ANALISIS KONSENTRASI ISOTOP PRODUK FISI DALAM PENDINGIN REAKTOR PWR 1400 MWe

ANALISIS KONSENTRASI ISOTOP PRODUK FISI DALAM

PENDINGIN REAKTOR PWR 1400 MWe

Anis Rohanda, Pudjijanto MS

Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir – BATAN, E-mail : anis_rohanda@batan.go.id ; pudji_ms@batan.go.id

ABSTRAK

ANALISIS KONSENTRASI ISOTOP PRODUK FISI DALAM PENDINGIN REAKTOR PWR 1400 MWe. Pendingin reaktor merupakan salah satu unsur utama dalam mewujudkan keselamatan reaktor. Informasi mengenai konsentrasi isotop produk fisi dalam pendingin reaktor daya berguna untuk perhitungan keselamatan radiasi dan perisai biologis apabila terjadi kebocoran pada sistem pendingin dan kecelakaaan lainnya. Dengan demikian diperlukan studi penentuan konsentrasi isotop produk fisi dalam pendingin reaktor (Bq/g). Analisis konsentrasi konsentrasi isotop produk fisi dilakukan pada basis konfigurasi teras dan paramater operasi reaktor daya dengan teknologi APR-1400 Korea Selatan dengan menggunakan ORIGEN2.1. Hasil analisis dengan ORIGEN2.1 dibandingkan dengan data SSAR APR-1400. Secara umum, hasil yang diperoleh menunjukkan bahwa konsentrasi isotop produk fisi dalam pendingin dengan menggunakan ORIGEN2.1 jauh lebih besar daripada data SSAR APR-1400. Penyimpangan terkecil ditemukan pada isotop Xe-135 sebesar 43,2%.

Kata kunci: konsentrasi produk fisi, pendingin, APR-1400, ORIGEN2.1

ABSTRACT

THE ANALYSIS OF FISSION PRODUCT ISOTOPES CONCENTRATION IN REACTOR COOLANT OF PWR 1400 MWe. Reactor coolant is one of the main element in realizing the reactor safety. The concentration of fission product isotopes in reactor coolant is one of the important information should be known in radiation safety calculation and biological shield in case of the cooling system leakage and other accidents. Thus study is needed to determine the concentration of fission product isotopes in reactor coolant (Bq/g). Analysis was perform on the core configuration basis and operational parameter of power reactor which use APR-1400 technology from South Korea. Results of analysis with ORIGEN2.1 compared with data from SSAR APR-1400. The obtained results showed that the concentration of fission product isotopes in the coolant using ORIGEN2.1 is higher than the APR-1400 SSAR data. Smallest deviations was found in Xe-135 isotope i.e. 43.2%.

Keywords: fission product concentration, coolant, APR-1400, ORIGEN2.1

PENDAHULUAN

orea Selatan merupakan salah satu negara pengekspor teknologi nuklir terkemuka di dunia. Indonesia merupakan salah satu negara yang cukup intens mendapatkan penawaran dan kerjasama terkait teknologi PLTN Korea Selatan sebagai basis reaktor pada PLTN pertama di Indonesia. PLTN Korea Selatan berbasis reaktor tipe Pressurized Water Reactor (PWR) dan menggunakan teknologi Advanced Power

Reactor-1400 (APR-Reactor-1400) yang merupakan pengembangan

lebih lanjut dari teknologi Optimized Power

Reactor-1000 (OPR-1000) guna memenuhi tuntutan

penerimaan publik, keselamatan dan aspek

eko-nomis[1]. Untuk mendukung penguasaan teknologi

PLTN Korea Selatan, berbagai kajian terus-menerus

dilakukan oleh para peneliti dan ilmuwan di Indonesia.

