KAJI NUMERIK DAMPAK RADIOLOGIS LINGKUNGAN JANGKA PENDEK AKIBAT KECELAKAAN REAKTOR NUKLIR DENGAN PROGRAM PC COSYMA

(1)

KAJI NUMERIK DAMPAK RADIOLOGIS LINGKUNGAN

JANGKA PENDEK AKIBAT KECELAKAAN REAKTOR

NUKLIR DENGAN PROGRAM PC COSYMA

Diah Hidayanti, Budi Rohman

P2STPIBN-Badan Pengawas Tenaga Nuklir, Jl. Gajah Mada 8 Jakarta Pusat d.hidayanti@bapeten.go.id, b.rohman@bapeten.go.id

ABSTRAK

KAJI NUMERIK DAMPAK RADIOLOGIS LINGKUNGAN JANGKA PENDEK AKIBAT KECELAKAAN REAKTOR NUKLIR DENGAN PROGRAM PC COSYMA. Peristiwa kecelakaan

nuklir Fukushima menunjukkan bahwa pengoperasian reaktor memerlukan analisis keselamatan yang memadai, khususnya pada kondisi kecelakaan, dalam rangka menentukan dampak radiologis bagi pekerja, masyarakat, dan lingkungan. Dampak radiologis yang dikaji dalam makalah ini dibatasi pada parameter dosis efektif individu jangka pendek. Perhitungan numerik dilakukan dengan program PC COSYMA 2.0 dan didukung dengan program ORIGEN untuk perhitungan suku sumber. Kecelakaan yang dipostulasikan mengacu pada Bab XVI LAK RSG GAS Revisi 10, yaitu pelelehan satu elemen bakar yang mengakibatkan pelepasan seketika produk fisi. Hasil analisis menunjukkan bahwa dosis efektif individu maksimum terjadi di sektor 3 pada jarak 50 m, yaitu 2,297 mSv/hari. Evakuasi penduduk dapat dilakukan secara konservatif hingga jarak 2 km dari reaktor, terutama di sektor, 2, 3, dan 4. Organ tubuh yang menerima dosis terbesar adalah kulit dan kelenjar tiroid. Adapun jalur paparan yang dominan adalah jalur eksternal (tanah dan awan) dan inhalasi. Kajian ini juga membahas penentuan daerah eksklusi dan daerah penduduk jarang berdasarkan Keputusan Kepala BAPETEN No. 01-P/Ka-BAPETEN/VI-99 tentang Pedoman Penentuan Tapak Reaktor Nuklir. Kajian dengan obyek reaktor penelitian ini merupakan langkah pendahuluan dalam mengkaji dampak kecelakaan PLTN dan sekaligus mendukung kesiapan pengawasan pengoperasian PLTN di Indonesia di masa mendatang.

Kata kunci: dampak radiologis, dosis radiasi, kecelakaan reaktor, PC COSYMA

ABSTRACT

NUMERICAL ASSESSMENT OF THE SHORT TERM ENVIRONMENTAL RADIOLOGICAL EFFECTS CAUSED BY NUCLEAR REACTOR ACCIDENT USING PC COSYMA PROGRAM.

Fukushima nuclear reactor accident has shown that reactor operation needs a complete safety analysis, especially on accident condition, in order to determine radiological impact on reactor worker, public, and environment. The radiological effect assessed in this paper is limited to the short term individual effective dose parameter. The numerical calculation was done by PC COSYMA 2.0 program and supported by ORIGEN program for the source term calculation. The postulated accident refers to the Chapter XVI of the RSG GAS SAR Revision 10th_{, i.e. the melting of one fuel element that releases the}

fision products spontaneously. The analysis result shows that the maximum short term individual effective dose is 2,297 mSv/day reached in sector 3 at 50 m distance. The public evacuation can be done conservatively until 2 km distance, especially in sector 2, 3, and 4. The organs receive the maximum doses are skin and thyroid gland. The major exposure pathways are the external pathways (groundshine and cloudshine) and inhalation. The Exclution Area and the Rare Population Area determination is also discussed based on BAPETEN Chairman Decree No. 01-P/Ka-BAPETEN/VI-99 on the Guidance of Nuclear Reactor Site Determination. This assessment using research reactor as the object is an initial step to assess the effects of NPP accident and for supporting the readiness of the Indonesian NPP regulation in the future.

