahwa risiko radiologi terhadap

33

penduduk pada kondisi kecelakakan, termasuk pelaksanaan upaya mitigasi, adalahcukup rendah dan sesuai dengan persyaratan yang berlaku.

A.4. GEDUNG DAN STRUKTUR BANGUNAN

A.401. Bagian ini harus berisi uraian tentang gedung reaktor dan struktur internal(seperti kolam dan bangunan bagian dalam reaktor, struktur pendukung, krein,sistem ventilasi), terutama karakteristik gedung/bangunan yang berfungsi untukmenjaga tingkat radiasi yang diijinkan di dalam dan di luar tapak selama semuajenis status operasi. Informasi tentang persyaratan-persyaratan bagi gedungreaktor terdapat dalam Bab 6 dokumen Safety Series No. 35-S1.

A.402. Uraian tersebut di atas harus meliputi dasar desain gedung reaktor danbangunan internal, termasuk dasar desain penetrasi gedung (pintu kedap udara,jendela, dan lain-lain) yang dapat bertahan terhadap kejadian internal daneksternal (lihat paragraf A.211 dan A.307).

A.403. Desain dan operasi sistem ventilasi, termasuk persyaratan pengungkung,harus diuraikan. Jika perlu, harus dilakukan pemisahan antara sistem yangdigunakan selama operasi normal dan sistem yang digunakan untuk keadaandarurat . Efisiensi spesifik dari filter uadara dan sistem perangkap yodium harusdiberikan.

A.404. Desain dan operasi subsistem gedung reaktor, seperti sistem yangdigunakan untuk mengendalikan pelepasan produk fisi, harus diuraikan.

A.405. Desain dan operasi krein atau alat pengangkat lainnya harus diuraikan.

A.406. Uraian yang disyaratkan pada paragraf A.401 – A.405 di atas harusdidukung oleh gambar, termasuk diagram alir dan instrumentasi.

A.407. Batasan yang diijinkan dan persyaratan pengujian dan inspeksi untuksubsistem di atas harus diuraikan, terutama yang digunakan untuk menjaminkekedapan/laju kebocoran.

Struktur Bantu

A.408. Bagian ini harus mencakup uraian tentang gedung dan struktur bantu yangpenting untuk keselamatan.

A.5. REAKTOR

A.501. Bab ini harus memberikan semua informasi yang diperlukan untukmembuktikan bahwa reaktor mampu memenuhi fungsi keselamatannya. Fungsikeselamatan ini adalah:

34

• Penghentian reaktor dan mempertahankannya pada kondisi yang amanuntuk semua status operasi dan kondisi kecelakaan;

• Ketersediaan sistem pembuangan panas sisa dari teras setelah reaktorpadam, termasuk kondisi kecelakaan;

• Pengungkungan zat radioaktif untuk membatasi pelepasan kelingkungan.

A.502. Bab ini harus berisi informasi tentang status operasi, termasuk bagiananalisis keselamatan yang terkait dengannya. Tetapi, analisis tentang akibat darikegagalan dan kecelakaan dibahas secara tersendiri dalam Bab A.16 (AnalisisKeselamatan).

Uraian Ringkas

A.503. Bab ini harus diawali dengan ringkasan mengenai karakteristik fungsi,teknis dan operasional dari reaktor. Gambar, diagram alir dan tabel hendaknyadiberikan sebagai gambaran yang lebih jelas dan pendukung informasi. LampiranIII berisi hal-hal yang hendaknya dipertimbangkan dalam uraian tersebut. Uraianitu harus mengindentifikasi fungsi keselamatan yang saling tergantung dan terkaitantar komponen-komponen utama reaktor.

Bahan Bakar

A.504. Informasi dasar tentang desain dan sifat-sifat bahan bakar harus terdiridari:

(a) Material bahan bakar, pengayaan, komposisi dan sifat metalurgi(oksida, paduan logam, dan lain-lain);

(b) Bahan-bahan (jenis komposisi, dan lain-lain) bagian lain elemenbahan bakar seperti kelongsong, penjarak (spacer), penyambung(fitting) dan racun dapat bakar;

(c) Geometri, dimensi, toleransi bahan bakar, dan lain-lain (disertaidengan gambar-gambar);

(d) Sifat-sifat bahan yang diperlukan untuk analisis yang dinyatakanpada paragraf A.505-A.508 tersebut di bawah;

(e) Temperatur maksimum yang masih dapat dipenuhi oleh bahan bakartanpa terjadi deformasi (akibat terbentuknya pelepuhan ataupelunakan mekanis);

(f) Instrumentasi di elemen bahan bakar, bila perlu

A.505. Analisis yang menunjukkan ketahanan bahan bakar nuklir terhadap panasselama operasi normal harus diberikan. Analisis ini harus dilakukan tidak hanyapada teras reaktor tetapi juga pada saat penyimpanan, penanganan danpengangkutan.

A.506. Analisis yang menunjukkan ketahanan bahan bakar nuklir terhadap bebanmekanis (gaya hidrolik, efek pemuaian panas yang berbeda, dan lain-lain) tanpamerusak integritas mekanis atau terjadinya deformasi yang tidak dikehendaki

35

harus dilakukan. Akibat yang dapat diperkirakan dari beban mekanis tersebutharus dikuantifikasi.

A.507. Analisis ketahanan kelongsong bahan bakar nuklir terhadap bahan kimiaselama penggunaaan dan penyimpanannya, dengan mempertimbangkan pengaruhtemperatur dan iradiasi harus dilakukan.

A.508. Analisis yang menunjukkan bahwa kondisi dan batas iradiasi (rapat fisi,fisi total pada akhir operasi dan lain-lain) dapat diterima dan tidak akanmengakibatkan deformasi yang tidak dikehendaki atau pemuaian komponen yangmungkin mengandung bahan fisil harus dilakukan. Batasan deformasi yangdiperkirakan (yang dinyatakan sebagai lebar saluran pendingin minimum) harusdiberikan untuk analisis keselamatan termal.

A.509. Semua analisis dan informasi tersebut hendaknya didukung denganlaporan tetang pengukuran eksperimental dan pengalaman iradiasi dan harusmencakup seluruh daur bahan bakar (penyimpanan, pengangkutan dan lain-lain).

Sistem Kendali Reaktivitas

A.510. Informasi yang menunjukkan bahwa mekanisme kendali reaktivitas dansistem penggeraknya (drive system) dapat memenuhi fungsi keselamatan dalamsemua kondisi operasi yang diperkirakan harus diberikan. Hanya fungsikeselamatan teknis (seperti kemampuan penyisipan) yang dimasukkan; sedangkanaspek-aspek reaktivitas lainnya harus diberikan dalam sub bab desain nuklir, yaituparagraf A.513 dan A.514. Penggabungan sistem proteksi dan sistem pengaturdaya ke dalam sistem instrumentasi diberikan dalam Bab A.8 (Instrumentasi danKendali).

A.511. Informasi dasar tentang desain mekanisme kendali reaktivitas dan sistempenggerak, termasuk bahan, aspek kerangkapan dan keanekaragaman,karakteristik unjuk kerja yang diharapkan (seperti kecepatan kendali dan waktupenyisipan), ciri gagal-aman, dan lain-lain harus diberikan.

A.512. Analisis yang menunjukkan bahwa sistem kendali reaktivitas berfungsisecara benar selama operasi reaktor dan kemampuan penghentian reaktor tetapterjaga pada kondisi kecelakaan yang diperkirakan, termasuk kegagalan sistemkendali itu sendiri, harus diberikan.

Desain Nuklir

A.513. Pada bagian ini harus diberikan analisis yang menunjukkan bahwa kondisinuklir di dalam teras reaktor dapat diterima selama siklus teras yangdirencanakan. Analisis tersebut harus mencakup karakteristik keadaan seimbang,karakteristik dinamik termal dan nuklir.

A.514. Informasi dasar tentang desain nuklir harus mencakup:

36

(a) Konfigurasi dan komposisi teras, seperti jenis dan pola pemuatanbahan bakar yang diantisipasi, elemen kendali dan komponenkomponen lain yang mempengaruhi sifat-sifat nuklir teras.Apabila konfigurasi teras reaktor penelitian akan berubah denganberubahnya percobaan yang dilakukan dan persyarataneksperimen, analisis tersebut dapat menggunakan konfigurasi terasstandar yang mempunyai sifat-sifat konservatif yang berkaitandengan semua konfigurasi teras lainnya. Penjelesan tentangstrategi penggantian bahan bakar yang dikehendaki harusmelengkapi informasi tersebut. Informasi ini hendaknya didukungoleh gambar-gambar;

(b) Distribusi fluks neutron horisontal dan vertikal dalam teras untukenergi neutron termal dan cepat;

(c) Karakteristik dasar reaktivitas teras, seperti faktor multiplikasi tak-hingga dan efektif, keefektifan dan posisi elemen kendali yangdiperkirakan selama umur teras, kapasitas penghentian minimum,sifat-sifat umpan balik reaktivitas yang berkaitan dengantemperatur, kekosongan (void), dan lain-lain, serta nilai reaktivitasdari masing-masing komponen teras (bahan bakar, peralataniradiasi, dan lain-lain).

A.515. Informasi dasar tersebut harus didukung oleh acuan berupa metode danprogram perhitungan, verifikasi percobaan data masukan dasar, atau informasilain yang dapat menunjang keabsahan sifat-sifat nuklir, dengan rinciannyadiberikan pada bagian ini.

A.516. Pada bagian ini harus diberikan pula analisis yang menunjukkan bahwakeefektifan, kecepatan tindakan dan kelonggaran keselamatan dari sistempemadam reactor dapat diterima dan bahwa kegagalan tunggal dalam sistempemadam tidak akan menghalangi sistem tersebut dalam melaksanakan fungsikeselamatannya bila diperlukan. Marjin keselamatan yang memadai harusdisediakan sedemikian sehingga reaktor dapat dibuat dan dipertahankan subkritisselama semua status operasi dan keadaan kecelakaan.

Desain termohidraulik

A.517. Informasi harus diberikan untuk membuktikan bahwa selama operasikapasitas pendinginan teras yang cukup akan dapat mempertahankan bahan bakerreaktor kondisi termal yang aman dan bahwa marjin keselamatan termal akantersedia untuk mencegah atau mengurangi kerusakan bahan bakar pada kondisikecelakaan.

A.518. Informasi dasar tentang desain termal dan hidraulik teras harus mencakup:(a) Semua karakteristik hidraulik yang berkaitan dengan keselamatan

dari masing-masing komponen teras dan teras secara keseluruhan(seperti kecepatan pendingin rata-rata dan lokal, dan tekananpendingin, bila perlu) untuk status operasi selama pendinginankonveksi paksa dan konveksi alam;

37

(b) Distribusi daya disemua komponen teras yang mungkinmengandung bahan fisil, yang diperoleh dari karakteristik desainnuklir yang diberikan dalam paragraf A.514(b).

A.519. Informasi di atas harus didukung dengan acuan berupa analisis,pengukuran eksperimen, spesifikasi fabrikasi, sehingga melengkapi pengkajiankuantitatif tentang ketidakpastian setiap parameter keselamatan.

A.520. Analisis yang membuktikan bahwa beban panas maksimum pada bahanbakar dalam reaktor selama status operasi tidak melebihi kapasitas pendinginanyang tersedia, baik dengan konveksi paksa atau konveksi alam, harus diberikan.Kriteria batasan terhadap analisis ini dapat dikaitkan dengan pendidihan inti,ketidakstabilan aliran, olakan masuk (inlet vortexing), penyimpangan daripendidihan inti dan lain-lain (tergantung pada jenis reaktor dan kondisi operasi),dan harus diverifikasi dan dikualifikasi satu sama lain.

A.521. Analisis tersebut harus mengarah pada penentuan marjin keselamatantermal untuk teras, baik untuk kondisi “perkiraan terbaik” (berdasarkan padakondisi nominal termohidraulik) maupun untuk kondisi konservatif (denganmemperhitungkan ketidakpastian harga seperti tersebut di atas).

A.522. Pengkajian di atas harus mempertimbangkan perubahan parameter-parameter keselamatan yang sesuai, yang mungkin disebabkan oleh deformasimekanis, pembengkakan (dwelling) karena iradiasi, dan lain-lain, sepertitercantum dalam paragraf A.506 dan A.508.