Kemampuan dalam memverifikasi data PLTN dengan kode komputer merupakan elemen penting dalam penguasaan teknologi PLTN. Salah satu topik kajian yang cukup penting adalah keselamatan reaktor. Pendingin reaktor merupakan unsur penunjang untuk mewujudkan keselamatan reaktor. Pendingin reaktor merupakan bagian yang teriradiasi secara langsung oleh neutron dalam teras (radiasi primer). Dengan demikian diperlukan kajian mengenai teriradiasinya pendingin reaktor sebagai bagian dari bentuk pengawasan dan antisipasi atas pengaruhnya terhadap lingkungan di dalam maupun di luar reaktor dengan memegang prinsip ALARA

(As Low As Reasonable Achievable). Hal ini diawali

dengan menghitung konsentrasi produk fisi (fision

product) dalam pendingin reaktor daya.

ORIGEN2.1 merupakan salah satu program yang dapat digunakan untuk menghitung inventori

produk fisi pada teras reaktor[2]. Informasi

konsentrasi produk fisi pada pendingin berguna dalam perhitungan keselamatan radiasi dan perisai biologi apabila terjadi kebocoran pada pendingin ataupun komponen yang berkaitan dengan pendingin seperti pompa dan sistem perpipaan. Penelitian ini juga bertujuan untuk mengetahui kemampuan analisis ORIGEN2.1 dalam mendekati data Standard Safety Analysis Report (SSAR) APR-1400.

DASAR TEORI

Pengoperasian reaktor nuklir pada PLTN dapat menyebabkan terbentuknya unsur-unsur radioaktif baik melalui proses fisi, yang disebut sebagai produk fisi, maupun dari proses aktivasi, yang disebut hasil aktivasi. Unsur-unsur tersebut dapat berbentuk padat, cair ataupun gas. Unsur-unsur produk fisi dapat dikelompokkan berdasarkan nomor massanya. Unsur dengan nomor massa 85 hingga 104 dikategorikan sebagai unsur ringan, sedangkan unsur dengan nomor massa 130 hingga 149 digolongkan sebagai unsur berat. Sebagian besar unsur-unsur produk fisi memiliki nomor massa 95 hingga 135.

Pertimbangan keselamatan dalam peng-operasian PLTN mensyaratkan bahwa zat radioaktif produk fisi dan hasil aktivasi tidak keluar dari sistem reaktor atau bahkan lepas ke lingkungan. Sistem keselamatan reaktor dirancang mampu

menjamin persyaratan tersebut, baik dalam keadaan operasi normal maupun bila terjadi kecelakaan. Hal ini diimplementasikan dalam bentuk sistem keselamatan berlapis atau disebut penghalang ganda (multiple barrier). Sistem keselamatan berlapis ditunjukkan pada Gambar 1.

Adapun jenis penghalang tersebut antara lain : 1. Penghalang ke-1 adalah matriks bahan bakar

nuklir.

Lebih dari 99% unsur radioaktif hasil fisi akan tetap terikat secara kuat dalam matriks bahan bakar.

2. Penghalang ke-2 adalah kelongsong bahan bakar.

Kelongsong bahan bakar dirancang mampu menampung produk fisi yang dapat lolos dari matriks bahan bakar.

3. Penghalang ke-3 adalah sistem pendingin. Apabila ada unsur radioaktif yang terlepas dari kelongsong akan ditampung dan terlarut dalam pendingin, sehingga tetap terkungkung dalam tangki reaktor.

4. Penghalang ke-4 adalah perisai beton.

Tangki reaktor ditopang oleh bangunan berbentuk kolam dari beton yang dapat berperan sebagai penampung air pendingin apabila terjadi kebocoran.

5. Penghalang ke-5 dan ke-6 adalah sistem pengungkung reaktor secara keseluruhan yang terbuat dari pelat baja dan beton tebal dan kedap udara.

