AKTIVITAS LEPASAN IODINE DAN CESIUM AKIBAT KERUSAKAN BAHAN BAKAR PADA REAKTOR PWR

(1)

AKTIVITAS LEPASAN IODINE DAN CESIUM AKIBAT

KERUSAKAN BAHAN BAKAR PADA REAKTOR PWR

Pande Made Udiyani

Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, BATAN

Gd. 80 Kawasan Puspiptek Serpong Tangerang Tlp 021-7560912, Fax 021-7560913 E-mail: pmade-u@batan.go.id

ABSTRAK

AKTIVITAS LEPASAN IODINE DAN CESIUM AKIBAT KERUSAKAN BAHAN BAKAR PADA REAKTOR PWR. Kondisi abnormal dari pengoperasian reaktor PWR yang mengakibatkan kerusakan

bahan bakar di dalam teras, disebabkan oleh pemicu awal Lost of Coolant Accident (LOCA) dan Steam Generator Tube Rapture (SGTR). Karena adanya gangguan pada pendinginan bahan bakar, mengakibatkan kerusakan pada kelongsong bahan bakar, dan hasil fisi di dalam bahan ke luar lepas ke sistem pendingin dan akhirnya lolos ke luar dari pengungkung reaktor. Produk hasil fisi yang sering dijadikan indikator tingkat keparahan kecelakaan reaktor adalah I dan Cs. Aktivitas I dan Cs dianalisis, dengan cara menghitung besarnya inventori di teras dan menentukan parameter lepasan dari inventori sampai ke luar dari pengungkung yang sesuai dengan kondisi kecelakaan dasar desain pada PWR-1000. Hasil perhitungan untuk kondisi LOCA menunjukkan aktivitas yang lepas ke lingkungan untuk Cs-134: 6.82E+13 Bq, Cs-137 adalah 7.14E+13 Bq serta I-131sebesar 3.84E+12 Bq. Sedangkan untuk kondisi SGTR, aktivitas lepasan ke lingkungan melalui pengungkung untuk Cs-134 adalah: 9.43E+10 Bq, Cs-137: 9.87E+10 Bq dan I-131 sebesar 1.18E+09 Bq, dan aktivitas melalui retakan tabung generator uap untuk Cs-134 adalah 4.56E+11 Bq, Cs-137: 4.77E+11 Bq serta I-131: 2.57E+11 Bq. Aktivitas I dan Cs ke luar dari pengungkung dipengaruhi oleh besarnya inventori teras, sifat nuklida, tingkat keparahan kecelakaan dan fitur keselamatan yang ada pada reaktor yang bersangkutan.

Kata kunci: I-131, Cs-134, Cs-137, PWR, LOCA, SGTR

ABSTRACT

THE ACTIVITIES OF IODINE AND CESIUM RELEASED DUE TO FUEL DAMAGED IN PWR REACTOR. Abnormal conditions of operation of the PWR reactor to result fuel damaged are caused by the

initial event of Lost of Coolant Accident (LOCA) and Steam Generator Tube Rapture (SGTR). Due to in fuel cooling failed, causing to the fuel cladding damage, and fission product in the cladding out into the cooling system and eventually passes out of the reactor containment. The fission products are often used as indicators of the severity of the reactor accident are I and Cs. The activity of I and Cs were analyzed, by calculate the core inventory, to assumption release fraction from the inventory to concontainment in accordance with design basis accident conditions in PWR-1000. Results of calculation for LOCA conditions indicate that the activity released into the environment for Cs-134 is 6.82E +13 Bq, Cs-137 is 7.14E +13 Bq and I-131 is 3.84E +12 Bq. As for the SGTR, activity releases into the environment through containment is Cs-134: 9.43E +10 Bq, Cs-137 is 9.87E +10 Bq and I-131 is 1.18E +09 Bq, and activities through steam generator tubes cracks for Cs-134 is 4.56E +11 Bq, Cs-137 is 4.77E +11 Bq and I-131 is 2.57E +11 Bq. Activity Cs and I out of the containment are influenced by the amount of core inventory, the behaviour of nuclide, the severity of accident, and the reactor safety fitour.