(2)

1. PENDAHULUAN

Aspek keselamatan menempati prioritas tertinggi dalam pengoperasian reaktor nuklir, baik PLTN maupun reaktor penelitian. Hal ini dikarenakan adanya potensi bahaya yang terdapat dalam setiap pemanfaatan energi nuklir. Potensi bahaya tersebut terletak pada keberadaan bahan fisil, seperti U-235 dan radionuklida produk fisi yang tersimpan dalam elemen bakar di teras reaktor. Kecelakaan nuklir yang menyebabkan lepasnya zat-zat radioaktif berbahaya ke lingkungan akan menimbulkan dampak radiologis bagi kesehatan dan keselamatan para pekerja reaktor, masyarakat, maupun lingkungan itu sendiri. Oleh karena itu, diperlukan suatu analisis keselamatan yang memadai, baik pada kondisi operasi normal maupun pada kondisi kecelakaan, sebelum reaktor mulai dioperasikan. Pentingnya analisis dampak radiologis lingkungan akibat kecelakaan nuklir cukup jelas terlihat dari kejadian kecelakaan reaktor di Fukushima Jepang tanggal 11 Februari 2011 yang lalu. Salah satu tujuan analisis keselamatan pada kondisi kecelakaan adalah menentukan dosis radiasi yang diterima oleh para pekerja dan masyarakat yang berada di sekitar lokasi reaktor. Dalam makalah ini akan dilakukan perhitungan dosis radiasi akibat kecelakaan reaktor nuklir dengan menggunakan program PC COSYMA 2.0.

2. METODOLOGI

2.1. Teori

Kecelakaan yang terjadi di reaktor nuklir, misalnya akibat LOCA (Loss of Coolant

Accident), dapat menyebabkan pecahnya kelongsong bahan bakar nuklir sehingga terjadi

dispersi zat radioaktif ke lingkungan secara tidak terkontrol. Tidak semua radionuklida yang terdapat dalam elemen bakar lepas ke lingkungan. Besarnya fraksi pelepasan radionuklida ke pendingin, lalu ke dalam gedung reaktor, hingga ke luar gedung reaktor ditentukan oleh beberapa hal, seperti karakteristik fisik dan kimia radionuklida, karakteristik pendingin, dan kemampuan filter. Pada umumnya, produk fisi yang berbentuk gas, seperti gas mulia (Kr dan Xe), akan lepas seluruhnya ke luar gedung reaktor.

Dispersi zat radioaktif dari gedung reaktor ke lingkungan sangat dipengaruhi oleh kondisi meteorologi setempat. Model perhitungan dispersi atmosfer yang digunakan dalam PC COSYMA memungkinkan terjadinya perubahan setiap jam parameter meteorologi yang mempengaruhi dispersi, seperti kecepatan dan arah angin, kategori stabilitas, serta curah hujan. Selain itu, PC COSYMA juga memungkinkan perhitungan untuk kondisi dimana pelepasan material radioaktif terjadi dalam waktu yang lama secara bertahap dengan fase setiap jam.

Dalam kejadian kecelakaan yang menyebabkan terlepasnya material radioaktif ke atmosfer, manusia dapat teriradiasi melalui beberapa jalur, baik di atmosfer maupun setelah terdeposisi ke tanah. PC Cosyma memperhitungkan semua jalur tersebut, yaitu meliputi:

- iradiasi eksternal γ dari awan;

- iradiasi internal melalui inhalasi material di awan;

- iradiasi eksternal β dari material yang terdeposisi pada kulit dan pakaian; - iradiasi eksternal γ dari material yang terdeposisi di tanah;

- iradiasi internal melalui inhalasi material yang tersuspensi setelah pada mulanya terdeposisi di tanah; dan

- iradiasi internal melalui injesi bahan makanan yang terkontaminasi oleh material yang terdeposisi[1]_.