Pendingin dalam reaktor daya, di samping sebagai salah satu bagian dari sistem keselamatan berlapis, juga memegang peranan yang cukup penting baik dalam keberlangsungan reaksi fisi maupun dalam proses pengkonversian energi panas menjadi energi listrik. Pendingin yang berperan sebagai moderator, seperti dijumpai pada jenis reaktor bermoderator air ringan (Light Water

Reactor, LWR) termasuk di dalamnya reaktor air

bertekanan (PWR), berperan untuk menurunkan energi neutron cepat sehingga menjadi neutron termal (lambat) atau epitermal. Peran yang lain, pendingin berfungsi untuk memindahkan energi panas yang dihasilkan dalam teras sehingga bisa digunakan untuk menghasilkan uap pada sistem pembangkit uap (steam generator). Pendingin (air) disirkulasikan melalui sistem pompa, sehingga air yang keluar dari bagian atas teras reaktor dapat diganti dengan air dingin yang masuk melalui bagian bawah teras reaktor.

Perhitungan Produk Fisi Dalam Pendingin Reaktor

Standard Safety Analysis Report (SSAR)

untuk APR-1400 menampilkan inventori produk fisi dalam pendingin reaktor yang dihitung

mengguna-kan program komputer DAMSAM[4]_{. Persamaan}

yang digunakan untuk menghitung inventori produk fisi pada daerah pelet bahan bakar adalah :

1 , 1 1 , ) ( ) )( )( ( + _{− − −} = _{i i i pi} i p N f P Y F dt dN λ i p i i i j p jϕN , (λ Dv σϕ)N , σ − + + + (1)

Sedangkan persamaan pada daerah pendingin reaktor sebagai berikut :

{i i i t i } ci j c j i c i i i p i i c N CVR W L C C C W Q N CVR N f N v D dt dN , 0 , 1 , 1 1 , , ) . ( / ) /( ) 1 ( ) / ( ) . ( ) ( ) )( )( ( ϕ σ η η λ ϕ σ λ + + − − + + − + + = − − − (2) dengan : N : Jumlah atom

F : Laju fisi rerata (fisi/MWt-s) Y : Fraksi fisi nuklida rerata P : Daya reaktor (MWt) λ : Konstanta peluruhan (s-1

)

σ : Tampang lintang mikroskopik (cm2 )

φ : Fluks neutron termal (n/cm2 .s)

v : Koefisien laju lepasan (s-1 )

f : Fraksi pencabangan t : Waktu (s)

D : Fraksi cacat material kelongsong

CVR : Rasio volume pendingin teras dan volume

pendingin reaktor

Q : Laju alir massa pemurnian (purifikasi) Che- mical and Volume Control System (CVCS)

(lbm/s atau kg/s)

W : Massa pendingin reaktor selama operasi

reaktor (lbm/s atau kg/s)

η : Efisiensi resin penukar ion pada CVCS dan

efisiensi pemanasan gas

Co : Konsentrasi awal Boron (ppm)

C : Laju konsentrasi pengurangan Boron selama

penggantian pendingin (ppm/s)

L : Kebocoran atau bentuk lain dari pengganti-

an pendingin (lbm/s atau kg/s)

i : Isotop ke-i

i-1 : Prekursor untuk nuklida ke-i selama pelu-

ruhan

j : Prekursor untuk nuklida ke-i selama aktivasi

neutron

p : Daerah pelet c : Daerah pendingin

ORIGEN2.1

Oak Ridge Isotope GENeration and deple-tion code version 2.1. atau ORIGEN2.1 adalah kode

komputer dengan basis 1 kelompok deplesi dan peluruhan radioaktif yang dikembangkan oleh divisi Teknologi Kimia di Oak Ridge National Laboratory (ORNL). Persamaan yang digunakan pada

ORIGEN2.1 sebagai berikut[5] :

∑

∑

= = − = N k ik k k j j N j ij i _{l X f X} dt dX 1 , 1 ,λ φ. σ −(λi+φσi+ri).Xi+Fi ; i=1,2,...,N (3) dengan :