Key words: I-131, Cs-134, Cs-137, PWR, LOCA, SGTR

PENDAHULUAN

ondisi abnormal dari pengoperasian reaktor daya yang mengakibatkan terjadinya pelelehan bahan bakar, disebabkan oleh pemicu awal Lost of

Coolant Accident LOCA dan SGTR (Steam

Generator Tube Rapture). Kecelakaan ini

menyebabkan adanya gangguan pada pendinginan bahan bakar, mengakibatkan kerusakan pada kelongsong bahan bakar, dan hasil fisi di dalam kelongsong lepas ke sistem pendingin dan akhirnya lolos ke pengungkung reaktor.

Produk hasil fisi yang sering dijadikan indikator tingkat keparahan kecelakaan reaktor khususnya akibat dari kerusakan bahan bakar adalah I dan Cs. Produk fisi nuklida ini menjadi perhatian karena karakteristiknya diantaranya mempunyai waktu paruh panjang, sifat nuklida dan efek dosis yang berarti. Nuklida ini menimbulkan dampak yang berarti terhadap lingkungan dan manusia, dan memiliki waktu paruh yang panjang, khususnya Cs-137 (30 tahun). Kondisi dua nuklida ini akan menentukan penerimaan dosis terhadap masyarakat dan lingkungan. Karena itu, maka diperlukan

(2)

Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah – Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2011 Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Yogyakarta, 19 Juli 2011 perlakuan khusus terhadap nulida I dan Cs yang lolos

dari kelongsong bahan bakar ke pengungkung reaktor. Untuk nuklida I, diperlukan analisis dan perlakuan khusus tentang perilaku kimia dan fisis untuk mengetahui aktivitasnya di dalam pengungkung. Fasilitas keselamatan di dalam pengungkung yang bertujuan untuk mengurangi aktivitas I dan Cs antara lain: sistem semprot air, pengaturan pH, pengaturan suhu dan tekanan, serta sistem mekanisme alamiah seperti aglomerasi, kondensasi, gravitasi, deposisi, efek foretik, adsorpsi. [1]

Sistem pengungkung reaktor daya adalah penghalang terakhir untuk nuklida lepas ke lingkungan.

Tujuan Penelitian ini adalah mengetahui aktivitas I dan Cs yang ke lingkungan yang diakibatkan dari kerusakan bahan bakar di dalam teras karena kecelakaan LOCA dan SGTR. Perilaku aktivitas lepasan I dan Cs dianalisis, dengan cara menghitung besarnya inventori di teras, menentukan parameter lepasan dari inventori sampai ke pengungkung yang sesuai dengan kondisi kecelakaan dasar desain LOCA dan SGTR. Aktivitas I dan Cs di atmosfer pengungkung di analisis sesuai dengan perilaku I dan Cs dan fitur keselamatan yang ada pada pengungkung dari PWR-1000 yang dipilih.

Large break LOCA (LBLOCA: Large Break

Loss of Coolant Accident).[2,3] dimulai dari patahan

ganda pada guillotine yang terbentuk di perpipaan primer, yang seharusnya diikuti dengan bekerjanya sistem keselamatan secara otomatis dan akan memastikan reaktor padam, sehingga pendinginan teras dan integritas pengungkung terjaga. Asumsi produk fisi yang lepas dari teras sampai ke pengungkung diambil antara lain: Emergency core

cooling system (ECCS) injection menggunakan cold legs, fraksi kegagalan bahan bakar diambil 33 %.

Sedangkan kecelakaan bukan LOCA dipilih kecelakaan Steam Generator Tube Rapture (SGTR) yaitu: terjadi apabila kebocoran air pendingin primer ke sistem pendingin sekunder lewat pipa U steam

generator yang pecah tidak dapat dihentikan yang

mengakibatkan proses pendinginan teras terganggu. [4]

TEORI

Bentuk kimia yodium di Reactor Cooling

System (RCS) terkait erat dengan bentuk kimia

cesium. Hubungan antara cesium dan yodium di RCS dapat diilustrasikan dengan reaksi berikut: [5]