Bahan Reaktor

A.523. Informasi yang menunjukkan bahwa, semua bahan yang telah dipilihuntuk pembuatan komponen dan struktur keselamatan dapat bertahan terhadaplingkungan nuklir dan kimiawi yang dideritanya, tanpa merusak unjuk kerjafungsi keselamatan komponen dan struktur yang tidak dapat diterima harusdiberikan pada bagian ini. Efek penuaan akibat menurunnya sifat-sifat maupunkerusakan iradiasi harus dimasukkan.

A.524. Hal-hal yang harus dipertimbangkan mencakup:(a) Struktur pendukung dan dudukan teras;(b) Bagian dalam reaktor yang relevan untuk keselamatan seperti

pengarah mekanisme kendali reaktivitas;(c) Tangki reaktor dan komponen relevan terkait yang membentuk

penghalang pengungkung pendingin primer; dan(d) Struktur dukung (support) tangki reaktor, instrumentasi keselamatan,

fasilitas iradiasi, tabung berkas, dan lain-lain.

Informasi diatas dapat diberikan dalam bentuk daftar semua bahan yang sesuai,spesifikasi keselamatannya dan nilai konservatif yang diperkirakan dari sifat-sifatpenting bahan pada akhir pemakaiannya.

38

A.525 Informasi tersebut harus divalidasi dengan mengacu pada pengukuraneksperimental dan pengalaman. Jika validasi tersebut tidak dapat diberikan,program pengawasan bahan (pengujian dan inspeksi berkala), yang dilakukanuntuk memverifikasi sifat-sifat penting bahan harus diuraikan

A.6. SISTEM PENDINGIN REAKTOR DAN SISTEM TERHUBUNG

A.601. Bab 6 LAK harus memberikan uraian tentang sistem pendingin reaktoryang memindahkan panas dari reaktor ke sistem buangan panas akhir. Uraian ituharus berisi karakteristik desain utama dan karakteristik unjuk kerja. Uraiantersebut harus didukung oleh diagram alir skematik dan gambar elevasi sistempendingin.

Sistem Pendingin Primer

A.602. Desain dan operasi sistem pendingin primer harus diuraikan secara rinci.Karakteristik desain dan unjuk kerja komponen-komponen utama (pompa, katup,penukar panas, pipa) hendaknya disususn dalam bentuk tabel. Diagram alir daninstrumentasi hendaknya disajikan, termasuk gambar-gambar komponen utama.Bahan komponen dan efek iradiasi pada bahan ini harus dicantumkan. Bejanatekan, bersama-sama dengan faktor-faktor yang dihasilkan dari kondisi operasi(seperti korosi, kelelahan, dan tegangan panas siklik), harus diuraikan.

A.603. Metode yang digunakan untuk deteksi kebocoran dan upaya untukmembatasi kehilangan pendingin primer harus dibahas. Konsekuensi potensialkehilangan pendingin primer harus dibahas.

A.604. Data kimia pendingin primer harus disajikan, termasuk efek iradiasiterhadap pendingin primer.

Sistem Pendingin Sekunder (Pembuangan Panas Akhir)

A.605. Desain dan operasi sistem pendingin sekunder harus diuraikan secaraterinci. Karakteristik desain dan unjuk kerja dari komponen-kompenen utama(pompa, katup, penukar panas, menara pendingin, pipa) harus disusun dalambentuk tabel. Diagram alir dan instrumentasi harus disajikan, termasuk gambar-gambar komponen utama. Bahan komponen dan upaya pengendalian korosi harusdicantumkan.

A.606. Jika reaktor menggunakan sistem pendingin tertutup antara sistempendingin primer dan sekunder, sistem ini juga harus diuraikan.

39

Sistem Moderator

A.607. Desain dan operasi sistem moderator harus diuraikan secara terinci.Perhitungan panas yang dihasilkan dalam moderator harus disajikan. Karakteristikdesain dan unjuk kerja komponen-komponen utama dari sistem pendinginanmoderator harus ditabelkan. Diagram alir dan instrumentasi dari sistem tersebutharus disajikan, termasuk gambar-gambar komponen utama. Bahan komponenharus dicantumkan; efek korosi dan iradiasi terhadapnya harus dibahas. Penuaanbahan harus juga dibahas.

Sistem Pendinginan Teras Darurat

A.608. Desain dan operasi sistem pendinginan teras darurat (ECCS) harusdiuraikan secara terinci. Kecelakaan yang mungkin terjadi pada sistem ini harusdiuraikan, dan analisis harus diberikan yang menunjukkan bahwa ECCS telahmemenuhi persyaratan. Karakteristik desain dan unjuk kerja dari komponen-komponen utama harus disusun dalam bentuk tabel. Diagram alir daninstrumentasi harus disajikan, termasuk gambar-gambar komponen utama. Bahankomponen hendaknya dicantumkan, dan juga efek iradiasi harus dibahas,termasuk efek-efek lingkungan lainnya. Prosedur inspeksi dan pengujian tehadapECCS harus diuraikan.

Sistem Pembuangan Panas Peluruhan

A.609. Desain dan operasi sistem pembuangan panas peluruhan, termasukbuangan panas akhir, harus diuraikan secara rinci. Karekteristik desain dan unjukkerja dari komponen-komponen utama hendaknya ditabelkan. Diagram alir daninstrumentasi hendaknya disajikan, termasuk gambar-gambar komponen utama.Bahan komponen harus dicantumkan; efek iradiasi, dan korosi harus dibahas,termasuk kondisi lingkungan yang kurang baik (unfavorable) untuk sistembuangan panas akhir.

Sistem Pemurnian Primer

A.610. Desain dan operasi sistem pemurnian primer harus diuraikan secaraterinci, termasuk prosedur penggantian resin dan perisai radiasi yang digunakanuntuk melindungi personil selama penggantian resin ini. Uraian tentang hal inidapat dikemukakan dalam sub bab ini, atau diacu dari Bab A.10 (Sistem Bantu).

A.611. Karakteristik desain dan unjuk kerja dari komponen-komponen utama(pompa, katup, filter, resin, pipa) harus disusun dalam bentuk tabel. Diagram alirdan instrumentasi harus disajikan, termasuk gambar-gambar komponen utama.Bahan komponen harus dicantumkan . Sistem atau metode untuk pemantauanunjuk kerja dan untuk memperbaharui kemampuan sistem untuk memurnikanpendingin harus diuraikan.

40

Sistem Penambah Pendingin Primer

A.612. Desain dan operasi sistem penambah pendingin primer dapat diuraikandisini, atau diacu dari Bab A.10 (Sistem Bantu). Data kimia pendingin yang sesuaiharus disajikan, termasuk rincian tentang penangan air baru serta prosespengambilan gas dan demineralisasi. Metode untuk mengendalikan sifat kimia airpenambah (make-up) dan metoda desain yang menjamin bahwa pendingin primertidak akan memasuki sistem air umum (air minum) harus dibahas.

A.7. CIRI KESELAMATAN TEREKAYASA

A.701. Bab ini harus mengindentifikasi dan memberikan ringkasan tentang jenis,lokasi dan fungsi ciri keselamatan terekayasa (ESFs) yang ada di fasilitas reaktorpenelitian. Contoh-contoh ESFs adalah sistem pendinginan teras darurat dansistem pengungkung. Persyaratan-persyaratan untuk sistem ini dan ciripenunjangnya dibahas pada paragraf 635-645 dokumen Safety Series No. 35-S1.

A.702 Landasan desain dan berbagai modus operasi ESFs harus dibahas secaraterinci. Kecelakaan-kecelakaan yang dapat diatasi oleh sistem ini harus disajikandan analisis yang menunjukkan bahwa ESFs memenuhi persyaratan harusdibahas. Subsistem-subsistem yang penting untuk menunjang operasi ESFs harusdiuraikan (misalnya catu daya tak terputus untuk sistem pendingin teras darurat).ESFs yang beroperasi secara otomatis dan kondisi operasi manual yang terjaminharus ditunjukkan dengan jelas.

A.703. Informasi tentang ESFs harus diberikan khususnya mengenai:(a) Keandalan komponen, saling ketergantungan sistem, kerangkapan,

keanekaragaman dari karakteristik gagal-aman dan pemisahan fisikdari sistem rangkap;

(b) Bukti bahwa bahan yang digunakan dapat bertahan terhadap kondisikecelakaan yang diperkirakan (tingkat radiasi, dekomposisiradiolitik, dan lain-lain);

(c) Ketentuan untuk pengujian, inspeksi dan pengawasan (termasukkegiatan yang dilaksanakan pada simulasi kondisi kecelakaan) untukmenjamin agar ciri keselamatan tetap terpelihara dan efektif padasaat dibutuhkan.

A.704. Acuan harus dilakukan tehadap Bab-bab LAK yang relevan atau kedokumen lain dimana ESFs diuraikan lebih lanjut.

A.8. INSTRUMENTASI DAN KENDALI

A.801. Bab ini harus berisi informasi tentang sistem instrumentasi dan kendali(I&K) dari semua sistem keselamatan dan barang atau sistem yang berkaitandengan keselamatan. Informasi tersebut harus ditekankan pada instrumen dan

41

peralatan terkait yang mempengaruhi keselamatan reaktor. Persyaratan untuk I&Kdibahas pada paragraf 646-651 dokumen Safety Series No. 35-S1.

A.802. Semua sistem I&K dan sistem pendukungnya (dengan penekanan padasistem keselamatan dan sistem yang terkait dengan keselamatan) termasuk alarm,sistem komunikasi dan instrumentasi peraga, harus didaftar, dan pertimbangankesalahan instrumentasi harus dimasukkan. Diagram skematik yang memadai jugaharus diberikan.

A.803. Informasi tentang ketentuan-ketentuan untuk pengujian sistem I&K jugaharus dikemukakan.

Sistem Proteksi Reaktor

A.804. Persyararatan-persyaratan untuk sistem proteksi reaktor dibahas padaparagraph 626-634 dokumen Safety Series No. 35-S1. Sistem proteksi reaktor,termasuk komponennya, harus dibahas secara terinci. Diagram skematik harusmenunjukkan bagaimana parameter memulai tindakan proteksi yang diperolehdari variable proses terpantau, seperti fluks neutron, temperatur dan aliran, danbagaimana parameter-parameter ini dipadukan secara logis.

A.805. Memadainya sistem proteksi untuk menghentikan reaktor secara aman(misalnya dengan menyediakan sistem rangkap) dan membawa reaktor ke kondisiyang aman harus diuraikan. Analisis keandalan sistem proteksi harus jugadisajikan.

A.806. Untuk sistem proteksi digital berbasis komputer, verifikasi dan validasiperangkat lunaknya harus dikemukakan.

A.807. Cara-cara untuk mendeteksi kegagalan di dalam sistem proteksi reaktorharus diuraikan.

A.808. Bagian ini harus menguraikan pula metode yang digunakan untukmencegah kondisi lingkungan yang merugikan (tempertaur, kelembaban,tegangan tinggi, medan elektromagnet dan lain-lain) yang dapat mempengaruhisistem proteksi reaktor, dan metode perlindungan terhadap kegagalan sistem.

Sistem Pengaturan Daya Reaktor

A.809. Semua elemen sistem pengaturan daya reaktor harus diuraikan (kriteriadesain dan analisis keandalan). Semua antarmuka antara sistem pengaturan dayadan sistem proteksi reaktor hendaknya diindentifikasi dan dianalisis untukmeyakinkan bahwa mereka tidak mengakibatkan degradasi keselamatan.

42

Sistem Alarm

A.810. Sistem alarm yang mengindikasikan status abnormal fasilitas dankegagalan di dalam sistem keselamatan harus diuraikan.

Sistem Pengunci/Interlok

A.811. Semua sistem interlock yang disediakan untuk keselamatan reaktor danlogika yang relevan harus didaftar dan diuraikan.

Sistem Instrumentasi Lain Yang Diperlukan Untuk Keselamatan

A.812. Semua sistem instrumentasi lain yang diperlukan untuk keselamatan(misalnya instrumentasi proteksi kebakaran) harus diuraikan.

Ruang Kendali

A.813. Bagian ini harus berisi uraian tentang sistem instrumentasi yang terdapatdalam ruang kendali reaktor untuk menunjukkan status sistem proteksi, sistempengatur daya reaktor dan sistem penting lainnya.

A.814. Harus dibahas pula tersedianya cukup informasi dan metoda yangmemadai di dalam ruang kendali reaktor untuk memudahkan operator melakukantindakan keselamatan yang perlu.