2.2. Data Input dan Metode Perhitungan

Kecelakaan yang dijadikan contoh studi kasus dalam makalah ini adalah kecelakaan yang dipostulasikan dalam analisis keselamatan RSG GAS pada Bab XVI Laporan Analisis

(3)

Keselamatan (LAK) RSG GAS Revisi 10[2]_{. Dengan demikian, kondisi meteorologi yang}

diperhitungkan adalah kondisi meteorologi di sekitar tapak RSG GAS.

Sesuai dengan LAK RSG GAS Revisi 10, kecelakaan terpostulasi yang digunakan dalam analisis keselamatan radiologis ini adalah kecelakaan pelelehan satu elemen bakar. Jenis kecelakaan tersebut dipilih karena dianggap memiliki dampak radiologis maksimal terhadap lingkungan. Pada kecelakaan tersebut, dipostulasikan bahwa satu elemen bakar yang terdiri 21 pelat elemen bakar meleleh karena pemanasan berlebih yang disebabkan oleh penyumbatan kanal pendingin. Pelelehan elemen bakar kemudian mengakibatkan terjadinya pelepasan seketika produk fisi yang mudah menguap ke dalam fluida pendingin. Dengan adanya peningkatan radioaktivitas udara di dalam gedung reaktor akibat pelelehan elemen bakar, terjadi pengalihan secara otomatis sistem ventilasi ke operasi udara resirkulasi dengan pemantauan aktivitas. Sebagian dari produk-produk fisi yang mudah menguap dibuang ke lingkungan setelah melalui filter di cerobong.

Sebelum melakukan perhitungan dosis radiasi dengan PC COSYMA, harus dilakukan perhitungan inventori zat radioaktif yang terdapat di dalam kelongsong elemen bakar dengan menggunakan program ORIGEN. Dalam menentukan inventori tersebut diambil asumsi bahwa daya operasi adalah 0,9 MW untuk setiap elemen bakar dan reaktor dioperasikan selama 175 hari secara terus menerus tanpa berhenti[2]_{. Langkah selanjutnya}

adalah menentukan aktivitas zat radioaktif yang lepas dari dalam kelongsong ke gedung reaktor. Fraksi pelepasan zat radioaktif dari kelongsong ke gedung reaktor diasumsikan menurut Tabel 1 berikut ini.

Tabel 1. Fraksi Pelepasan Zat Radioaktif dari Kelongsong ke Gedung Reaktor[2]

Fraksi pelepasan dari kelongsong ke air pendingin:

- Kelompok 1: Gas mulia (Kr, Xe) 1

- Kelompok 2: Halogen (I) 0,5

- Kelompok 3: Cs, Rb 0,25

- Kelompok 4: Te, Sb 0,25

Fraksi Iodium:

- Elemental 0,5

- Organik 0,5

Fraksi pelepasan dari pendingin ke gedung reaktor:

- Kelompok 1: Kr, Xe 1 - Kelompok 2: I elemental I organik 5 x 10-4 5 x 10-2 - Kelompok 3: Cs, Rb 1 x 10-5 - Kelompok 4: Te, Sb 1 x 10-5

Data source term yang digunakan dalam program PC COSYMA adalah berupa aktivitas semua radionuklida yang lepas dari cerobong, yaitu aktivitas radionuklida dalam kelongsong yang telah dikoreksi dengan faktor pelepasan pada Tabel 1.

Selanjutnya, untuk mengetahui dampak radiologis yang ditimbulkan pada kondisi kecelakaan, digunakan program PC COSYMA untuk menghitung dosis radiasi di lingkungan sekitar RSG GAS. Data masukan yang digunakan dalam PC COSYMA disajikan dalam beberapa tabel di bawah ini.