CsI + H2O CsOH + HI (1) Reaksi iodida cesium dengan uap (H20), seperti yang ditunjukkan pada persamaan (l). Pada temperatur lebih dari 1800 K (2781 ° F) dan hidrogen pada tekanan rendah, iodine dalam bentuk I , bukan HI, adalah produk yang diharapkan dari reaksi antara CsI dan H20:

CsI + H20 CsOH +I+1/2 H2 (2) Dengan demikian, bentuk-bentuk kimia yodium selain CsI lebih disukai bila tekanan uap jauh lebih besar dari tekanan cesium hidroksida. Ketidakpastian dalam bentuk kimia yodium dalam sungkup terutama berasal dari ketidakpastian (1) bentuk kimia dan jumlah yodium yang tertahan, (2) kondisi dan materi yang berinteraksi yodium.

Radioaktivitas Inventori Teras

Produk fisi di dalam teras reaktor terbentuk setelah reaktor mulai beroperasi. Jumlah produk fisi di dalam teras (i) diterangkan dengan persamaan sbb[6]: ∫ ∫ ∑ φ − ∑ φ −λ ∫ ∫ γ = _i _v _v _f _i _i _v _E _ai i _dr _dE ₍_r_,_E₎ ₍_r_,_E₎ _N _dr _dE ₍_r_,_E₎ ₍_r_,_E₎ dt dN (3) dengan :

Ni : jumlah nuklida produk fisi i di dalam teras γi : kelimpahan nuklida fisi

∑f(r,E) : macroscopic fission cross section, cm-1

Φ(r,E) : netron flux, n/dt.cm2 MeV

λi : konstanta transformasi nuklir dari nuklida

i, dt-1

∑ai(r,E) : macroscopic absorption cross section nuklida i, cm-1

Untuk memudahkan evaluasi perhitungan laju lepasan radionuklida konstan terhadap waktu,

sehingga lepasan radionuklida yang mempunyai waktu paruh pendek tidak diperhitungkan.

Kondisi LOCA

Aktivitas di pendingin reaktor (Reactor

coolant activity)

Kecepatan lepasan nuklida produk fisi dipengaruhi oleh radioaktivitas di dalam inventori, fraksi kegagalan bahan bakar, dan koefisien laju

lepasan [6]:

)

t

exp(

)

t

(

C

)}

t

exp(

1 {

WP

P

)

t

(

C

_i _i _n ₁ _i i n , i i

=

_λ

−

λ

+

−

λ

(4)

dengan, Ci : aktivitas nuklida i di pendingin reaktor,

(3)

Pi : laju lepasan nuklida i dari teras ke pendingin reaktor, Ci/dt

WP : kapasitas pendingin reaktor, kg t : waktu, dt

λi : konstanta transformasi nuklir dari nuklida

i, dt-1

Aktivitas di pendingin reactor (Reactor coolant

activity) dimulai dari adanya kegagalan bahan bakar

teras, akibat terjadinya kecelakaan. Fraksi lepasan dari inventori teras ke pengungkung pada kondisi LOCA untuk PWR-1000 disampaikan pada Tabel 1.

Tabel 1. Fraksi lepasan dari inventori teras ke pengungkung PWR-1000 kondisi LOCA

[7] Group Gap Early Phase Release In-vessel Phase Total Noble Gases 0.05 0.95 1.0 Halogens (I,Br) 0.05 0.35 0.4 Alkali Metals (Cs) 0.05 0.25 0.3 Tellurium Metals 0.00 0.05 0.05

Retensi di sistem air pendingin (Retention

in the RCS)

Proses kondensasi/dan evaporasi yang terjadi dalam fase ini adalah proses penting yang diinginkan terjadi untuk mengurangi radioaktivitas. Pemodelan terhadap proses difusi dan absorpsi radionuklida dan permukaan dilakukan berdasarkan data empiris yang diperoleh dari eksperimen. Fenomena transport radionuklida aerosol sangat dipengaruhi oleh ukuran partikel dan jenis radionuklida yang membentuk aerosol tersebut. Ukuran partikel yang berbeda akan menghasilkan fenomena transport aerosol yang berbeda yaitu akan tersuspensi, terkondensasi atau terdeposisi. Secara umum kondensasi aerosol terjadi pada ukuran partikel yang lebih kecil (ukuran ± 1 micron). Untuk ukuran partikel yang lebih besar akan terjadi proses resuspensi atau deposisi. Scrubbing partikel aerosol di dalam water sump (kolam limbah) membantu mengurangi radioaktivitas aerosol, terutama aeorosol yang mudah larut dalam air (soluble) [4]