Xi : Rapat atom dari nuklida i

N : Jumlah nuklida

lij : Fraksi peluruhan radioaktif oleh nuklida lain j

yang menuju formasi spesies i

λi : Konstanta peluruhan radioaktif

Φ : Fluks neutron rerata posisi dan energi

fik : Fraksi serapan neutron oleh nuklida lain yang

menuju formasi spesies i

σk : Tampang lintang serapan neutron nuklida k

pada spektrum rerata

ri : Laju perpindahan kontinu nuklida i dari sistem

Secara prinsip ORIGEN2.1 digunakan untuk menghitung komposisi radionuklida dan parameter lain yang terkait dengan material inti atom, termasuk didalamnya karakterisasi dari bahan bakar bekas (spent fuel), limbah radioaktif, deposit dan pabrikasi uranium, aliran gas mulia (noble gases) dan juga unsur-unsur hasil pembakaran yang dapat digunakan kembali (recovered elements) seperti

uranium dan plutonium[6].

ORIGEN2.1 dapat digunakan untuk menghitung inventori produk fisi pada teras reaktor. ORIGEN2.1 digunakan secara luas sebagai kode pemrograman komputer untuk menentukan penumpukan (build up), proses dan peluruhan material radioaktif. Tampang lintang, kelimpahan produk fisi dan data peluruhan foton tersedia dalam bentuk data library selama program ini dijalankan. ORIGEN2.1 memiliki skema data masukan (input) fleksibel yang mempermudah pengguna untuk menghitung fraksi bakar (burnup) dan inventori produk fisi untuk memberikan informasi daya reaktor dan siklus operasi seperti halnya daya peluruhan reaktor setelah reaktor mengalami scram. Sebagian data masukan spesifik yang diperlukan adalah daya dari berbagai bentuk elemen bahan bakar nuklir (BBN), fraksi bakar dan data mengenai komposisi U-235 dan U-238 mula-mula. Untuk mempermudah dalam analisis inventori produk fisi, penumpukan produk fisi dari tiap elemen BBN harus dihitung berdasarkan waktu tinggal dalam reaktor (lama pembakaran BBN) dan fraksi bakarnya. Inventori total produk fisi merupakan jumlahan dari inventori produk fisi elemen penyusunnya. Inventori produk fisi pada ruang antara BBN dan kelongsong (cladding) dan inventori lepasannya pada suhu tinggi dapat ditentukan dengan mengatur parameter data masukan dari pengguna yang bersesuaian dengan

konstanta laju peluruhan (release rate constant). ORIGEN2.1 memiliki berbagai jenis hasil keluaran (output) seperti: inventori dari isotop dan unsur (dalam gram), massa atom (dalam gram-atom), radioaktivitas (dalam curie) dan daya thermal

(dalam watt)[7]_.

TATAKERJA

Penelitian ini dilakukan dengan beberapa langkah kerja sebagai berikut :

1. Menghimpun data teknis dan data pendukung mengenai PWR 1400 MWe Korea Selatan. Data yang terhimpun disajikan pada Tabel 1.

2. Menyiapkan data masukan program ORIGEN2.1 di antaranya: fluks neutron, waktu iradiasi dan komposisi massa bahan bakar dalam teras. Komposisi massa bahan bakar dalam teras ditunjukkan dalam Tabel 2.

3. Menganalisis kandungan radioaktivitas isotop-isotop produk fisi yang ditentukan menggunakan hasil keluaran ORIGEN2.1 berupa aktivitas isotop (curie) yang dikonversi menjadi konsentrasi isotop produk fisi dalam pendingin reaktor (Bq/gram). Kandungan radioisotop dalam pendingin reaktor diasumsikan sesuai asumsi yang digunakan pada SSAR APR-1400, yakni konsentrasi maksimum radioisotop yang dihasilkan apabila terjadi lepasan radioisotop dari bahan bakar ke pendingin sebesar 0,25%. 4. Mengevaluasi dan membandingkan hasil

keluaran ORIGEN2.1 dengan data dari SSAR APR-1400 yang disajikan pada grafik per-bandingan. Data SSAR yang menunjukkan konsentrasi maksimum isotop produk fisi dalam pendingin reaktor ditunjukkan pada Tabel 3.