Tabel 2. Kondisi Meteorologi[2]

Kategori kestabilan Pasquill Kategori A (Stabil Mantap) Kecepatan angin

Ket.: kecepatan angin rerata untuk ketinggian 70 m dari

(4)

permukaan pada periode tahun 2001-2005 dari stasiun meteorologi (stamet) Cengkareng

Arah angin Dari barat

Curah hujan

Ket.: rerata dari curah hujan harian tertinggi dari stamet Cengkareng, Curug, dan Ciledug pada periode tahun 2001-2005

4,15 mm/jam

Tabel 3. Parameter Dispersi dan Deposisi

Profil angin & nilai parameter sigma Default

Kondisi tapak Permukaan dataran kasar

Tinggi cerobong 56 m

Nilai parameter-parameter deposisi basah dan kering untuk I-elemental dan I-organik

Default

Dosis efektif individu dihitung pada 8 sektor mata angin dan 4 jarak dalam radius 10 km dari tapak sebagaimana terlihat pada Tabel 4.

Tabel 4. Data Distribusi Spasial

Kepadatan penduduk 6300 jiwa/km2_(uniform)[2]

Jumlah sektor 8

Distance bands (km) 0,05; 1; 5; 10

Tabel 5. Faktor Perisai (Shielding Factor) - Cloudshine

- Groundshine

- Inhalasi - Resuspensi

- Kulit dan permukaan tanah

1 1 1 1 1

Pemilihan nilai-nilai faktor perisai sebesar 1 adalah dalam rangka memperoleh hasil perhitungan yang bersifat konservatif.

Tabel 6. Parameter Dosis dan Efek-Efek Kesehatan Laju pernafasan 2,67 x 10-4_m3_{/s (default)}

Nilai parameter-parameter dosis seketika dan efek-efek kesehatannya

Default

Nilai parameter-parameter dosis tertunda dan efek-efek kesehatannya

Default

Alur perhitungan dosis radiasi akibat pelepasan zat radiaoktif ke lingkungan pada kondisi kecelakaan yang dipostulasikan ini dapat dilihat pada Gambar 1.

Dalam analisis dispersi ini, tidak dimasukkan data yang terkait dengan injeksi makanan karena analisis yang dilakukan hanya dititikberatkan pada dosis radiasi individu jangka pendek, yaitu dalam skala hari saja. Model perhitungan dosis yang digunakan adalah model perhitungan dosimetri dari ICRP 60.

Skenario yang digunakan dalam analisis pelepasan zat radioaktif ke lingkungan dari RSG GAS adalah skenario yang bersifat konservatif, yaitu sistem isolasi gedung dan filter di cerobong dianggap mengalami kegagalan sehingga zat radioaktif yang keluar dari kelongsong dan berada dalam gedung reaktor lepas seluruhnya ke lingkungan. Zat

(5)

radioaktif tersebut diasumsikan lepas ke lingkungan dalam 3 fase, yaitu 0-12 jam, 12-24 jam, dan 24-48 jam. Asumsi ini diambil berdasarkan parameter laju alir udara buang melalui cerobong (2000 m3_{/jam) dan volume gedung reaktor (20000 m}3_).

Gambar 1. Alur Perhitungan Dosis Individu Dengan Program PC COSYMA

3. HASIL DAN PEMBAHASAN

Pembahasan dalam kajian ini ditujukan khususnya pada parameter dosis individu jangka pendek (short term individual dose). Gambar 2 adalah data dosis efektif individu jangka pendek berdasarkan distribusinya terhadap jarak dan sektor wilayah lepasan zat radioaktif. Adapun pembagian daerah lepasan radioaktif menjadi 8 sektor dapat dilihat pada Gambar 3.