Sistem Filter

Sistem filter berfungsi untuk mengurangi aerosol radioaktif dan iodine yang terlepas dari kondisi kecelakaan yang terpostulasi. Sistem filtrasi ESF (Engineered Safety Feature) menurut RG 1.52 rev 2, 1978 terdiri dari filter HEPA (High Efficiency

Particulate Air) untuk menghilangkan 90 %

partikulat, filter dengan absorber charcoal berfungsi menghilangkan iodine elemen dan organik yang mampu menghilangkan 90 % sampai 99 % iodine elemen dan 30 % sampai 99 % untuk organik iodide. [4]

Retensi di ruangan sungkup

Konsentrasi dari produk fisi (gas mulia, Halogen, volatil, dll) yang terbawa ke pengungkung bergantung pada : mekanisme deplesi, desain fitur keselamatan seperti sistem semprot, dan laju lepasan dari proses rusaknya bahan bakar. Selain itu pengurangan radioaktivitas airbone adalah dengan mekanisme alamiah seperti aglomerasi, kondensasi, gravitasi, deposisi, efek foretik, dan adsorpsi [4]

Kondisi bukan LOCA (SGTR)

Kecelakaan SGTR melibatkan dari sebuah tabung generator uap tunggal. Kecelakaan ini diasumsikan terjadi pada daya dengan pendingin reaktor yang terkontaminasi dengan produk fisi yang dikeluarkan pada saat terus beroperasi dengan sejumlah bahan bakar gagal. Kecelakaan itu menyebabkan peningkatan kontaminasi sistem sekunder akibat kebocoran radioaktif dari sistem pendingin primer reaktor. Pelepasan radioaktivitas ke atmosfir berlangsung melalui katup generator uap dari sistem bantu yang dioperasikan atau katup pengaman. Fraksi lepasan radionuklida dari inventori teras ke sistim pendingin reaktor untuk kondisi SGTR terdapat pada Tabel 2.

Tabel 2. Fraksi lepasan dari inventori teras ke sistem pendingin PWR-1000 kondisi non-LOCA [7]

Group Fraksi

I-131 0.08

Kr-85 0.10

Other Noble Gases 0.05

Other Halogens 0.05

Alkali Metals 0.12

Perhitungan dosis I dan Cs

Tabel 3. Koefisien konversi untuk penerimaan dosis dari nuklida I dan Cs menurut ICRP 60 [2]

Nuklida Inhalasi (Sv/Bq) Ingesi (Sv/Bq) Nuklida Inhalasi (Sv/Bq) Ingesi (Sv/Bq) I130 8.6E-08 2.2E-07 CS134 6.3E-08 1.6E-08 I131 7.2E-08 1.8E-07 CS136 1.1E-08 9.5E-09 I132 9.6E-10 2.4E-09 CS137 1.0E-07 1.2E-08 I133 1.8E-08 4.4E-08 CS138 2.8E-10 5.9E-10 I134 3.7E-10 7.5E-10

(4)

Yogyakarta, 19 Juli 2011

TATA KERJA

1. Perhitungan I dan Cs di Inventori Teras . Produk fisi di dalam teras reaktor PWR tipe AP-1000 [8] dihitung menggunakan ORIGEN-2 [9]. PLTN yang dihitung dengan spesifikasi: Daya listrik 1117 MWel; dan daya termal 3400 MWth [10] 2. Sistem primer transient terkait dengan SGTR

yang menyebabkan spike yodium di sistem utama. Peningkatan konsentrasi yodium

pendingin primer ditentukan dengan

menggunakan model spiking yang

mengasumsikan bahwa laju pelepasan yodium dari batang bahan bakar untuk pendingin utama ditentukan dengan prosentase kerusakan bahan bakar yang dipostulatkan sebesar 5,98 %.[10] Yodium lepas dari generator uap ke lingkungan diasumsikan 97% non-organik dan 3% unsur organik. [7] Pelepasan radioaktif ke lingkungan untuk kejadian SGTR, dipostulasikan lewat pengungkung dan langsung dari sistem perpipaan di generator uap.