A.815. Tindakan pengendalian dalam keadaan darurat, termasuk tindakan yangdilakukan di dalam ruang kendali darurat, harus dibahas.

A.9. DAYA LISTRIK

A.901. Dalam bab ini harus diuraikan catu daya AC dan DC, denganmemperhatikan pada ketergantungan dan keterkaitannya dengan keselamatan.Uraian tersebut harus dilengkapi dengan diagram yang memadai. Keterkaitanmasing-masing kelas catu daya harus ditunjukkan.

Catu Daya AC Normal

A.902. Bagian ini harus menguraikan catu daya AC normal. Pembahasanditekankan pada karakteristik desain dan unjuk kerjanya.

43

Catu Daya AC Darurat

A.903. Bagian ini harus menguraikan desain dan operasi catu daya darurat,dengan penekanan pada hubungan dengan catu daya normal.

A.904. Uraian tersebut di atas harus mencakup:(a) Keandalan sistem;(b) Persyaratan beban awal (start) dari peralatan yang dicatu oleh

sistem;(c) Waktu start sistem dan urutan waktu untuk menghubungkan beban;(d) Metode start (otomatis/manual)

Catu Daya Tak Terputus

A.905. Desain dan operasi catu daya tak terputus AC dan DC, termasuk hubunganke catu daya darurat, harus diuraikan. Kapasitas sumber daya harusdispesifikasikan dan dibandingkan dengan persyaratan beban yang berkaitandengan keselamatan.

Kabel dan Jaringan

A.906. Informasi tentang jenis kabel yang digunakan harus diberikan.Ketercukupan upaya pemisahan kabel-kabel untuk tetap mempertahankankerangkapan, mencegah kesimpangsiuran dan memberikan proteksi kebakaranharus ditunjukkan.

A.10. SISTEM BANTU

A.1001. Bab ini harus memberikan informasi tentang sistem bantu yang ada difasilitas. Uraian masing-masing sistem, landasan desain sistem dan komponen-komponen kritis, evaluasi keselamatan yang menunjukkan pemenuhan sistemterhadap persyaratan dasar desain, pengujian dan inspeksi yang dilaksanakanuntuk membuktikan kemampuan dan keandalan sistem, serta instrumentasi dankendali yang diperlukan harus diberikan. Dalam hal sistem bantu tidak berkaitandengan perlindungan masyarakat terhadap paparan radiasi, informasi yangmemadai harus diberikan untuk dapat memahami desain dan fungsi sistem bantu;harus juga diperhatikan aspek-aspek yang mungkin mempengaruhi reaktor danciri keselamatannya atau yang dapat mengkontribusikan terhadap kendaliradioaktivitas di dalam fasilitas.

Penyimpanan dan Penanganan Bahan Bakar

A.1002. Bagian ini harus menguraikan sistem penyimpanan bahan bakar baru danbahan bakar bekas, sistem pendinginan dan pembersihan kolam bahan bakar (jikaada), sistem penanganan dan pendinginan bahan bakar pada saat bahan bakardipindahkan di dalam fasilitas. Jumlah bahan bakar yang disimpan dan metoda

44

untuk mempertahankan tingkat subkritikalitas, walaupun dalam kondisi seismikyang berbahaya sekalipun, harus diuraikan.

A.1003. Penanganan dan penyimpanan bahan bakar baru, termasuk peralatan dansistem yang digunakan, harus diuraikan. Uraian singkat tentang prosedurpenanganan bahan bakar harus juga diberikan.

A.1004. Informasi tentang pengolaan bahan bakar teriradiasi harus diberikan,termasuk aktivitas, laju peluruhan, frekuensi pemuatan ulang bahan bakar danpersyaratan penyimpanan.

Sistem Air

A.1005. Semua sistem air fasilitas yang belum diuraikan dalam bab-babsebelumnya harus dibahas di bagian ini. Pembahasan dapat mencakup sistempemurnian primer, sistem air layanan, sistem pendingin bantu reaktor dan sistempenambah pendingin primer. Untuk masing masing sistem, informasi yangdiberikan harus meliputi dasar desain, uraian sistem, diagram alir daninstrumentasi, evaluasi keselamatan, persyaratan pengujian dan inspeksi, sertapersyaratan instrumentasi.

Sistem Bantu Proses

A.1006. Semua sistem bantu yang berkaitan dengan sistem proses reaktor danfasilitas eksperimen, seperti udara bertekanan, pencuplik proses dan peralatannyaserta sistem drainase lantai, harus dibahas di bagian ini. Pembahasan harusmencakup dasar desain, uraian sistem, evaluasi keselamatan, persyaratanpengujian dan inspeksi, serta persyaratan instrumentasi.

Sistem Ventilasi, Pendinginan, Pemanasan dan Pengkondisian Udara

A.1007. Sistem ventilasi untuk semua daerah kecuali gedung reaktor (lihat Bab 4)harus dibahas. Uraian singkat sistem harus juga diberikan.

Proteksi Kebakaran

A.1008. Uraian dan analisis keselamatan dari sistem proteksi kebakaran harusdiberikan di bagian ini, termasuk informasi tentang prosedur dan kegiatanperawatan. Acuan dapat dilakukan pula terhadap metode desain (paragraf A.211).

Sistem Bantu Lain

A.1009. Dalam bagian ini, dasar desain, uraian sistem dan analisis keselamatanuntuk sistem bantu lain yang penting bagi keselamatan harus diberikan.

45

A.11. PEMANFAATAN REAKTOR

A.1101. Bab ini harus memberikan informasi yang menunjukkan bahwa telahdisediakan peralatan yang memadai agar fasilitas eksperimen dan kegiataneksperimen tidak akan mengakibatkan risiko yang berarti terhadap fasilitas,personil dan masyarakat umum. Petunjuk tambahan tentang hal ini dapatditemukan pada dokumen IAEA Safety Series No. 35-S1 dan S2 serta di dalamSafety Guide on Safety in the Utilization and Modification of Research Rectors,Safety Series No. 35-G2.

Fasilitas Eksperimen

A.1102. Bagian ini harus memberikan uraian tentang landasan desain dan desain,juga analisis keselamatan semua fasilitas eksperimen yang terkait langsung atautidak dengan reaktor. Fasilitas tersebut dapat meliputi tabung berkas, kolomtermal, fasilitas di dalam teras atau moderator, lubang bor, untai eksperimen danlain-lain.

A.1103. Metode tinjauan ulang dan persetujuan untuk fasilitas eksperimental baru,bersama-sama dengan prosedur dan pengendalian administratif yang diterapkan,harus diuraikan. Perhatian khusus harus diberikan pada metode yang akandigunakan untuk tinjauan ulang dan persetujuan fasilitas eksperimental baru yangberada di luar lingkup fasilitas yang dibahas di dalam LAK ini.

Program Eksperimen

A.1104. Bagian ini harus menguraikan rencana eksperimen yang menggunakanreaktor, termasuk batasan dan kondisi untuk eksperimen tersebut.

A.1105. Bahan-bahan yang tidak diperkenankan untuk digunakan dalameksperimen di dekat atau di dalam teras reaktor harus dicantumkan, termasukbahan yang hanya dapat digunakan dengan kondisi keselamatan tambahan.

A.12. KESELAMATAN RADIOLOGI OPERASIONAL

A.1201. Bab ini harus menguraikan hal-hal berikut untuk kondisi operasi normal:(a) Program proteksi radiasi, termasuk kebijakan proteksi radiasi dari

organisasi pengoperasi;(b) Sumber-sumber radiasi pada fasilitas;(c) Desain fasilitas untuk keselamatan radiologi;(d) Sistem pengelolaan limbah;(e) Pengkajian dosis untuk operasi normal;(f) Kesimpulan

A.1202. Perkiraan paparan radiasi terhadap personel dan masyarakat umum dalamkondisi kecelakaan harus dianalisis dalam Bab A.16 (Analisis Keselamatan).

46

Paparan dari peristiwa operasi yang diperkirakan harus berada di dalam lingkupanalisis kecelakaan, dan oleh karenanya, juga harus diuraikan dalam Bab A.16.Rencana kedaruratan radiologis diuraikan dalam Bab A.20 (Persiapan danPerencanaan Kedaruratan), dan pengelolaan bahan bakar teriradiasi harusdiuraikan dalam Bab A.10 (Sistem Bantu)

Program Proteksi Radiasi

Kebijakan Proteksi Radiasi dari Organisasi Pengoperasi

A.1203. Pernyataan kebijakan ini harus mendukung tujuan proteksi radiasi sepertitercantum dalam paragraph 202 dan 203 dokumen Safety Series No. 35-S1 dan35-S2 yang mengacu pada dokumen IAEA tentang Basic Safety Standards forRadiation Protection dan rekomendasi International Commission on RadiologicalProtection. Secara khusus, bagian ini harus berisi ringkasan tentang nilai batasdosis untuk pekerja radiasi dan anggota masyarakat, maupun batasan emisioperasional yang didasarkan pada batas dosis tersebut. Persyaratan dari badanpengatur untuk mempertahankan paparan dan pelepasan efluen dan limbahradioaktif dibawah batas dosis tersebut harus diuraikan. Demikian pula, tingkatdosis acuan dan pelepasan yang ditetapkan oleh organisasi pengoperasi untukmembantu manajemen reaktor dalam menjamin agar dosis radiasi den emisioperasional adalah serendah mungkin (ALARA) dan di bawah batas dosis tersebutdi atas.

A.1204. Program proteksi radiasi yang dibuat dan dilaksanakan oleh organisasipengoperasi fasilitas, termasuk program ALARA, haarus diuraikan; demikian pulafalsafah pengendalian emisi pada fasilitas, termasuk kebijakan organisasi yangberkaitan dengan pengendalian dan pemantauan pelepasan dan evaluasikecenderungannya.

Organisasi, Penentuan Staf dan Tanggung jawab

A.1205. Bagian ini harus menguraikan organisasi staf proteksi radiasi, termasuktugas dan wewenang untuk masing-masing posisi, serta pengalaman dankualifikasi personil yang bertanggung jawab atas program fisika kesehatan.Tanggung jawab fungsional dari kelompok fisika kesehatan seperti konsultan,bantuan, pelatihan, pemantauan, jasa dosimetri dan laboratorium proteksi radiasi,serta pengendalian administrasi zat radioaktif harus dicantumkan. Acuan harusdilakukan pula terhadap program jaminan kualitas yang relevan dengan kegiatanproteksi radiasi.

Fasilitas, Peralatan dan Instrumentasi

A.1206. Fasilitas dan peralatan fisika kesehatan, seperti laboratorium untukanalisis radioaktif, peralatan kendali kontaminasi dan fasilitas dekontaminasi,harus diuraikan; termasuk lokasi fasilitas ini, juga pengaturan untuk perawatan

47

dan kalibrasi instrument fisika kesehatan dan untuk pemantauan personil(misalnya layanan film badge dan TLD).

A.1207. Bagian ini harus menguraikan stasiun pemantau radiasi dan kontaminasi,meliputi pemantau tangan dan kaki, pemantauan portal (jika digunakan) danpemantau aktivitas portabel yang berlokasi di stasiun ini. Instrumentasi danperalatan portabel dan laboratorium untuk survey radiasi dan kontaminasi, kendalikontaminasi antara daerah-daerah akses yang berlainan, pemantauan/pengambilancuplikan radioaktivitas udara dan pemantau personil juga harus diuraikan.

A.1208. Informasi tentang pakaian pelindung dan peralatan yang digunakansecara rutin pada fasilitas harus diberikan, termasuk peralatan pelindungpernafasan.

A.1209. Peralatan khusus yang disediakan untuk keadaan darurat dengankemungkinan laju dosis tinggi, dan latihan khusus bagi personil fasilitas dalammenggunakan peralatan ini diuraikan dalam Bab Rencana Kedaruratan (lihatparagraf A.2003).

A.1210. Jika dokumen program fisika kesehatan diberikan dalam dokumentersendiri, dokumen ini dapat diacu dan hanya ringkasannya saja disajikan dibagian ini.