Gambar 2 menunjukkan bahwa sektor yang menerima dosis radiasi tertinggi adalah sektor 3, yaitu di sekitar arah timur, pada jarak 50 m dari gedung reaktor, dengan nilai dosis 2,297 mSv/hari. Hal ini dapat diperkirakan sebelumnya karena arah angin yang dominan berasal dari barat. Selain itu, Gambar 2 juga menunjukkan bahwa penurunan jarak sebanding dengan penambahan jarak dari pusat lepasan. Namun kesebandingan tersebut dapat memiliki karakteristik yang bervariasi, baik linier, eksponensial, atau lainnya, yang ditentukan oleh banyak faktor, misalnya arah dan kecepatan angin, curah hujan, dll. Dari Gambar 2 tersebut juga dapat ditentukan secara konservatif bahwa evakuasi penduduk dapat dilakukan hingga radius 2 km dari reaktor. Evakuasi tersebut diprioritaskan terutama bagi penduduk yang berada di sektor 3, yaitu di sebelah timur lokasi reaktor, serta sektor 2 dan sektor 4. Secara logis, dapat diperkirakan bahwa besarnya dosis radiasi yang ditimbulkan, radius dan sektor wilayah evakuasi ditentukan oleh jumlah zat radioaktif yang keluar dari kelongsong dan mencapai lingkungan serta oleh kondisi meteorologi setempat.

(6)

0 0,5 1 1,5 2 2,5 0,05 1 5 10 Jarak (km) La ju D os is ( m S v /ha ri ) sektor 1 sektor 2 sektor 3 sektor 4 sektor 5 sektor 6 sektor 7 sektor 8

Gambar 2. Distribusi Dosis Individu Efektif Terhadap Jarak dan Arah Mata Angin

Gambar 3. Pembagian Sektor Daerah Lepasan Zat Radioaktif

Dari dosis radiasi tertinggi di sektor 3 dan pada jarak 50 m tersebut, organ tubuh yang menerima dosis radiasi tertinggi adalah kulit, sebesar 27,09 mSv/hari, dan disusul dengan kelenjar tiroid, sebesar 7,448 mSv/hari.

Berdasarkan informasi organ kritis di atas, maka dalam kondisi kecelakaan dapat dilakukan beberapa upaya mitigasi dampak radiologis terhadap masyarakat, yaitu dengan melakukan isolasi di dalam rumah (membatasi aktivitas di luar rumah), menggunakan pakaian pelindung, serta meminum iodium propilaksis. Kedua upaya awal tersebut ditujukan untuk mencegah kontaminasi zat-zat radioaktif pada permukaan kulit. Adapun upaya ketiga dimaksudkan untuk mencegah masuknya radionuklida I ke dalam organ tubuh, yaitu kelenjar tiroid, dan menjadi sumber radiasi interna. Besarnya dosis yang diterima kelenjar tiroid (kelenjar gondok) merupakan salah satu parameter yang digunakan dalam penentuan daerah eksklusi dan daerah penduduk rendah untuk kepentingan upaya penanggulangan kedaruratan nuklir.

(7)

Gambar 4. Dosis yang Diterima Setiap Organ Tubuh Di Sektor 3 Pada Jarak 50 m

Gambar 5. Dosis Radiasi yang Diterima Kelenjar Tiroid

Jika direratakan untuk semua sektor, nilai dosis efektif pada jarak 50 m adalah 0,6343 mSv/hari. Adapun persentase besarnya kontribusi masing-masing jalur paparan terhadap nilai dosis efektif tersebut disajikan pada Gambar 6.

(8)

Jalur paparan yang dominan dalam menimbulkan dosis radiasi adalah jalur paparan eksternal, yaitu paparan melalui tanah (ground) dan awan (cloud). Jika nilai dosis efektif pada jarak 50 m untuk rerata semua sektor adalah 0,6343 mSv/hari, maka nilai dosis efektif akibat paparan eksternal yaitu:

hari

mSv

hari

mSv

/

0 ,

526 /

6343

,

0 %)

48 %

35 (







Jika diasumsikan bahwa persentase kontribusi tersebut juga berlaku untuk nilai dosis efektif di sektor 3 dimana nilai dosis efektif maksimum pada jarak 50 m di sektor tersebut adalah 2,297 mSv/hari, maka nilai dosis efektif di sektor 3 akibat paparan eksternal yaitu:

hari

mSv

hari

mSv

/

1 ,

907 /

297 ,

2 %)

48 %

35 (







Adapun dosis efektif rata-rata yang diterima oleh setiap organ tubuh adalah:

Gambar 7. Dosis Efektif Rata-Rata Yang Diterima Setiap Organ Tubuh Pada Jarak 50 m Dari Gambar 7 diketahui bahwa kulit dan kelenjar tiroid berturut-turut menerima dosis radiasi yang tertinggi pada jarak 50 m. Hal tersebut juga berlaku untuk jarak 1 km, 5 km, dan 10 km.