3. Kondisi LBLOCA mengakibatkan 33 % dari bahan bakar gagal, Kondisi Large Break LOCA,

Cold leg ECCS injection, Spray System di containment, Fraksi retensi di celah untuk I

(0.65%); Lepasan dari inventori teras I (0.22%) dan Cs (0.5%), Remove rate of Iodine in

containment: 0.46; serta efisiensi filter

cerobong: 99% I, dan 90% Other. [11]

HASIL DAN PEMBAHASAN

Skenario lepasan I dan Cs akibat kerusakan bahan bakar ditampilkan pada Gambar 1 untuk kejadian LOCA dan Gambar 2 untuk kejadian SGTR.

Gambar 1. Model lepasan produk fisi I dan Cs akibat kerusakan bahan bakar pada kecelakaan LOCA PWR

Gambar 2. Model lepasan produk fisi I dan Cs akibat kerusakan bahan bakar pada kecelakaan SGTR PWR

Hasil perhitungan I dan Cs di dalam inventori teras reaktor terdapat pada Tabel 4, aktivitas nuklida ke sistem pendingin primer akibat kecelakaan LOCA dan SGTR pada Tabel 5 dan Tabel 6, dan aktivitas nuklida ke lingkungan pada Tabel 7. Perhitungan kasar penerimaan dosis radiasi di lingkungan untuk I dan Cs terdapat pada Gambar 3.

Aktivitas nuklida produk hasil belah di dalam inventori teras, dipengaruhi oleh banyak faktor antara lain: jumlah uranium di dalam bahan bakar, konfigurasi bahan bakar di dalam teras, pengkayaan uranium, siklus operasi, fraksi bakar, daya reaktor, dan fluks netron. Berdasarkan iradiasi reaktor AP-1000 dengan kondisi daya listrik 1117 MWel; dan daya termal 3400 MWth, dihitung dengan ORIGEN-2 menghasilkan aktivitas produk hasil belah I dan Cs, dengan data pada Tabel 4.

Kelompok unsur Cs terbagi menjadi 130, I-131, I-132, I-133, I-134, dan I-135. Kelompok unsur Cs terdiri dari Cs-134, Cs-136, Cs-137, dan Cs-138. Produk fisi nuklida I-131 dan Cs-137 menjadi perhatian karena karakteristik dari nuklida ini diantaranya mempunyai waktu paruh panjang, sifat nuklida dan efek dosis yang berarti. Nuklida ini dipilih karena menimbulkan dampak yang berarti terhadap lingkungan dan manusia, disamping memiliki waktu paruh yang panjang, khususnya Cs-137 (30 tahun). Kondisi dua nuklida ini akan menentukan penerimaan dosis terhadap masyarakat dan lingkungan.

(5)

(6)