Tabel 1. Data teknis PWR 1400 MWe Korea Selatan.[1,8]

No. Parameter Keterangan

1 Daya elektrik 1400 MWe

2 Daya teras reaktor termal 4063 MWt

3 Fluks neutron termal rerata 6,09 × 1013 n/cm2.s

4 Teras reaktor Kisi 17×17 dengan :

- 241 FA (Fuel Assembly)

- 93 CEA (Control Element Assembly) - 56876 lokasi FR (Fuel Rod)

5 Bahan bakar Pelet UO2 dengan pengkayaan rerata 2,72%

6 Massa total UO2 117,3 ×10

13 kg

7 Massa total Zircaloy-4 33996,7 kg

Tabel 2. Komposisi massa bahan bakar dalam teras PWR 1400 MWe Korea Selatan.[1,8]

No Unsur Simbol Massa (g)

1 Uranium U 1.03E+08

a. U-235 U-235 2.81E+06

b. U-238 U-238 1.01E+08

2 Oksigen O 3.29E+07 3 Hidrogen H 2.38E+06 4 Zirkonium Zr 3.34E+07 5 Timah Sn 4.93E+05 6 Besi Fe 7.14E+04 7 Kromium Cr 3.40E+04 8 Hafnium Hf 3.40E+03

Tabel 3. Data SSAR mengenai konsentrasi maksimum isotop produk fisi dalam pendingin reaktor APR-1400.[4] Isotop Konsentrasi

(Bq/gram) Isotop

Konsentrasi (Bq/gram)

Br-84 1,92E+02 Te-131 1,09E+02

Kr-85 4,12E+04 I-131 2,46E+04

Kr-85m 1,03E+04 Te-132 1,95E+03

Kr-87 7,99E+03 I-132 6,57E+03

Kr-88 2,24E+04 Xe-133m 2,66E+03

Rb-88 2,26E+04 Xe-133 2,84E+06

Sr-89 3,26E+01 I-133 3,51E+04

Sr-90 1,63E+00 I-134 4,08E+03

Sr-91 4,77E+01 Cs-134 2,62E+03

Y-91m 2,78E+01 I-135 1,96E+04

Y-91 4,68E+00 Xe-135m 5,79E+03

Y-93 1,14E+00 Xe-135 5,82E+04

Zr-95 1,54E+01 Cs-137 3,56E+03

Nb-95 5,07E+00 Xe-137 1,35E+03

Mo-99 2,80E+03 Ba-137m 3,35E+03

Tc-99m 1,63E+03 Xe-138 4,94E+03

Ru-103 1,74E+00 Ba-140 3,99E+01

Ru-106 6,93E-01 La-140 1,36E+01

Te-129m 5,95E+01 Ce-141 1,50E+00

Te-129 6,28E+01 Ce-143 4,16E+00

Te-131m 2,80E+02 Ce-144 4,06E+00

HASIL DAN PEMBAHASAN

Aktivitas isotop produk fisi dalam bahan bakar setelah pembakaran selama 476 hari (Tabel 1) di dalam teras reaktor PWR 1400 MWe ditunjukkan pada Gambar 2. Gambar tersebut menunjukkan bahwa isotop produk fisi tersebut memiliki aktivitas

dengan dengan orde 106 – 108 curie. Produk fisi

yang dihasilkan antara lain isotop dari Brom (Br), Kripton (Kr), Rubidium (Rb), Sronsium (Sr),

Ytrium (Y), Zirkonium (Zr), Niobium (Nb), Molibden (Mo), Teknetium (Tc), Rutenium (Ru), Telurium (Te), Iodium (I), Xenon (Xe), Cesium (Cs), Barium (Ba), Lantanum (La) dan Cerium (Ce). Dari beberapa produk fisi di atas yang perlu mendapat perhatian karena memiliki umur paro (T½) yang cukup panjang (long lived radioactive

fission product) adalah isotop Kr-85 (T½ : 10,73

tahun), Sr-90 (T½ : 29,1 tahun), Ru-106 (T½ : 1,02 tahun), Cs-134 (T½ : 2,06 tahun) dan Cs-137 (T½ :