Prosedur dan Pelatihan

A.1211. Tinjauan secara garis besar prosedur tertulis untuk program proteksiradiasi harus diberikan. Prosedur tersebut harus disusun sesuai dengan programjaminan kualitas yang relevan dan dapat meliputi:

• Kebijakan, metode dan frekwensi pelaksanaan survey radiasi danpengambilan cuplikan udara;

• Pemantauan efluen;• Upaya administrasi untuk pengandalian akses ke area radiasi atau

pembatasan waktu berada di dalam area tersebut;• Pengendalian kontaminasi pada personil dan peralatan;• Pengendalian kesesuaian dengan peraturan yang berlaku untuk

pengangkutan zat radioaktif;• Metode dan prosedur pemantauan personil, termasuk metode pencatatan,

pelaporan dan analisis hasil;• Program pengkajian paparan radiasi internal, sepertinya bioassay atau

pencacahan seluruh tubuh, atau pemeriksaan medis terkait lainnyaterhadap personil, terutama dalam hal paparan lebih;

• Pengeluaran, pemilihan, penggunaan dan perawatan peralatan proteksiseperti respirator;

• Metode penanganan dan penyimpanan sumber, radiosotop atau bahanradioaktif lain; dan

• Penanganan dan pembuangan limbah radioaktif.

A.1212. Acuan harus dibuat untuk prosedur operasi yang meliputi upayapemantauan atas dosis personil pelaksana selama operasi normal dan perawatan,

48

inspeksi selama operasi (in service inspection) dan penggantian bahan bakar.Acuan harus juga dibuat untuk prosedur operasi yang memuat ketentuan untukmemantau sistem yang mengumpulkan, mewadahi, menyimpan atau mengangkutzat radioaktif cair, gas dan padat. Setiap prosedur yang berkaitan dengan fasilitaseksperimen, produksi isotop dan kegiatan dengan fasilitas eksperimen, produksiisotop dan kegiatan laboratorium harus diacu pula.

A.1213. Bagian ini harus menguraikan metode dan prosedur untuk mengendalikandan mengevaluasi penyinaran radiasi terhadap peneliti dan personil lain (seperti :kontraktor dan siswa) yang hanya mempunyai sedikit pengetahuan tentangprosedur proteksi radiasi pada fasilitas reaktor penelitian.

A.1214. Acuan harus dibuat pula untuk prosedur operasi kedaruratan yangdiuraikan dalam Bab A.20 (Perencanaan dan Persiapan Kedaruratan) untuk situasidarurat pada saat mana kemungkinan laju dosis tinggi.

A.1215. Bagian ini harus berisi uraian singkat tentang program pelatihan proteksiradiasi fasilitas bagi manajemen dan staf proteksi radiasi, dan bagi personilfasilitas lainnya, termasuk kontraktor dan siswa.

Program Pemantauan Efluen

A.1216. Bagian ini harus menguraikan program pemantauan efluen yangdilaksanakan didalam tapak dan diluar tapak. Jika pemantauan efluen diluar tapakdilakukan oleh operator fasilitas, pengaturan dan tanggung jawabnya harusdibahas.

Program Audit dan Review

A.1217. Bagian ini harus menguraikan ketentuan untuk mengendalikanpelaksanaan program proteksi radiasi dan review.

Sumber Radiasi pada Fasilitas

A.1218. Semua sumber radiasi potensial selama operasi reaktor normal (yangterkandung dan di udara) dan semua sumber radiasi potensial diseluruh fasilitasyang dapat diindentifikasi harus dicantumkan disini. Sumber radiasi ini digunakansebagai dasar untuk perhitungan perisai, desain sistem ventilasi, pengkajian dosis,pengelolaan limbah dan penentuan pelepasan efluen.

A.1219. Untuk sumber radiasi khusus yang tertutup dan terkungkung, informasitentang bentuk, lokasi, geometri, kandungan isotop dan aktivitasnya harusdiberikan. Untuk sumber yang berbentuk cair dan udara, informasi tentangbentuk, lokasi dan kandungan isotop serta konsentrasinya harus diberikan

A.1220. Contoh-contoh sumber radiasi atau medan radiasi dapat dilihat dalamLampiran IV

49

A.1221. Bagian ini harus berisi gambar fasilitas yang menunjukkan lokasi darisemua sumber tersebut di atas.

Desain Fasilitas untuk Keselamatan Radiologis

A.1222. Dalam uraian tentang pertimbangan desain untuk fasilitas dan peralatanharus ditunjukkan bahwa paparan radiasi eksternal dan internal terhadap personilfasilitas dan masyarakat umum didasarkan pada kebijakan proteksi radiasi yangdiuraikan dalam paragraf A.1203. Harus juga diuraikan bagaiman falsafah desainditerapkan untuk mengurangi paparan terhadap personil, membatasi produksibahan radioaktif yang tidak dikehendaki, memperkecil kebutuhan dan waktu yangdigunakan untuk kegiatan perawatan dan operasi dengan kemungkinan paparaninternal atau eksternal, dan mempertahankan pelepasan zat radioaktif kelingkungan serendah mungkin.

Pembagian Zona dan Pengendalian Akses

A.1223. Bagian ini harus menguraikan bagaimana tata letak fasilitas reaktormembuat pemisahan zat radioaktif dari personil fasilitas dan masyarakat umumdan pencegahan bahaya-bahaya lainnya. Tata letak ini meliputi daerah yangdiklasifikasi sesuai dengan potensi kontaminasi radioaktif dan/atau paparanradiasi. Gambar-gambar yang menunjukkan tata letak fasilitas dan pembagianzona serta daerah akses terkendali harus disajikan. Bagian ini juga harusmenguraikan upaya pengendalian akses untuk mencegah personil mendekatidaerah-daerah dengan medan radiasi tinggi dan rendah yang berpotensiterkontaminasi, serta mencegah penempatan sumber radiasi (misalnya bahanbakar bekas atau bahan teraktivasi/teriradiasi) dalam daerah yang ditempatipersonil.

Ciri Perlindungan dan Perisai

A.1224. Perisai yang diperlukan untuk reaktor, fasilas terkait (misalnya tabungberkas) dan sumber radiasi yang diindentifikasikan dalam paragraf A.1218-A.1221 harus diuraikan, termasuk tingkat radiasi eksterna ke perisai pada lokasipersonil, maupun bahan yang digunakan, kriteria penetrasi perisai dan metodeperhitungan perisai. Bagian ini juga harus menguraikan sistem perlindungan lain,seperti pengaturan geometri (misalnya jarak) atau penanganan jarak jauh untukmenjamin agar paparan personil reaktor dan masyarakat umum masih berada didalam nilai batas dosis dan berdasarkan pada prinsip ALARA, maupun metodeyang menjamin bahwa tabung berkas dan fasilitas eksperimen lainnya telah diberiperisai yang memadai selama eksperimen.

Ventilasi untuk Proteksi Radiasi

A.1225. Bagian ini harus membahas aspek proteksi radiasi dari sistem ventilasiberdasarkan pada uraian sistem dalam Bab A.4 (Gedung dan Struktur) atau BabA.7 (Ciri Keselamatan Terekayasa).

50

Pemantauan Radiasi

A.1226. Bagian ini harus menguraikan sistem pemantauan permanen untuk daerahradiasi, radiasi efluen dan udara, termasuk informasi tentang:

• Lokasi pemantau dan detektor;• Jenis pemantau dan instrumentasi (peralatan tetap atau peralatan bergerak,

sensitivitas, jenis pengukuran, jangkauan, ketepatan dan ketelitiannya);• Jenis dan lokasi alarm lokal dan jarak jauh, peralatan untuk penyampaian

berita, pembacaan dan perekam;• Titik setting alarm atau pengontrol;• Ketentuan untuk catu daya darurat;• Persyaratan kalibrasi, pengujian dan perawatan; dan• Inisiasi atau tindakan otomatis

A.1227. Bagian ini harus menguraikan kriteria dan metode untuk menjamin agarcuplikan yang mewakili diperoleh dari daerah yang sedang dipantau.

A.1228. Sistem pemantauan radiasi atau sistem lain yang digunakan selamakondisi kecelakaan harus diuraikan. Bab A.16 (Analisis Keselamatan) dapat diacuuntuk pemakaian sistem analisis keselamatan, dan Bab A.20 (Perencanaan danPersiapan Kedaruratan) untuk upaya kedaruratan yang berkaitan denganpenerapan pemantauan selama kondisi kecelakaan.

Sistem Pengelolaan Limbah8

Limbah Padat

A.1229. Bagian ini harus menguraikan perlakuan terhadap limbah padat yangmeliputi, antara lain:(a) Jenis dan klas limbah; sumber dan jumlah limbah padat, meliputi bentuk

fisik, volume dan komposisi isotop serta aktivitas terukur atau yangdiestimasikan;

(b) Untuk limbah basah, metode dehidrasi; dan(c) Metode pengumpulan, pemrosesan, pengepakan, penyimpanan dan

pengapalan.

Limbah Cair

A.1230. Bagian ini harus menguraikan tentang perlakuan sumber cair yangdipertimbangkan sebagai limbah, mencakup:(a) Jenis dan jumlah limbah cair, sumber, lokasi, bentuk, dan perkiraan aktivitas

limbah cair;(b) Diagram jalur dan laju air, peralatan proses, tangki penyimpanan dan titik

pelepasan ke lingkungan;(c) Upaya pemisahan efluen radioaktif dengan non radioaktif;(d) Sasaran pelepasan; dan

8 Untuk panduan tambahan, lihat program publikasi IAEA Radioactive Waste Safety Standards (RADWASS)

51

(e) Persyaratan kapasitas, redundansi dan fleksibilitas sistem; dan kemampuansistem yang diperlukan untuk mempermudah perawatan, mengurangikebocoran dan mencegah pelepasan tak terkendali ke lingkungan.

A.1231. Kriteria untuk menentukan limbah cair yang diproses atau didaur ulangatau dibuang harus diuraikan, termasuk konsentrasi efluen yang diharapkanmelalui pelepasan radionuklida dan pelepasan tahunan total ke lingkungan. Faktorpengenceran untuk pelepasan harus diberikan.

Limbah Gas

A.1232. Bagian ini harus menguraikan perlakuan terhadap sumber gas yangdianggap sebagai limbah, meliputi:(a) Jenis dan jumlah limbah gas, dan sumber, lokasi, bentuk dan jumlah

radionuklida;(b) Diagram arah alir dan laju alir, peralatan proses dan titik pelepasan ke

lingkungan;(c) Upaya memisahkan efluen radioaktif dan non radioaktif;(d) Sasaran pelepasan; dan(e) Persyaratan kapasitas, redundansi dan fleksibilitas sistem dan kemampuan

sistem yang diperlukan untuk mempermudah perawatan, memperkecilkebocoran dan mencegah pelepasan tak terkendali ke lingkungan.

A.1233. Apabila perlu, ketentuan desain untuk menangani bahan gas yangberpotensi meledak harus diuraikan.

Pengkajian Dosis Selama Operasi Normal

Dosis Masyarakat Umum

A.1234. Dalam bagian ini harus dibuktikan bahwa efek gabungan dari radiasilangsung dan pelepasan zat radioaktif dari fasilitas tidak akan mennambah dosisterhadap masyarakat umum yang melampaui nilai batas dosis yang ditetapkan.Disamping itu, upaya untuk memperkecil paparan berdasarkan pada prinsipALARA harus diuraikan.

A.1235. Bila dalam bagian sebelumnya dari bab ini telah ditunjukkan bahwapelepasan radioaktif merupakan bagian kecil dari batas emisi operasional dandapat diterima, dan bahwa radiasi langsung maupun tidak langsung juga berada didalam batas yang dapat diterima, bagian ini harus hanya berisi ringkasan dari efektotal semua jalur radiasi: udara, air, paparan radiasi langsung dan tidak langsung.

A.1236. Jika pelepasan radioaktif belum dinyatakan dalam bentuk batas emisioperasional, maka dalam bagian ini harus dicantumkan perhitungan dosisperorangan pada batas fasilitas dan lokasi luar-kawasan sebagai akibat dari semuapelepasan. Harus juga ditunjukkan bahwa efek gabungan dari semua pelepasanmemenuhi nilai batas dosis untuk masyarakat.

52

A.1237. Bagian ini harus pula menyebutkan kriteria yang digunakan untukmenentukan bahwa pelepasan limbah gas dan cair berada dalam batas-batas yangdapat diterima. Konsentrasi efluen akibat pelepasan radionuklida dan pelepasantotal tahunan harus diuraikan, termasuk metoda, parameter dan asumsi yangdigunakan dalam perhitungan jumlah ini.

A.1238. Disamping itu, untuk efluen gas, semua titik pelepasan ke lingkunganharus ditunjukkan, dan untuk setiap kuantitas pelepasan harus diberikan:(a) Ketinggian pelepasan;(b) Temperatur efluen dan kecepatan keluarnya; dan(c) Asumsi yang digunakan mengenai penyebaran dan pengenceran gas di

lingkungan.