Yogyakarta, 19 Juli 2011

Tabel 4. Data aktivitas nuklida di dalam teras PWR-1000

Nuklida Waktu paruh Aktivitas, Bq Nuklida Waktu paruh Aktivitas, Bq

I130 12 jam 1.19E+17 CS134 2,06 tahun 4.13E+17

I131 8 hari 1.16E+18 CS136 13,2 hari 9.06E+16

I132 2.3 jam 1.63E+18 CS137 30,2 tahun 4.33E+17

I133 21 jam 2.16E+18 CS138 0,6 jam 7.95E+17

I134 0,9 jam 1.53E+18

I135 6,6 jam 1.85E+18

Tabel 5. Aktivitas nuklida ke luar dari teras

Nuklida Aktivitas, Bq Nuklida Aktivitas, Bq

LOCA SGTR LOCA SGTR

I130 3.92E+16 7.10E+14 CS134 1.36E+17 2.47E+15

I131 3.82E+17 6.92E+15 CS136 2.99E+16 5.42E+14

I132 5.38E+17 9.74E+15 CS137 1.43E+17 2.59E+15

I133 7.12E+17 1.29E+16 CS138 2.62E+17 4.75E+15

I134 5.05E+17 9.16E+15

I135 6.09E+17 1.10E+16

Tabel 6. Aktivitas nuklida ke sistem pendingin primer dan pengungkung

Nuklida

Aktivitas LOCA, Bq Aktivitas SGTR, Bq

Sistem pendingin Pengungkung Hot Leg Steam

Generator Cold leg

I130 3.89E+16 8.56E+13 1.05E+14 1.58E+13 8.14E+10

I131 3.79E+17 8.35E+14 1.02E+15 1.54E+14 7.94E+11

I132 5.34E+17 1.17E+15 1.44E+15 2.17E+14 1.12E+12

I133 7.08E+17 1.56E+15 1.90E+15 2.88E+14 1.48E+12

I134 5.02E+17 1.10E+15 1.35E+15 2.04E+14 1.05E+12

I135 6.05E+17 1.33E+15 1.63E+15 2.46E+14 1.27E+12

CS134 1.36E+17 6.82E+14 5.44E+14 1.23E+14 9.43E+11

CS136 2.99E+16 1.50E+14 1.19E+14 2.69E+13 2.07E+11

CS137 1.43E+17 7.14E+14 5.70E+14 1.29E+14 9.87E+11

CS138 2.62E+17 7.87E+14 1.05E+15 2.36E+14 1.81E+12

Postulasi kegagalan teras pada kecelakaan LOCA adalah 33 %. Kegagalan teras untuk kecelakaan SGTR adalah 5,98 %.[10] Hasil perhitungan berdasarkan postulasi untuk aktivitas nuklida I dan Cs yang lepas dari teras ada pada Tabel 5. Kegagalan teras dipengaruhi oleh tingkat keparahan dari kecelakaan, yang mengakibatkan suhu kelongsong melebihi titik leleh dari bahan kelongsong. Laju lepasan produk fisi dari bahan bakar bergantung pada fenomena kemajuan pelelehan bahan bakar seperti laju pemanasan teras, lokasi dan luas pelelehan, lokasi oksidasi Zircaloy dengan klongsong, laju dan lokasi dari akumulasi pelelehan bahan bakar, bentuk dan luasan pelelehan, ketebalan keramik yang melingkupi kubangan pelelehan, waktu dan lokasi kerak dan pelelehan, selang waktu relokasi pelehan teras masuk ke daerah yang lebih rendah dan interaksi dengan air. Radionuklida yang terlepas pada fase ini dipengaruhi oleh tipe bahan bakar dan karakteristik bahan teras, karakteristik radionuklida, postulasi atau skenario kejadian, model pelepasan untuk radionuklida yang spesifik, dan asumsi-asumsi yang diambil.

Fraksi retensi di celah pada kecelakaan LOCA untuk I (0.65%); Lepasan dari inventori teras I (0.22%) dan Cs (0.5%).[1,2,11] Untuk kecelakaan SGTR, berdasarkan hasil eksperimen dan simulasi, diperoleh fraksi lepasan untuk aktivitas Cs. Hasil perhitungan aktivitas nuklida ke sistem pendingin primer dan containment pada Tabel 6.

Komposisi radionuklida yang lepas ke pendingin primer dipengaruhi oleh karakteristik (jumlah, jenis, dan sifat) radionuklida, kondisi fisis pendingin primer, interaksi dengan kelongsong dan atau komponen struktur, fraksi bakar (burn up), morfologi bahan bakar, asumsi fraksi lepasan, asumsi penghalang, dan asumsi selang waktu lepasan .