30,17 tahun). Menurut Radiological Safety

Evaluation Procedure[9]

, radioisotop-radioisotop diatas ada yang dikategorikan memiliki toksisitas tinggi (high radiotoxicity) antara lain: Sr-89, Sr-90, Y-91, Zr-95, Ru-106, Te-129m, I-131, Cs-137, Ba-140 dan Ce-144. Radioisotop lainnya dikategorikan sebagai radioisotop dengan toksisitas menengah

(moderate) dan rendah. Disamping itu, produk fisi diatas dapat dikategorikan sebagai produk fisi yang

volatil seperti isotop dari Cs, I dan gas noble

(Kripton dan Xenon) dan kelompok fisi yang kurang volatil seperti isotop dari Barium, Stronsium,

Rutenium, Cerium dan Lantanum[10]_.

Aktivitas isotop produk fisi pada bahan bakar hasil keluaran ORIGEN2.1.

Br-84 Kr-85 Kr-85m Kr-87 Kr-88Rb-88 Sr-89 Sr-90 Sr-91 Y-91m Y-91 Y-93 Zr-95Nb-95 Mo-99 T c-99m Ru-103 Ru-106 Te-129m Te-129 Te-131m Te-131 I-131 Te-132I-132 Xe-133m Xe-133I-133 I-134 Cs-134 I-135 Xe-135m Xe-135 Cs-137 Xe-137 Ba-137m Xe-138Ba-140 La-140 Ce-141 Ce-143 Ce-144 0,0E+00 2,0E+07 4,0E+07 6,0E+07 8,0E+07 1,0E+08 1,2E+08 1,4E+08 1,6E+08 1,8E+08 B r-8 4 K r-85m K r-8 8 Sr-8 9 Sr-9 1 Y-9 1 Z r-9 5 Mo-9 9 R u -103 Te -1 2 9 m Te -1 3 1 m I-1 3 1 I-1 3 2 Xe -1 3 3 I-1 3 4 I-1 3 5 Xe -1 3 5 Xe -1 3 7 Xe -1 3 8 L a -140 Ce -143

Isotop Produk Fisi

A k tiv ita s ( C u rie )

Gambar 2. Grafik aktivitas isotop produk fisi dalam bahan bakar PWR 1400 MWe hasil keluaran ORIGEN2.1

Konsentrasi Isotop Produk Fisi dalam Pendingin Reaktor

Br-84 Kr-85 Kr-85mKr-87 Kr-88Rb-88 Sr-89 Sr-90 Sr-91 Y-91m Y-91 Y-93 Zr-95 Nb-95 Mo-99_Tc-99m Ru-103 Ru-106 Te-129m Te-129Te-131m Te-131 I-131 Te-132I-132 Xe-133m Xe-133 I-133 I-134 Cs-134 I-135 Xe-135m Xe-135 Cs-137 Xe-137 Ba-137m Xe-138 Ba-140 La-140

Ce-141Ce-143Ce-144

1,0E+00 1,0E+01 1,0E+02 1,0E+03 1,0E+04 1,0E+05 1,0E+06 1,0E+07 B r-8 4 K r-85m Kr -8 8 Sr-8 9 Sr-9 1 Y-9 1 Zr -9 5 Mo -9 9 R u -103 T e -129m T e -131m I-1 3 1 I-1 3 2 X e -133 _I-13 4 I-1 3 5 X e -135 X e -137 X e -138 L a -140 Ce-1 4 3

Isotop Produk Fisi

K o ns en tr as i I sot o p ( B q/ g)

Hasil Analisis ORIGEN2.1. Data SSAR APR-1400

Gambar 3. Grafik perbandingan konsentrasi isotop produk fisi dalam pen-dingin reaktor PWR 1400 MWe antara hasil analisis ORIGEN 2.1 dengan data SSAR APR-1400.