Dosis Kerja

A.1239. Bagian ini harus menyajikan diagram yang menunjukkan medan radiasidalam daerah kerja normal dan daerah kegiatan perawatan. Data penempatanpersonil yang diperkirakan setiap tahun dalam medan radiasi harus digunakanuntuk menunjukkan bahwa dosis yang diharapkan dapat diterima untuk berbagaifungsi utama, seperti untuk operasi reaktor, pelaksanaan eksperimen, perawatannormal, penangan limbah radioaktif, penggantian bahan bakar dan inspeksiselama operasi (in-service inspection). Perkiraan dosis tahunan pada batas areaterekstrisi harus diberikan.

A.1240. Bagian ini harus menunjukkan bahwa perkiraan paparan radiasi personilakibat menghirup (inhalasi) udara dalam daerah dengan kandungan gas radioaktifdapat diterima. Jika tersedia, data ringkasan dosis tahunan yang diterima personilfasilitas harus diberikan.

Kesimpulan

A.1241. Pada bagian ini harus diberikan kesimpulan tentang kemamputerimaanprogram keselamatan radiologi operasional dan ciri desain di dalam fasilitas.

A.13. PELAKSANAAN OPERASI

A.1301. Bab ini harus menguraikan struktur organisasi dan pelaksanaanorganisasi pengoperasi pada operasi fasilitas; yang mencakup penentuan staf,penilaian dan audit operasi, prosedur operasi, perawatan, pengujian dan inspeksi,pengamanan, pencatatan dan pelaporan. Persyaratan umum dan pedomantambahan tentang topik-topik di atas dapat dilihat dalam dokumen Safety SeriesNo. 35-S2.

53

Struktur Organisasi

A.1302. Struktur organisasi pengoperasian fasilitas harus diuraikan disini.Personil kunci dan kelompok-kelompok pada berbagai tingkat operasi fasilitasharus tercermin pada diagram operasi. Tugas, wewenang dan tanggung jawabpersonil kunci dalam organisasi pengoperasi harus diuraikan.

A.1303. Fungsi organisasi yang direncanakan untuk menggunakan kelompok luar-kawasan atau kelompok eksterna harus ditunjukkan.

A.1304. Bagian ini harus memberikan data personil yang diperlukan selama statusoperasi reaktor yang berbeda.

Kualifikasi Staf dan Pelatihan

A.1305. Bagian ini harus menguraikan kualifikasi personil kunci.

A.1306. Bagian ini harus mencantumkan jenis pelatihan yang diperlukan untukberbagai personil dan frekuensi pelatihan yang akan diberikan. Semua persyaratanperijinan atau kualifikasi bagi staf harus dibahas. Persyaratan pelatihan bagipemakai fasilitas dan instruksi bagi tamu, harus diberikan.

Tinjauan ulang dan Audit

A.1307. Dalam bagian ini harus diuraikan metode review dan audit terhadapaspek keselamatan operasi fasilitas, maupun komposisi dan kualifikasi kelompokpereview dan audit, pengaturan pertemuan kelompok, dan hal-hal yang harusdinilai oleh kelompok tersebut, seperti perubahan ijin, batasan dan kondisioperasi, prosedur fan fasilitas, pengujian baru, eksperimen dan prosedur; evaluasikejadian yang tidak direncanakan.

A.1308. Informasi tentang fungsi audit kelompok diatas harus diberikan, trmasukhal-hal yang akan diaudit, interval audit, dan temuan audit yang akanditindaklanjuti oleh manajemen fasilitas di dalam program jaminan kualitas untukoperasi fasilitas (lihat Bab A.18, Jaminan Kualitas).

Instruksi dan Prosedur Operasi

A.1309. Pada bagian ini harus diuraikan prosedur operasi atau tinjauan secaragaris besar tentang manual operasi yang berisi prosedur operasi ini.

A.1310. Instruksi dan prosedur operasi tertulis tersebut hendaknya berisiinformasi tentang hal-hal berikut:

- Startup, operasi dan penghentian reaktor,- Pemuatan, pembongkaran dan pemindahan bahan bakar dan bahan

teriradiasi

54

- Inspeksi dan pengujian terhadap barang yang penting untukkeselamatan, terutama sistem keselamatan;

- Perawatan, terutama terhadap komponen atau sistem utama yangpenting untuk keselamatan;

- Proteksi radiasi;- Respon terhadap peristiwa abnormal yang diperkirakan, kegagalan

sistem atau komponen dan kondisi kecelakaan;- Pemantauan efluen dan pengawasan lingkungan;- Keadaan darurat- Pengamanan fisik; dan- Proteksi kebakaran

LAK harus menguraikan bagaimana melakukan modifikasi prosedur, baikmodifikasi besar, kecil dan sementara.

Perawatan, Pengujian dan Inspeksi

A.1311. Bagian ini harus menguraikan pelaksanaan perawatan fasilitas danpengujian berkala, dan program inspeksi terhadap peralatan dan komponenreaktor. Bila program terinci diberikan dalam dokumen pendukung tersendiri,dalam bagian ini cukup diberikan uraian secara garis besarnya saja. Programperawatan, pengujian dan inspeksi hendaknya berisi informasi tentang:(a) Sistem atau peralatan yang akan di inspeksi atau diuji;(b) Kriteria inspeksi atau pengujian;(c) Interval inspeksi atau pengujian;(d) Personil yang bertanggung jawab untuk inspeksi, pengujian atau perawatan;(e) Persetujuan terhadap pekerjaan perawatan; dan(f) Pengembalian ke operasi normal setelah perawatan.

Pengamanan Fisik

A.1312. Upaya yang dilakukan untuk perlindungan terhadap sabotase danpencurian bahan dapat belah dan bahan radioaktif harus diuraikan, termasukpengaturan akses ke fasilitas dan sistem pengamanan.

A.1313. Pengamanan fisik fasilitas dapat diuraikan dalam dokumen tersendiriyang dapat bersifat rahasia.

Pencatatan dan Pelaporan

A.1314. Pada bagian ini harus diberikan informasi tentang sistem fasilitas untukmengendalikan catatan operasi, data dan laporan yang penting untuk keselamatan.Catatan ini dapat berisi data tentang:

(a) Operasi reaktor (buku pencatatan, kartu, daftar pemeriksaan, catatan dataotomatis);

(b) Status operasi;

55

(c) Protokol perawatan, inspeksi dan pengujian(d) Catatan modifikasi;(e) Iradiasi cuplikan dan radionuklida yang diproduksi;(f) Perpindahan zat dapat belah;(g) Tingkat radiasi;(h) Penyinaran radiasi (eksterna dan interna), dosis radiasi personil dan catatan

tentang pemeriksaan medis;(i) Pemantauan efluen dan lingkungan;(j) Peristiwa dan kegagalan komponen yang berkaitan dengan keselamatan;(k) Dokumen pelatihan dan pelatihan ulang.

A.1315. Dalam bagian ini harus diberikan interval waktu minimum penyimpanancatatan yang sesuai dengan program jaminan kualitas untuk operasi fasilitas (lihatBab A.18 Jaminan Kualitas).

A.14. PENGKAJIAN LINGKUNGAN

A.1401. Bab ini hendaknya memberikan ringkasan tentang laporan lingkunganberkaitab dengan adanya kegiatan konstruksi, operasi, dan modifikasi fasilitas.

A.1402. Dalam bab ini harus dibahas secara singkat hal-hal berikut, disertaidengan informasi terkait yang terdapat dalam Bab A.3 (Karakteristik Tapak):(a) Dampak lingkungan dari tindakan pemberian ijin;(b) Pengaruh lingkungan merugikan yang tak terhindarkan;(c) Alternatif terhadap tindakan pemberian ijin yang telah dipertimbangkan;(d) Komitmen sumber daya yang tak dapat diubah kembali dan tidak

terpulihkan; dan(e) Analisis tentang keimbangan dari pengaruh lingkungan akibat tindakan

pemberian ijin dan alternatif yang tersedia untuk mengurangi ataumenghilangkan pengaruh lingkungan, maupun ringkasan tentangkeuntungan-keuntungan ekonomis, teknis, lingkungan dan keuntungan lainyang dihasilkan dari fasilitas.

A.1403. Beberapa tindakan pemberian ijin dapat mempunyai sedikit atau tidakada pengaruhnya terhadap lingkungan. Dalam hal ini, keputusan pemberian ijinini harus dinyatakan dan dijelaskan secara singkat.

A.15. KOMISIONING

A.1501. Bab LAK ini harus menguraikan aspek teknis program komisioningfasilitas dengan cukup rinci untuk menunjukkan bahwa persyaratan fungsionalstruktur, sistem dan komponen akan diverifikasi secara memadai. Rincian lengkapkomisioning dapat diuraikan dalam dokumen komisioning tersendiri.

56

Program Komisioning

A.1502. Dalam bagian ini harus diberikan informasi program komisioning sebagaiberikut:(a) Ringkasan program dan tujuannya(b) Rincian organisasi komisioning, termasuk persyaratan pelatihan;(c) Uraian singkat program jaminan kualitas komisioning (lihat Bab A.18

Jaminan Kualitas);(d) Ringkasan jadwal tahapan-tahapan utama program komisioning; dan(e) Ringkasan batasan dan kondisi operasi untuk komisioning dan prosedur

komisioning;

Persyaratan Khusus

A.1503. Bagian ini harus berisi uraian tentang informasi komisioning dari fasilitasserupa yang telah beroperasi dan akan dimanfaatkan. Metode pelaporan hasilkomisioning kepada Badan Pengawas harus diuraikan, termasuk resolusi terhadaphasil-hasil yang tidak sesuai atau tidak diharapkan.

A.1504. Bagian ini harus menguraikan metode pemutakhiran LAK, apabila perlu,dimasukkan hasil-hasil pengujian komisioning.

A.1505. Untuk fasilitas yang telah ada, bagian ini harus berisi ringkasan tentangprogram komisioning dan hasil.

Komisioning Modifikasi

A.1506. Informasi yang diuraikan di atas harus dimasukkan dalam LAK tersendiribila melibatkan modifikasi terhadap fasilitas yang telah ada.

A.16. ANALISIS KESELAMATAN

A.1601. Analisis keselamatan yang disajikan dalam bab ini merupakan bagianutama LAK. Dalam bab-bab sebelumnya, struktur, sistem dan komponen yangpenting untuk keselamatan harus dievaluasi pengaruhnya terhadap kesalahanfungsi dan kegagalan. Dalam bab ini, pengaruh gangguan terhadap proses yangdiperkirakan dan kegagalan komponen yang dipostulasikan serta kesalahanmanusia (kejadian awal yang dipostulasikan) harus diuraikan, termasuk akibat-akibatnya, untuk mengevaluasi kemampuan reaktor dalam mengendalikan ataumengakomodasi situasi dan kegagalan tersebut.

A.1602. Untuk menjamin kelengkapan pengujian dan mempermudah penilaiandan pengkajian oleh badan pengatur, Bab ini harus berisi informasi berikut:(a) Pendahuluan: Pendekatan umum dan metode yang digunakan dalam analisis

keselamatan (paragraf A.1603 dan A.1604);

57

(b) Karakteristik reaktor: Parameter reaktor dan kondisi awal yang digunakandalam analisis keselamatan (paragraf A.1605-A.1609);

(c) Pemilihan kejadian awal: Spektrum kejadian yang mengawali kecelakaanyang dipertimbangkan dalam analisis keselamatan (paragraf A.1610-A.1612);

(d) Evaluasi setiap urutan kejadian: Hasil-hasil analisis (paragraf A.1613-A.1645);

(e) Rangkuman: Rangkuman hasil-hasil penting dan kesimpulan tentangkemamputerimaanya (paragraf A.1646 dan A.1647).

Pendahuluan

A.1603. Bagian ini harus berisi tinjauan secara garis besar tentang metode danpendekatan yang digunakan dalam analisis keselamatan. Informasi tersebut haruscukup memadai sehingga mempermudah penilai untuk mendapatkan pemahamandasar tentang metode yang digunakan dan sifat umum kriteria yang digunakandalam mengkaji kemamputerimaan hasil analisis. Lampiran I mungkin membantudalam melengkapi bagian ini, rincian lampiran ini tidak diperlukan di bagian ini.