Berdasarkan Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir No. 01-P/Ka-BAPETEN/VI-99 tentang pedoman penentuan tapak reaktor nuklir[3]_{, daerah eksklusi adalah}

daerah dengan radius tertentu dari tapak reaktor, dimana setiap orang yang berada pada batas daerah tersebut selama 2 jam segera setelah terlepasnya zat radioaktif yang dipostulasikan itu, tidak akan menerima dosis radiasi total untuk seluruh tubuh (whole body) lebih dari 0,25 Sv atau dosis radiasi total untuk kelenjar gondok tidak lebih dari 3 Sv akibat paparan radiasi iodium. Adapun daerah penduduk rendah adalah daerah dengan radius tertentu dari tapak reaktor dimana setiap orang yang berada pada batas luar daerah tersebut, yang terkena paparan awan radioaktif sebagai akibat dari terlepasnya zat radioaktif hasil belahan yang dipostulasikan (selama lewatnya awan tersebut) tidak akan menerima dosis radiasi total untuk seluruh tubuh lebih dari 0,25 Sv, atau dosis radiasi total untuk kelenjar gondok tidak lebih dari 3 Sv akibat paparan radiasi iodium. Jika dilihat dari nilai dosis pada kelenjar tiroid untuk rerata semua sektor (Gambar 7) maupun spesifik di sektor 3 (Gambar 5) , daerah penduduk rendah masih menjangkau hingga radius lebih dari 10 km. Adapun daerah eksklusi belum bisa ditentukan karena program PC COSYMA tidak dapat menentukan dosis yang diterima individu dalam jangka waktu 2 jam setelah kecelakaan.

Selain jalur paparan, jenis radionuklida juga berpengaruh terhadap dosis efektif. Setiap jenis radionuklida memiliki nilai kontribusi tertentu terhadap dosis lingkungan. Dalam studi kasus ini, kontribusi terbesar berasal dari Cs-138, diikuti I-133 dan Kr-88.

(9)

Gambar 8. Kontribusi Radionuklida Terhadap Dosis Efektif Rata-Rata Pada Jarak 50 m Distribusi kontribusi radionuklida tersebut berbeda pada jarak pengukuran yang lain, misalnya pada jarak 5 km diketahui bahwa tiga jenis radionuklida dengan kontribusi terbesar adalah Cs-138, I-135, dan I-133. Kontribusi setiap jenis radionuklida sangat ditentukan oleh karakteristik radionuklida itu sendiri, misalnya reaktivitasnya dengan zat/materi lain, serta oleh kondisi lingkungan. Kontribusi setiap radionuklida juga berbeda untuk setiap jalur paparan dan untuk setiap organ tubuh resipien.

Kajian dampak radiologis lingkungan jangka pendek ini perlu terus dikembangkan dengan menambahkan data input yang lebih lengkap sehingga bisa lebih mendekati model dispersi zat radioaktif yang sesungguhnya. Salah satu bentuk pengembangan tersebut, yaitu antara lain dengan memperhitungkan data-data yang terkait dengan faktor injesi makanan dan/atau dengan memperhitungkan pengaruh tindakan penanggulangan (countermeasure) terhadap dosis radiasi yang diterima. Meski obyek dalam kajian dampak radiologis lingkungan ini adalah reaktor penelitian, namun hal ini merupakan suatu langkah pendahuluan dalam mengkaji dampak radiologis lingkungan akibat kecelakaan nuklir dari suatu PLTN. Kemampuan analisis dampak radiologis lingkungan akibat kecelakaan nuklir juga merupakan salah satu perangkat pendukung dalam kesiapan pengawasan pengoperasian PLTN di Indonesia di masa mendatang.