Berdasarkan asumsi yang digunakan pada data SSAR APR-1400 bahwa terjadi lepasan isotop-isotop produk fisi dari bahan bakar ke air pendingin primer. Hal ini disebabkan oleh kegagalan bahan bakar menampung produk fisi yang dihasilkan selama terjadinya reaksi ”pembakaran” bahan bakar dan diasumsikan peluang terjadinya lepasan isotop-isotop produk fisi ke pendingin reaktor adalah sebesar 0,25%. Konsentrasi setimbang isotop-isotop produk fisi dalam pendingin reaktor telah ditunjukkan pada Tabel 3.

Dengan mengikuti asumsi di atas, hasil keluaran ORIGEN2.1 yang berupa aktivitas dalam curie dikonversi menjadi aktivitas jenis tiap satuan massa pendingin reaktor (Bq/g) atau menyatakan konsentrasi isotop produk fisi dalam pendingin reaktor. Hasil analisis ini dibandingkan dengan data SSAR yang ditampilkan pada Gambar 3.

Secara umum, hasil analisis dengan ORIGEN2.1 bernilai jauh lebih besar daripada data SSAR. Hasil di atas semakin baik dalam tinjauan antisipasi terkait keselamatan radiasi. Di sisi lain mengakibatkan ketidakefektifan dalam penentuan ketebalan perisai radiasi. Penyimpangan di bawah 100% ditemukan pada konsentrasi Kr-85, Xe-133 dan Xe-135 dengan besar penyimpangan berturut-turut adalah 96,3%, 90,1% dan 43,2%. Penyim-pangan yang cukup besar antara hasil analisis ORIGEN2.1 terhadap data SSAR diduga disebab-kan oleh persamaan yang digunadisebab-kan untuk meng-hasilkan data SSAR memperhitungkan parameter terkait pendinginan seperti proses pemurnian pendingin, pembersihan dan penggantian pendingin, kebocoran pendingin, dan kendali kimia & sistem volume sebagai faktor pengurang (persamaaan 2). Hal ini tidak didapati pada perhitungan dengan menggunakan ORIGEN2.1 (persamaan 3). Dalam literatur disebutkan bahwa proses keluarnya isotop produk fisi menuju sistem pendingin sangat kompleks dan dipengaruhi oleh banyak faktor antara lain faktor kimia, faktor kondisi air dan uap, dan faktor aliran konveksi alam. Disebutkan juga bahwa sebagian besar fraksi produk fisi masih tertahan di sistem pendingin primer dan kondisinya dipengaruhi oleh faktor komposisi gas, laju alir, tekanan sistem, suhu permukaan, proses pengendapan partikel, proses perpindahan partikel dan proses

konden-sasi[11,12,13]. Dengan demikian proses pelepasan

produk fisi ini memerlukan penelitian yang lebih intensif terutama terkait pemodelan yang lebih realistis dengan mengurangi faktor ketidaktentuan.

Kebocoran kelongsong bahan bakar dan adanya proses korosi bahan struktur dapat mengakibatkan terlarutnya isotop produk fisi dan aktivasi ke dalam air pendingin primer. Air pendingin primer tetap tersimpan rapat di dalam

tangki reaktor dan tidak terjadi kontak langsung dengan air pendingin sekunder sehingga terlepasnya zat radioaktif ke dalam air pendingin primer tidak menyebabkan keluarnya zat radioaktif dari dalam tangki reaktor. Konsekuensi di atas mempersyarat-kan adanya kriteria khusus dalam pemilihan pendingin. Salah satu hal yang dipertimbangkan dalam pemilihan pendingin adalah hendaknya pendingin memiliki kompatibilitas (kecocokan) kimia dengan bahan bakar (dalam kasus cladding

failure).

KESIMPULAN

1. Secara umum, konsentrasi isotop produk fisi dalam pendingin reaktor APR-1400 hasil analisis dengan menggunakan ORIGEN2.1 memberikan nilai yang lebih besar daripada data SSAR APR-1400.