A.1604. Bagian ini harus berisi ringkasan, dengan judul-judul berikut:(a) Metode indentifikasi dan pemilihan kejadian awal;(b) Metode analisis, mencakup antara lain:

- Analisis urutan kejadian;- Analisis transien;- Evaluasi kejadian eksterna dan kejadian interna khusus;- Analisis kualitatif;- Analisis konsekuensi radiologis.

(c) Kriteria penerimaan.

Karakteristik Reaktor

A.1605. Pada bagian ini hendaknya diberikan ringkasan parameter reaktor dankondisi awal yang digunakan dalam analisis transient (paragraf A.1618-A.1623).Parameter-parameter ini dan daerah pengoperasian yang diperkenankan akanmembentuk landasan bagi batasan dan kondisi operasi dalam Bab A.17 (Batasandan Kondisi Operasi).

Parameter Teras

A.1606. Rangkuman parameter teras dan rentang kondisi operasi yangdipertimbangkan dalam analisis keselamatan harus diberikan. Walaupun nilai inidapat dituangkan dalam tabel pada bab-bab lain dalam LAK ini, nilai-nilaitersebut harus diringkas di bagian ini untuk membantu dalam review danpengkajian terhadap analisis keselamatan. Parameter-parameter ini hendaknyamencakup:

- Daya teras;- Temperatur inlet teras;

58

- Temperatur kelongsong bahan bakar;- Tekanan sistem reaktor;- Laju alir teras;- Distribusi daya aksial dan radial dan faktor kanal panas;- Kinetika reaktor;- Koofisien reaktivitas temperatur bahan bakar dan moderator;- Koefisien reaktivitas gelembung;- Nilai reaktivitas padam yang tersedia; dan- Karakteristik insersi pengendalian reaktivitas dan peralatan

keselamatan.

A.1607. Rentang nilai parameter reaktor yang berubah dengan fraksi bakarpemuatan bahan bakar atau faktor-faktor lainnya harus ditetapkan.

A.1608. Daerah pengoperasian yang diperkenankan pada parameter sistem reaktorharus ditentukan, termasuk fluktuasi dan ketidakpastian parameter tersebut.Kondisi yang paling parah dalam daerah pengoperasian harus digunakan sebagaikondisi awal untuk analisis transien.

Asumsi Fungsi Sistem Proteksi Reaktor

A.1609. Setting semua fungsi sistem proteksi yang digunakan dalam analisiskeselamatan harus didaftar. Fungsi sistem proteksi khusus adalah trip reaktor,penutupan katup isolasi dan pendinginan cadangan.

Pemilihan Kejadian Awal

A.1610. Dalam bagian ini harus diuraikan kejadian awal yang diperkirakan dalamanalisis keselamatan. Uraian kejadian awal tersebut harus cukup luas, danpembenaran terhadap penyisihan kejadian awal tertentu harus diberikan.Lampiran I berisi beberapa informasi tentang metodologi. Pemilihan tersebuthendaknya mempertimbangkan hal-hal seperti tersebut pada paragraf A.1611 danA.1612.

A.1611. Setiap kejadian awal yang diperkirakan harus dimasukkan dalam salahsatu katagori berikut, atau dikelompokan dengan cara lain sesuai dengan jenisreaktor yang dipelajari:(a) Kehilangan catu daya listrik;(b) Insersi reaktivitas lebih;(c) Kehilangan aliran;(d) Kehilangan pendingin;(e) Kesalahan penanganan atau kegagalan peralatan;(f) Kejadian interna khusus;(g) Kejadian eksterna khusus; dan(h) Kesalahan manusia

A.1612. Kejadian awal dalam masing-masing kelompok harus dievaluasi untukmengindentifikasikan kejadian-kejadian yang membatasi, dan kejadian-kejadianyang dipilih untuk dianalisis lebih lanjut harus ditunjukkan. Kejadian-kejadian itu

59

akan mencakup kejadian yan mempunyai akibat potensial yang membatasi semuakejadian inisiasi lainnya dalam kelompok tersebut

Evaluasi Setiap Urutan Kejadian

A.1613. Informasi terinci yang dicantumkan dibawah ini harus diberikan untuksetiap kejadian awal yang dipilih dalam A.1612. di atas. Informasi ini disusundengan judul-judul berikut:(a) Indentifikasi penyebab;(b) Urutan kejadian dan operasi sistem(c) Analisis transien(d) Klasifikasi status kerusakan;(e) Bentuk sumber; dan(f) Evaluasi akibat radiologi

A.1614. Kedalaman informasi kuantitatif yang harus diberikan untuk topik-topiktersebut akan berbeda untuk berbagai kejadian awal dan tergantung pada jenisreaktor. Untuk keadaan dengan suatu kejadian awal tertentu yang bukanmerupakan kejadian awal limit (limiting initating event), hanya alasan kualitatifsaja yang perlu diberikan, disertai dengan acuan pada bab yang menyajikanevaluasi tentang kejadian awal limit. Selanjutnya, untuk kejadian awal yangmemerlukan analisis kuantitatif, tidak perlu memberikan analisis seperti itu untuksetiap topik. Sebagai contoh, ada beberapa kejadian yang memicu transien reaktoryang menghasilkan dampak radiologi kecil. LAK harus menyajikan evaluasikualitatif untuk menunjukkan bahwa ada kasus ini. Evaluasi terinci dampakradiologi tidak perlu dilakukan untuk masing-masing kejadian awal tersebut.

Indentifikasi Penyebab

A.1615. Untuk setiap kejadian yang dievaluasi, uraian tentang peristiwa yangmenyebabkan kejadian awal yang dipertimbangkan harus diberikan.

Urutan Kejadian dan Operasi Sistem

A.1616. Rentetan kejadian tahap demi tahap, dari kejadian awal sampai kondisistabil akhir, harus diuraikan. Hal-hal berikut ini harus diberikan dalam setiaprentetan kejadian:(a) Indentifikasi peristiwa penting berdasarkan skala waktu, misalnya monitor

fluks macet atau start penyisipan batang kendali;(b) Indikasi ketepatan dan ketidaktepatan fungsi dari instrumentasi dan kendali

reaktor yang beroperasi secara normal;(c) Indikasi ketepatan fungsi dari sistem proteksi reaktor dan sistem

keselamatan dan kegagalan fungsinya;(d) Indikasi tindakan operator yang diperlukan;(e) Evaluasi kegagalan dependen dan kesalahan manusia;(f) Evaluasi probabilitas rentetan secara kualitatif (jika dilakukan); dan(g) Pembenaran terhadap ekslusi rentetan kejadian yang berada di luar dasar

desain.

60

A.1617. Tidak setiap kejadian awal dipostulasikan perlu dianalisis dan diuraikansecara lengkap. Rentetan kejadian yang membatasi atau mengikat rentetankejadian dalam masing-masing kelas dan yang telah dipilih untuk dianalisis lebihlanjut harus ditunjukkan.

Analisis Transien

A.1618. Analisis teras dan unjuk kerja sistem secara terinci harus diberikan.Metode yang digunakan untuk mengkarakterisasi teras reaktor dan unjuk kerjasistem selama kondisi kecelakaan harus dibahas dan hasil-hasil penting analisisharus disajikan. Pembahasan harus mencakup, sesuai keperluan, evaluasiparameter-parameter yang dapat mempengaruhi unujuk kerja penghalang yangmembatasi pelepasan zat radioaktif dari bahan bakar ke lingkungan (seperti,kelongsong bahan bakar, sistem pendingin primer, dan gedung/sistempengungkung).

A.1619. Model perhitungan. Model perhitungan yang digunakan, termasukprogram komputer digital atau simulasi analog yang digunakan dalam analisis,harus diindentifikasi. Harus juga dikonfirmasikan bahwa model tersebut berlakuuntuk rentang parameter operasional yang diperkirakan, prediksi konservatif,mewakili semua fenomena fisika penting dan telah divalidasi dengan tepat.Bagian ini harus memberikan rangkuman tentang model matematis dan programkomputer digital, dengan mengacu pada uraian rinci dalam dokumen yangdisampaikan kepada badan pengatur. Hal-hal berikut harus juga diberikan:

(a) Uraian umum model, meliputi; i. Tujuan model dan jangkauan pemakaiannya, termasuk tingkat atau

rentang variabel yang diamati; ii. Uraian singkat tentang model analitik dan korelasi empiris yang

digunakan; iii. Setiap penyederhanaan atau pendekatan yang digunakan dalam

analisis; iv. Tingkat konservatisme dari metode dan korelasi; v. Ketelitian numerik dari model, termasuk perkiraan ketelitian hasil

dari faktor-faktor yang mengkontribusi ketidakpastian; dan vi. Metode kombinasi program (bila digunakan satu seri program

komputer)

(b) Uraian singkat data input untuk masing-masing model, meliputi:

i. Metode seleksi parameter input, termasuk pemakaiannya dan tingkatknservatismenya;

ii. Daftar data input untuk masing-masing model; dan iii. Kepekaan model parameter input khusus.

(c) Ringkasan hasil-hasil studi validasi, meliputi: i. Perbandingan model perkiraaan dengan eksperimen atau operasi , atau

dengan model lain yang juga telah dibandingkan dengan eksperimenatau operasi;

61

ii. Pembuktian ketepatan numerik yang memadai atau tingkatkonservatisme;

iii. Konfirmasi bahwa pemodelan tersebut mewakili semua fenomenafisika penting; dan

iv. Konfirmasi bahwa kolerasi empiris adalah konservatif, berdasarkanpada eksperimen (bila perlu) dan layak untuk rentang parameteroperasional.

A.1620. Parameter input dan kondisi awal. Parameter input dan kondisi awalyang digunakan dalam analisis harus diindentifikasi dengan jelas. Lampiran IIberisi daftar parameter dan kondisi ini. Namun demikian, harga awal variabel laindan parameter lainnya harus dimasukkan dalam LAK apabila digunakan untukmenganalisa kejadian yang sedang dianalisis.

A.1621. Hasil. Hasil analisis harus disajikan dan diuraikan dalam LAK. Parameterkunci harus diberikan sebagai fungsi waktu transien atau kecelakaan. Berikut iniadalah contoh-contoh parameter yang harus dicakup:

• Reaktivitas;• Daya termal;• Fluks panas;• Distribusi daya;• Tekanan sistem pendingin reaktor;• Rasio fluks panas kritis (CHF) minimum atau rasio akhir dari pendidihan

inti (DNBR) sesuai dengan yang dapat dipakai;• Pemanasan nuklir;• Laju alir pendingin teras;• Kondisi pendingan (temperatur inlet, rata-rata teras dan outlet saluran

panas);• Temperatur teras (temperatur pusat bahan bakar dan kelongsong

maksimum) dan entalpi bahan bakar maksimum;• Inventori pendingin reaktor (inventori total dan tingkat pendinginan pada

berbagai lokasi di dalam sistem pendingin reaktor); dan• Parameter sistem penukar panas sekunder (inventori dan permukaan

pendingin, entalpi, temperatur, dan laju alir masa).

A.1622. Ketidakpastian hasil-hasil harus dikemukakan dan dibahas.

A.1623. Marjin diantara perkiraan harga berbagai parameter teras dan hargaparameter ini yang kan menyatakan batasan kondisi yang dapat diterima harusdiberikan.

Klasifikasi Status Kerusakan

A.1624. Analisis transien dapat menunjukkan bahwa batasan desain bakar telahterlampaui, yang mengakibatkan beberapa kerusakan kelongsong bahan bakar.Perkiraan jenis kerusakan, jumlah bahan bakar yang rusak dan faktor-faktor lain(seperti temperatur bahan bakar dan kelongsong, karakteristik pendingain daninteraksi kimia) harus diberikan.

62

A.1625. Beberapa rentetan kejadian dapat mengakibatkan bahaya radiologi yangberbeda termasuk kegagalan eksperimen atau kegagalan fasilitas iradiasi/aktivasidan kerusakan mekanis kelongsong bahan bakar teriradiasi. Perkiraaan bentuk dankandungan bahan berbahaya, termasuk parameter fisika yang selanjutnyamengkarakterisasi sifat tersebut, harus diberikan. Setiap pengelompokan ulangrentetan kejadian dalam kelas sesuai dengan jenis dan tingkat bahaya radiologinyaharus diuraikan. Rentetan kejadian lainnya yang mengikat atau membatasi untuksetiap katagori bahaya harus dipilih untuk analisis pelepasan zat radioaktif.

