Bahan Diklat
Long Term Training Course on Safety Regulation and Safety Analysis | PWR Safety Analysis
Pressurized Water Reactor (PWR) merupakan jenis reaktor nuklir yang paling banyak digunakan dalam pembangkitan tenaga listrik di dunia. Operasi PWR melibatkan sistem pendingin bertekanan tinggi yang berfungsi sekaligus sebagai moderator dan media perpindahan panas dari teras reaktor ke pembangkit uap. Untuk menjamin keselamatan operasi reaktor, diperlukan analisis keselamatan yang komprehensif baik oleh operator maupun oleh otoritas pengawas sebagai dasar perizinan dan evaluasi keselamatan. Dokumen ini membahas analisis keselamatan PWR yang didasarkan pada Anticipated Operational Occurrences (AOO) dan kondisi kecelakaan, dengan mengacu pada kriteria penerimaan keselamatan seperti batas entalpi bahan bakar, tekanan sistem pendingin reaktor, tekanan kontainmen, serta risiko radiologis terhadap masyarakat. Analisis dilakukan berdasarkan konsep Defense in Depth yang menekankan perlindungan berlapis mulai dari pelet bahan bakar hingga bejana kontainmen. Kajian ini difokuskan pada kondisi transien awal, yaitu 0–20 detik setelah kejadian pemicu, dengan menggunakan asumsi kondisi terburuk untuk memperoleh tingkat kepercayaan keselamatan yang tinggi. Hasil analisis menunjukkan bahwa batas-batas keselamatan utama tetap dapat dipertahankan, sehingga kondisi teras reaktor tetap dapat didinginkan dan integritas batas tekanan terjaga. Analisis ini merupakan bagian dari kegiatan pembelajaran dalam program On the Job Training on Safety Analysis pada Long Term Training Course yang diselenggarakan oleh NUPEC (Tim Perpustakaan).
| Judul | Edisi | Bahasa |
|---|---|---|
| Analisis Suku Sumber Reaktor PWR Kecil Berumur Panjang Tanpa Pengisian Ulang Bahan Bakar 420 MWt pada Kecelakaan Hilangnya Bahan Pendingin (Loca-Loss of Coolant Accident) | - | id |