2. Penggunaan ORIGEN2.1 untuk analisis konsentrasi isotop produk fisi dalam pendingin reaktor perlu dikombinasikan dengan memperhitungkan parameter lain terkait proses pendinginan agar lebih akurat.

SARAN

Penelitian perlu dilanjutkan dengan memasukkan faktor koreksi atau pemodelan yang lebih realistis terkait proses pendinginan dalam reaktor.

DAFTAR PUSTAKA

1. http://www.apr1400.com/ diakses pada 17 Februari 2010.

2. CROFF, A.G., A User’s Manual For The

Computer Code: Origen2 - Isotop Generation and Depletion Code – Matrix Exponential Method, Oak Ridge National Laboratory,

USA, July 1980.

3. AKHADI, M., Pengantar Teknologi Nuklir, hal. 143, Penerbit Rineka Cipta, Cetakan Pertama, Jakarta, November 1997.

Tersedia pada : http://amtanjung.wordpress. com/2009/12/31/pembangkit-listrik tenaga-nuklir/

4. Advanced Power Reactor 1400 SSAR, Chapter

12 : Radiation Protection, Korea Hydro &

Nuclear Power Co., Ltd.

5. CROFF, A.G., Origen2 : a Versatile Computer

and Characteristic of Nuclear Material,

Nuclear Technology Vol. 62, September 1983. 6. A.G. CROFF & S. LUDWIG, et. al., “Systems

Analysis of the Nuclear Fuel Cycle : Chapter 2

ORIGEN2.1.

Tersedia pada : www.ocw.mit.edu/NR/rdonlyres

/19A32276-F315-406F-B9F0-4D0FCD18652A/0/lab2_intro_.pdf

7. ANONIM, “Determination of Fission Product

Inventory in a LWR using ORIGEN2”

Tersedia pada : www.sacre.web.psi.ch.codes/ documents/ORIGEN.pdf

8. Advanced Power Reactor 1400 SSAR, Chapter

4 : Reactor, Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd.

9. Radiological Safety Evaluation Procedure,

Chapter 4 : Facilities and Equipment Consi-derations, University of Georgia, 2003.

Tersedia pada : www.esd.uga.edu/rad/ RSM%202003/rsm_chapter4.doc

10. R.R. HOBBINS, D.J. OSETEK, D.L. HAGRMAN, In Vessel Release of

Radio-nuclides and Generation of Aerosols,

Proceeding of an International Symposium on Source Term Evaluation for Accident Conditions, Organized by The International Atomic Energy Agency, Colombus Ohio, 28 October – 1 November 1985.

11. A.T.D. BUTLAND, M.R. KUHLMAN, Factor

Affecting Primary System Radionuclide Retention in An LWR Accident, Proceeding of

An International Symposium on Source Term Evaluation for Accident Conditions, Organized by The International Atomic Energy Agency,

Colombus Ohio, 28 October – 1 November 1985.

12. H. JORDAN, M. LEONARD, Fission Product

Revaporization in The Reactor Coolant System,

Proceeding of An International Symposium on Source Term Evaluation for Accident Conditions, Organized by The International Atomic Energy Agency, Colombus Ohio, 28 October – 1 November 1985.

13. B.R. BOWSHER, S. DICKNSON, et all,

Chemical Aspect of Fission Product Transport in The Primary Circuit of An LWR, Proceeding

of An International Symposium on Source Term Evaluation for Accident Conditions, Organized by The International Atomic Energy Agency, Colombus Ohio, 28 October – 1 November 1985.

TANYA JAWAB

Frida

− Tindak lanjut dari hasil analisis yang telah dilakukan?

Anis Rohanda

− Sebagai saran adalah penggunaan ORIGEN2.1

untuk analisis konsentrasi isotop PF pada pendingin reaktor perlu dikombinasikan dengan memperhitungkan parameter lain terkait proses pendinginan agar lebih akurat. Penelitian perlu dilanjutkan dengan pemodelan yang lebih realitis terkait proses pendinginan dalam reaktor.