4. KESIMPULAN

Dari hasil kaji numerik dampak radiologi lingkungan jangka pendek akibat kecelakaan reaktor nuklir dengan menggunakan program PC COSYMA, dapat diperkirakan besar dosis efektif individu jangka pendek yang ditimbulkan, baik nilai maksimum maupun reratanya, sektor wilayah yang menjadi prioritas evakuasi penduduk, serta jarak radius evakuasi. Selain besarnya dosis, dapat diketahui pula jenis organ tubuh yang menerima dosis radiasi tertinggi serta jalur paparan dan jenis radionuklida yang dominan. Dari informasi tersebut, selanjutnya dapat ditentukan bentuk-bentuk upaya mitigasi dampak radiologis yang bisa dilakukan. Jumlah inventori zat radioaktif, khususnya produk fisi, skenario kecelakaan, dan kondisi lingkungan (meteorologi) sangat menentukan skala dampak radiologis lingkungan yang terjadi. Salah satu keterbatasan program PC COSYMA adalah belum bisa menentukan jarak daerah eksklusi sehingga diperlukan perangkat numerik yang lain untuk kepentingan tersebut.

(10)

UCAPAN TERIMA KASIH

Penulis mengucapkan terima kasih kepada Ir. Yanuar Wahyu Wibowo dari Direktorat Perizinan Instalasi dan Bahan Nuklir BAPETEN dan Agus Waluyo, M.T. dari Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir BAPETEN yang telah banyak memberikan masukan dalam perhitungan numerik menggunakan program PC COSYMA.

DAFTAR PUSTAKA

[1] JONES, J. A., et.al., EUR 16239 PC COSYMA (Version 2): An Accident Consequence Assessment Package For Use on a PC, European Commission, UK and Germany, (1995).

[2] BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL, Laporan Analisis Keselamatan RSG-GAS Rev. 10, Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)-BATAN, Jakarta, (2008).

[3] BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR, Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir No. 01-P/Ka-BAPETEN/VI-99 tentang Pedoman Penentuan Tapak Reaktor Nuklir, BAPETEN, Jakarta, (1999).

DISKUSI

1. Pertanyaan dari Sdr. Yarianto (PPEN BATAN)

Agar dijelaskan mengapa hasil perhitungan menunjukkan hasil kontribusi paparan mayoritas dari tanah. Mengapa bukan dari instalasi atau awan karena untuk kasus kecelakaan adalah jangka pendek. Unsur apa saja yang di analisis?

Jawaban :

Unsur-unsur yang dimasukkan sebagai source term dalam program PC COSYMA adalah unsur-unsur yang disebutkan/dicantumkan dalam LAK bab xvi LAK RSG GAS revisi 10, yaitu yang ditentukan fraksi pelepasannya. Salah satu kemungkinan tingginya kontribusi tanah sebagai jalur paparan karena data curah hujan yang digunakan adalah data curah hujan tertinggi rata-rata, sehingga radionuklida cepat terdeposisi ke tanah. Selain itu laju lepasan dari cerobong relatif lambat sehingga kontribusi awan dan tanah sama besarnya untuk jangka pendek.

2. Pertanyaan dari Sdr. Hadi Suntoko (PPEN BATAN)

a. Berapa aturan yang baku terhadap dampak radiologis (SDV ; Screening Distance

Value) terhadap reaktor PLTN?

b. Di dalam abstrak, Fukushima yang dikaji tetapi dalam analisis adalah reaktor serbaguna Serpong, mohon penjelasan?

Jawaban :

a.

Kajian ini tidak membahas kaitan dampak radiologis dengan SDV, tetapi dikaitkan dengan daerah ekslusi dan daerah penduduk rendah yang terkait pula dengan rencana tindakan kedaruratan.

b. Kajian ini membahas dampak radiologis akibat kecelakaan RSG GAS, Kajian ini penting jika melihat pada kasus Fukushima artinya analisis keselamatan pada kondisi kecelakaan penting dilakukan untuk aspek keselamatan.