Term sumber

A.1626. Term sumber, jika ada, harus diuraikan untuk setiap urutan kejadian yangmengikat seperti tersebut di atas. Uraian itu hendaknya mencakup zat radioaktifyang mungkin terlepas dari reaktor, bentuk fisika dan kimianya, dan faktor-faktorlain yang diperlukan untuk menetapkan potensi penyebarannya ke lingkungan.

A.1627. Bagian ini harus mengindentifikasi jika perhitungan fraksi penglepasanrealistik terinci telah dilaksanakan atau jika perhitungan fraksi penglepasankonservatif yang digunakan, sesuai dengan praktek Badan Pengawas, seperti: termsumber sebarang yang lebih besar daripada yang diperkirakan untuk rentetankecelakaan yang mungkin terjadi (misalnya, untuk membuktikan efektivitasgedung/pengukungan atau untuk menunjukkan bahwa dosis yang dihasilkan bagikelompok krtitis memenuhi persyaratan peraturan).

A.1628. Model matematis yang digunakan dalam menentukan dan menganalisisterm sumber harus diuraikan secara singkat dan informasi tentang validasinyadisajikan. Informasi yang diuraikan di bawah ini hendaknya diberikan untuksetiap rentetan kejadian limit.

A.1629. Pengkajian penglepasan di dalam gedung reaktor. Jumlah radionuklidayang terlepas di dalam gedung, kandungan isotop dan faktor fisika lain daripenglepasan tersebut harus diuraikan untuk setiap kejadian yang sesuai. Parameterdan asumsi yang digunakan dalam analisis harus disajikan, meliputi:(a) Inventori produk isi (atau inventori radionuklida untuk kecelakaan yang

tidak termasuk kecelakaan bahan bakar);(b) Sifat kerusakan bahan bakar dan fraksi kelongsong bahan bakar yang rusak;(c) Fraksi penglepasan produk lain fisi dari bahan bakar; dan(d) Retensi radionuklida dalam air dan pada permukaan.

A.1630. Pengkajian penglepasan dari gedung reaktor. Jumlah radionuklida yangterlepas ke lingkungan, kandungan isotop dan faktor fisika lain dari pelepasanharus diberikan untuk setiap rentetan kejadian yang menghasilkan pelepesan kegedung reaktor. Pelepasan melalui udara dan air harus dipertimbangkan.Parameter dan asumsi yang digunakan dalam analisis harus disajikan, meliputi:(a) Pemindahan radionuklida oleh sistem penahan cairan dan udara, sistem

resirkulasi dan ventilasi, termasuk efisiensi filter;(b) Pengendapan dan suspensi permukaan;(c) Waktu penahanan radionuklida, peluruhan dan produksi anak-luruh;(d) Laju kebocoran gedung reaktor atau laju pelepasan efluen cair;(e) Modus pelepasan (awan tunggal, berselang-seling, kontinyu); dan

63

(f) Titik penglepasan (cerobong, permukaaan tanah, dan lain-lain).

A.1631. Pengkajian bahaya lain. Uraian tentang kecelakaan yang dapatmenghasilkan paparan berarti terhadap personil atau masyarakat umum yangberasal dari medan radiasi langsung (yang berkaitan dengan penglepasan yangterkungkung dalam gedung reaktor) harus diberikan. Sebagai contoh:

• Kekritisan yang tidak dikehendaki;• Pengelepasan dari fasilitas eksperimen atau fasilitas iradiasi yang

sebenarnya tetap terkungkung tetapi mengandung bahaya radiasi;• Penglepasan cairan atau zat radioaktif lain yang terkungkung di

tempat; dan• Kehilangan perisai radiasi.

Evaluasi Konsekuensi Radiologis

A.1632. Bagian ini harus membahas metode perhitungan yang digunakan untukmenentukan akibat radiologi dari rentetan kejadian yang dianalisis dan harusmemberikan ringkasan hasil perhitungan dosis. Informasi itu harus memadaiuntuk menunjang hasil perhitungan dosis tersebut dan memudahkan dilakukannyaanalisis secara independen oleh Badan Pengawas.

A.1633. Jika tidak ada akibat radiologi yang berkaitan dengan rentetan kejadianyang dianalisis, bagian ini harus berisi pernyataaan tentang hal tersebut.

A.1634. Metode Analisis Akibat Radiologi. Metode yang digunakan untukmenganalisis akibat radiologi yang mungkin dihasilkan dari kecelakaan reaktorharus disajikan di bagian ini. Asumsi dan metode yang digunakan dalammenentukan akibat radiologi harus ditunjang oleh informasi yang memadai, ataudapat mengacu pada bab lain dalam LAK ini, atau dapat mengacu pada dokumenlain yang tersedia bagi Badan Pengawas.

A.1635. Informasi tentang pemodelan akibat radiologi harus mencakup hal-halsebagai berikut:

- Uraian tentang model matematik atau model fisik yang digunakan,termasuk penyederhanaan atau pendekatan yang dimasukkan dalamanalisis;

- Ringkasan program komputer digital atau simulasi analog yangdigunakan dalam analisis, dengan mengacu pada uraian terinci;

- Informasi tentang validasi metoda perhitungan; dan- Pertimbangan tentang ketidakpastian dalam metode perhitungan, unjuk

kerja peralatan, karakteristik respons system instrumentasi ataupengaruh lain yang diperhitungkan dalam evaluasi hasil-hasil.

A.1636. Hasil dosis. Pada bagian ini harus disajikan hasil-hasil perhitungan dosis,berupa dosis ekivalen efektif pada kawasan atau batas daerah eksklusi, dosisekivalen efektif untuk masyarakat umum pada jarak tertentu dari kawasan. Dalamhal ini, dosis anggota masyarakat yang paling banyak tersinari zat radioaktif harusdiberikan, maupun dosis pada saat kecelakaan dan ruang kendali operator danpersonil yang berada di tempat lain pada kawasan.

64

A.1637. Pertimbangan harus diberikan terhadap medan radiasi langsung, baik daripenglepasan melalui cairan maupun melalui udara, dan terhadap kemungkinanterjadinya kontaminasi permukaan tanah.

A.1638. Medan Radiasi Langsung. Medan radiasi langsung berkaitan dnganpelepasan yang terjadi di dalam fasilitas reaktor penelitian dan yang dapatmenghasilkan dosis radiasi harus diuraikan, juga termasuk dosis terhadapkelompok kritis. Parameter dan asumsi yang digunakan dalam analisis hendaknyadibenarkan, termasuk:

• Jumlah radionuklida yang terlepas, bentuk geometri dan jangkawaktu pelepasan

• Peluruhan radionuklida dan produksi anak luruh;• Parameter perisai radiasi, faktor build up dan hamburan; dan• Jarak ke kelompok kritis dan jangka waktu selama dosis dihitung

A.1639. Penglepasan bersifat cair. Bagian ini harus berisi ringkasan tentangpengkajian penglepasan melalui zat cair, penyebaran pelepasan pada airpermukaan dan air tanah, kontaminasi rantai biologi dan rantai makanan, dandosis perorangan dan masyarakat. Acuan harus dilakukan pada paragraf A.311-A.314 untuk data karakteristik hidrologi dan hidrogeologi dari air permukaan danair tanah. Diskusi tentng bahaya potensial harus mencakup:

! Radiasi langsung dari zat cair yang terlepas;! Penguapan atau suspensi ulang radionuklida bentuk gas dari zat cair

yang terlepas;! Kontaminasi permukaan tanah; dan! Kontaminasi ekuifer di dalam dan di luar kawasan.

A.1640. Parameter dan asumsi yang digunakan dalam analisis harus dibuatpembenarannya, termasuk:

• Pengambilan radionuklida melalui sistem penahan atau resirkulasicairan;

• Titik potensi pelepasan, inventori radionuklida yang terlepas,konsentrasinya di dalam zat cair, laju pelepasaan dan moduspelepasan (kontinyu, terputus-putus, dan lain-lain).

• Peluruhan radionuklida dan produksi anak luruh;• Karakteristik pengenceran dan pemindahan, termasuk karakteristik

migrasi dan retensi tanah, pergerakkan radionuklida dalam formasihidrogeologi, kemampuan konssentrasi ulang sedimen dan biota,dan pengaruh lain yang mungkin diperlukan untuk menentukanperpindahan radionuklida dan jalur-jalur paparan;

• Jalur-jalur langsung dan tak langsung kontaminasi radioaktifterhadap rantai makanan; dan

• Penerimaan radionuklida pada manusia dan dosisnya.

A.1641. Karakteristik yang penting untuk penentuan jalur rantai makanan harusdipertimbangkan.

65

A.1642. Jika penglepasan zat cair ke ekuifer permukaan dan ekuifer bawah tanahmungkin terjadi, ketentuan mengungkung setiap pelepasan cairan di dalamfasilitas harus diuraikan dan kemungkinan kegagalan ketentuan ini harus dibahas.

A.1643. Penglepasan ke atmosfer. Bagian ini harus menyajikan dosis staf fasilitasdan dosis masyarakat umum setelah terjadi pelepasan zat radioaktif dari fasilitaske udara, dengan memperhitungkan penyebaran ke atmosfer. Parameter danasumsi yang digunakan dalam analisis harus diberikan, yang meliputi:

- Bentuk/jenis sumber, dalam bentuk inventori radionuklida, bentukfisika dan kimia, dan faktor-faktor lain yang mempengaruhipenyebaran zat radioaktif ke lingkungan, termasuk daya apung(buoyancy);

- Modus penglepasan (hembusan tunggal, terputus-putus, kontinyu);- Lokasi dan kararteristik pelepasan, termasuk ketinggian cerobong dan

diameternya;- Jarak ke penerima dan medan antaranya (intervening terra);- Datameteorologi, termasuk kecepatan dan arah angin, dan data inversi

serta data stabilitas atmosfir;- Pengaruh olakan dari gedung;- Parameter difusi;- Bentuk fisik dan kimia radionuklida pada lokasi penerima, dan

kemungkinan berbentuk partikel udara atau endapan; dan- Hasil-hasil perhitungan dosis (melalui pernafasan, pencernaan

makanan dan/ atau paparan permukaan tanah).

A.1645. Kontaminasi Permukaan tanah. Bagian ini harus membahaskemungkinan kontaminasi permukaan tanah, baik melalui penyebaran langsungpartikel zat radioaktif atau pengendapan dari buangan udara atau buangan cairan.Kontaminasi permukaan oleh radionuklida harus diperkirakan dan dosis (melauipenyinaran permukaan tanah dan pencernaan makanan) harus dikaji.

Rangkuman

A.1646. Bagian ini harus berisi ringkasan hasil-hasil penting analisis keselamatan,termasuk uraian singkat tentang rentetan kecelakaan yang dominan. Kesimpulanpenting dari analisis tersebut harus dikemukakan. Pengaruh ketidakpastian darihasil-hasil tersebut harus dibahas dan dievaluasi.

A.1647. Hasil-hasil analisis harus dibandingkan dengan kriteria penerimaan yangsesuai. Kriteria yang dibahas dalam paragraf 217-219 harus dipenuhi. Evaluasihasil harus menunjukkan bahwa desai reaktor penelitian dapat diterima dan harusmengkonfirmasi keabsahan batasan dan kondisi operasi yang dibahas dalam BabA.17 (Batasan dan Kondisi Operasi).

A.17. BATAS DAN KONDISI OPERASI

A.1701. Bab ini harus berisi batasan dan kondisi operasi (BKO) yang pentinguntuk keselamatan operasi reaktor yang diperoleh dari analisis keselamatan. BKO

66

merupakan sekumpulan parameter, yang dikembangkan oleh organisasipengoperasi yang akan melindungi reaktor, personil, masyarakat umum danlingkungan terhadap penyinaran radiasi yang tidak dikehendaki apabila parametertersebut tidak dilampaui. Oleh karena itu BKO harus dipahami oleh personil yangbertanggung jawab atas operasi reaktor. BKO mencakup batas keselamatan,setting sistem keselamatan, kondisi batasan keselamatan operasi, dan persyaratan-persyaratan pengawasan dan administrasi.

A.1702. BKO didasarkan pada persetujuan antara pengusaha reaktor denganBadan Pengawas, BKO ini merupakan bagian penting dari persyaratan pemberianijin operasi reaktor nuklir oleh Badan Pengawas. Perubahan terhadap BKO harusmemerlukan revisi LAK dan pengkajian serta persetujuan Badan Pengawas.

A.1703. Karena pentingnya peranan BKO dalam keselamatan, masing-masingBKO harus dipilih dan ditunjang dengan pernyataan tertulis tentang alasan untukmengadopsinya . Informasi harus disajikan dalam dokumen tersendiri ataudimasukkan dalam Bab ini. Bila disajikan dalam dokumen tersendiri, informasitentang BKO yang diberikan dalam LAK dapat merupakan ringkasan daridokumen tersebut. Dalam kedua bentuk diatas, informasi tentang setiap parameterBKO harus mencakup hal-hal berikut:

(a) Tujuan yang ingin dicapai melalui penetapan BKO (misalnya pencegahankeadaan yang mungkin berkembang menjadi kondisi kecelakaan)

(b) Pemberlakuan BKO, misalnya terhadap variable fisik yang berkaitan denganpenghalang fisik, seperti temperatur bahan bakar atau ketinggian air kolam,atau kondisi penghalang. Kadang-kadang pemberlakuan BKO mengacupada pengaturan peralatan, seperti jumlah minimum kanal pengukuran yangharus beroperasi;

(c) Spesifikasi BKO misalnya nilai yang tidak boleh dilampaui, atau kondisikhusus peralatan;

(d) Dasar untuk topik-topik di atas, terutama untuk spesifikasi nilai yangdiadopsi. Dasar ini biasanya berupa perhitungan-perhitungan desain ataukeselamatan yang tercakup dalam analisis keselamatan, yang memasukkanketidakpastian teknis dan pengukuran. Namun demikian, dasar ini kadang-kadang berupa asumsi konservatif sederhana dari pengalaman operasisebelumnya atau didasarkan pada hasil-hasil eksperimen yang diusulkan.

Batas Keselamatan

A.1704. Batas kesselamatan terhadap parameter atau variable proses yang pentingharus diberikan dan dibuat pembenarannya melalui analisis yang diberikan dalamLAK. Batas keselamatan pada umumnya menyangkut parameter-parameteroperasi seperti: temperatur bahan bakar dan kelongsong bahan bakaar, suhupendingin reaktor, tekanan reaktor, daya reaktor, laju alir pendingin, dan untukreaktor tipe kolam, ketinggian air diatas teras. Batas keselamatan ini diperolehterutama dari Bab A.5 (Reaktor) dan Bab A.16 (Analisis Keselamatan).

67

Penetapan Sistem Keselamatan.

A.1705. Setting sistem keselamatan harus dilakukan terhadap variabel danparameter, yang apabila tidak terkendali, dapat mengakibatkan terlampauinyabatas keselamatan. Sub bab ini harus mengindentifikasi setting sistem keselatandan berisi analisis yang menunjukkan bahwa batas keselatan tidak akanterlampaui. Dalam menentukan setting sistem keselamatan, harus diperhatikan halberikut seperti kesalahan kalibrasi, ketelitian pengukuran dan waktu responssistem. Setting sistem keselamatan diperoleh terutama dari Bab A.5 dan Bab A.16

Kondisi Batas untuk Operasi Aman

A.1706. Sub bab ini harus menyatakan kondisi batas untuk operasi yang aman,yang harus memberikan kelonggaran (margin) yang dapat diterima antara nilaioperasi normal dengan setting sistem keselamatan. Walaupun dalam berbagaikasus kondisi batasan ditetapkan dengan sistem administrasi, kondisi batasaanmerupakan kendala pembatas (constraint) bai karakteristik peralatan dan operasiyang diindentifikasi dalam LAK yang penting untuk keselamatan dan harusdipatuhi selama operasi fasilitas. Dalam beberapa hal, bila parameter atau variabelproses mencapai kondisi batas untuk operasi yang aman, kondisi batasan akanmenyebabkan alarm sehingga memungkinkan operator melakukan tindakan yangtepat untuk mencegah terlampauinya setting sistem keselamatan. Beberapa contohkondisi batasan untuk operasi yang aman adalah sebagai berikut :

- Konfigurasi teras dan batasan desain (koefisien reaktivitas, batas fraksibakar, inspeksi, dan lainnya)

- Jumlah minimum, desain dan unjuk kerja mekanisme kendalireaktivitas;

- Parameter desain bahan bakar (pengayaan, jenis bahan bakar, jeniskelongsong dan lain-lain);

- Sistem kendali dan pengukuran operasi reaktor minimum dan titiksetting keselamatan;

- Laju insersi reaktivitas maksimum;- Peralatan yang diperlukan untuk memperoleh pengungkungan;- Operasi yang memerlukan pengungkungan;- Peralatan operasi minimum untuk sistem ventilasi;- Peralatan dan unjuk kerja sistem suplai daya darurat;- Peralatan operasi minimum untuk pemantauan radiasi dan efluen;- Batasan terhadap pelepasan efluen;- Batasan terhadap eksperimen (reaktivitas, bahan dan lain-lain);- Batasan desain lain yang penting untuk keselamatan;

Persyaratan pengawasan

A.1707. Sub bab ini harus membahas persyaratan pengawasan yang berkaitandengan frekuensi dan ruang lingkup pengujian, untuk menunjukkan bahwa tingkatunjuk kerja ditetapkan dengan batas keselamatan dan kondisi batas untuk operasiyang aman akan terpenuhi. Persyaratan pemantauan, inspeksi, pemeriksaankemampuan operasi dan kalibrasi harus dimasukkan dan tindakan yang harus

68

dilakukan bila sistem gagal harus diuraikan. Kondisi untuk melanjutkan operasiselama perbaikan atau penerimaan terhadap penggantian peralatan yang gagalharus dinyatakan.

Persyaratan Administrasi

A.1708. Sub bab ini harus berisai persyaratan administrasi dan organisasi,maupun struktur dan tanggung jawaborganisasi, persyaratan pemilihan staf,penilaian dan audit terhadap prosedur operasi fasilitas, penilaian kejadianoperasional, dan pelaporan dan pencatatan. Kondisi batas dan persyaratanadministrasi ini diperoleh terutama dari Bab A.13 (Pelaksanaan Operasi).

A.18. JAMINAN KUALITAS

Program Jaminan Kualitas

A.1801. Organisasi pengoperasi bertanggung jawab atas penyiapan danpelaksanaan program jaminan kualitas keseluruhan yang akan menjaminkesesuaian terhadap aspek keselamatan. Prinsip dan lingkup PJK haarusditetapkan sesuai dengan persyaratan umum yang terdapat dalam dokumen SafetySeroes No. 35-S1 dan 35-S2, dan standar nasional lain yang berlaku.

A.1802. Sub bab ini harus menguraikan program jaminan kualitas (PJK), ataumengacu pada uraian program jaminan kualitas. Ringkasan tentang barang, jasadan proses dimana PJK dilaksanakan harus diberikan, demikian pula uraiantentang struktur organisasi untuk kegiatan jaminan kualitas yang direncanakanatau dilaksanakan. Tingkat pengendalian dan verifikasi kualitas juga harusditentukan, dan metoda yang tersedia untuk mencapainya harus diuraikan.

A.1803. Sub bab ini harus menguraikan atau mengacu pada PJK khusus yangtelah disusun untuk tahap desain, pengadaan, konstruksi, komisioning dan operasi,yang sesuai. PJK harus konsisten dengan persyararatan-persyaratan proyekreaktor penelitian, tujuannya, status dan karakteristiknya, dan harus dapat diterimaoleh Badan Pengawas.

Prosedur Jaminan Kualitas

A.1804. Sub bab ini harus menguraikan atau mengacu pada perencanaan,pelaksanaan dan pengendalian kegiatan penting yang berkaitan dengan PJK untukmenjamin agar persyaratan-persyaratan khusus, seperti persyaratan pengawasan,kriteria desain dan konstruksi, dan kriteria penerimaan, diterapkan dengan tepatdan terpenuhi. Khususnya, tanggung jawab dan wewenang personil yangmenangani jaminan kualitas hendaknya ditetapkan.

A.1805. Sub bab ini harus menguraikan prosedur-prosedur yang mencakupkegiatan khusus dalam PJK, seperti ketidak sesuaian, perubahan desain,

69

penyimpangan desain dan konsensi desain, dan analisis tentang dampaknyaterhadap persyaratan keselamatan.

A,1806. Sub bab ini harus menguraikan prosedur-prosedur yang mencakupkegiatan operasi yang dilaksanakan dalam PJK. Contohnya adalah kegiatan yangberkaitan dengan pengelolaan reaktivitas dan kekritisan, keselamatan termal teras,keselamatan peralatan eksperimen, modifikasi reaktor, manipulasi komponen danbahan serta pengawasan manusia.

A.1807. Sub bab ini harus menguraikan bagaimana LAK dan dokumenpendukungnya diidentifikasi dan diarsipkan, dan berapa lama dokumen-dokumentersebut disimpan, atau acuan uraian yang harus diberikan.

Status Manajemen Program Jaminan Kualitas

A.1808. Sub bab ini harus berisi laporan singkat tentang status terakhirmanajemen PJK dan status pencapaian standar kualitas dan keselamatan yangdiperlukan.

A.19. DEKOMISIONING

A.1901. Bab ini harus berisi informasi tentang desain fasilitas dan proseduroperasi untuk mempermudah proses dekomisioning. Dasar desain yang berkaitandengan dekomisioning harus diuraikan.

A.1902. Aspek desain fasilitas yang memudahkan dekomisioning harus dibahas,seperti pemilihan bahan untuk memperkecil aktivasi dan untuk memudahkandekontaminasi, pembongkaran dan penanganan komponen yang teraktivisasi(jarak jauh), dan fasilitas yang memadai untuk mengolah limbah radioaktif.

A.1903. Sub bab ini harus membahas aspek operasi fasilitas yang mempermudahdekomisioning, seperti ketentuan desain dan operasi untuk memperkecil aktivasibahan, dan pemeliharaan catatan tentang konstruksi dan kontaminasi fasilitas.

A.20. RENCANA KEDARURATAN

Perencanaan Kedaruratan

A.2001. Sub ini harus berisi atau mengacu ke rencana yang akan memberikanjaminan yang memadai bahwa akan dilakukan tindakan untuk memperkecilkeadaaan darurat yang mungkin terjadi pada fasilitas; rencana ini harus dibuatoleh organisasi pengoperasi. Namun demikian, upaya keselamatan yang dilakukandalam desain dan operasi reaktor akan sangat mengurangi resiko kecelakaan.Informasi tambahan tentang rencana ini dapat diperoleh dari Safety Series No. 35-S2.

70

A.2002. Sub bab ini harus menunjukkan bahw rencana kedaruratan berdasarkanpada kecelakaan yang dianalisis dalam LAK dan kecelakaan lain yangdiperkirakan hanya untuk tujuan kedaruratan.

A.2003. Sub bab ini harus berisi informasi tentang tindakan yang akan dilakukandi dalam gedung reaktor, pada tapak dan luar tapak. Informasi tersebut mencakuphal-hal berikut:

a) Organisasi kedaruratan lengkap dengan instruksi yang jelas mengenaikewenangan dan tanggungjawabnya;

b) Proses untuk mengindentifikasi dan mengklasifikasi kedaruratan;c) Persetujuan dengan instansi luar-tapak, yang akan memberikan bantuan

dalam kedaruratan;d) Pemberitahuan kepada personil dalam dan luar-kawasan;e) Pemberitahuan kepada pemerintah setempat;f) Keandalan komunikasi antara pusat kendali kedaruratan dengan lokasi

luar;g) Upaya perlindungan;h) Penyediaan peralatan kedaruratan;i) Pengaturan dengan fasilitas medis untuk merawat pasien yang

terkontaminasi;j) Pelatihan personil;k) Frekuensi dan lingkup pelatihan kedaruratan; danl) Memadainya sumber daya untuk melaksanakan rencana kedaruratan;

Prosedur Kedaruratan

A.2004. Sub bab ini harus menunjukkan bahwa rencana kedaruratan akandilaksanakan melalui prosedur kedaruratan. Prosedur ini harus berisi tindakankhusus/tertentu yang kan dilakukan untuk meringankan akibat kedaruratan.

A.2005. Sub bab ini harus berisi informasi tentang pengaturan untuk penilaianberkala terhadap rencana kedaruratan dan prosedur pelaksanaan yang menjaminbahwa persyaratan-persyaratan untuk eksperimen baru atau modifikasi fasilitasdiberikan.

A.2006. Prosedur kedaruratan harus berisi petunjuk tentang batasan penyinaranpersonil yang melakukan misi penyelamatan atau misi memperkecil akibatkedaruratan.