Untuk kondisi LOCA parameter remove rate of

Iodine di dalam pengungkung: 0.46; serta efisiensi

filter cerobong: 99% I, dan 90% untuk nuklida lainnya [1,2,11]. Sedangkan untuk kecelakaan SGTR, dipostulasikan dengan dua skenario pelepasan yaitu: pertama nuklida langsung ke luar ke lingkungan melalui melelehnya kelongsong bahan bakar di dalam teras, terlepas ke hot leg dari Emergency Core

(7)

cold leg ECCS, lepas langsung ke lingkungan

melalui lubang-lubang retakan SGTR. Parameter lepasan untuk setiap tahap dari skenario ini diambil dari hasil eksperimen dan simulasi kecelakaan SGTR. [12] Sekenario ke dua, dengan asumsi lepasan melalui RCS ke pengungkung, filter, cerobong, kemudian lepas ke lingkungan. Hasil perhitungan untuk aktivitas nuklida I dan Cs yang lepas ke lingkungan pada kecelakaan LOCA dan SGTR, pada Tabel 7. Hasil perhitungan lepasan ke lingkungan untuk postulasi kecelakaan SGTR dengan skenario lepasan ke lingkungan melalui lubang retakan pipa SGTR lebih besar dibandingkan dengan aktivitas

yang lepas ke lingkungan melalui pengungkung. Hal ini disebabkan penghalang dari fitur keselamatan di pengungkung lebih aman dan lebih banyak, sehingga filterisasi aktivitas nuklida produk hasil belah lebih sempurna.

Skenario lepasan nuklida untuk SGTR melalui pengungkung jarang dilakukan, umumnya jika kecelakaan SGTR sekenario lepasan langsung ke lingkungan melalui retakan perpipaan SGTR. Sehingga jika kecelakaan SGTR tidak segera diantisipasi lebih sering mengakibatkan kecelakaan parah (severe accident)

Tabel 7. Aktivitas nuklida lepas ke lingkungan untuk LOCA dan SGTR

Nuklida

Aktivitas LOCA, Bq Aktivitas SGTR ke lingkungan, Bq

Removal di containment Ke lingkungan Lewat pengungkung Lewat Steam Generator

I130 3.94E+13 3.94E+11 1.21E+08 2.64E+10

I131 3.84E+14 3.84E+12 1.18E+09 2.57E+11

I132 5.40E+14 5.40E+12 1.67E+09 3.62E+11

I133 7.16E+14 7.16E+12 2.21E+09 4.80E+11

I134 5.08E+14 5.08E+12 1.56E+09 3.40E+11

I135 6.12E+14 6.12E+12 1.89E+09 4.10E+11

CS134 6.82E+14 6.82E+13 9.43E+10 4.56E+11

CS136 1.50E+14 1.50E+13 2.07E+10 9.99E+10

CS137 7.14E+14 7.14E+13 9.87E+10 4.77E+11

CS138 7.87E+14 7.87E+13 1.81E+11 8.76E+11

Gambar 3. Hasil perhitungan dosis dari lepasan nuklida Cs dan I ke lingkungan akibat kecelakaan LOCA dan SGTR

Tabel 8. Batas masukan tahunan nuklida untuk masyarakat umum[13]

Nuklida Inhalasi (Bq) Ingesi (Bq) Nuklida Inhalasi (Bq) Ingesi (Bq)

I130 2.99 E+16 9.99 E+15 CS134 4.07 E+15 2.99 E+14

I131 1.99 E+15 9.99 E+14 CS136 7.77 E+14 7.77 E+13

I132 2.99 E+15 9.99 E+14 CS137 2.26 E+15 1.52 E+15

I133 4.07 E+14 5.18 E+15 CS138 1.99 E+14 7.03 E+13

I134 1.99 E+14 8.14 E+14

I135 8.64 E+14 2.99 E+16

0.00E+00 1.00E+00 2.00E+00 3.00E+00 4.00E+00 5.00E+00 6.00E+00 7.00E+00 8.00E+00

I130 I131 I132 I133 I134 I135 CS13 4 CS13 6 CS13 7 CS13 8 Nuklida D o si s, m S v LOCA SGTR I SGTR II

(8)

Yogyakarta, 19 Juli 2011 Dengan menggunakan koefisien konversi dosis

dari Tabel 3, diperoleh perhitungan kasar penerimaan dosis dari lepasan nuklida I dan Cs di lingkungan dan masyarakat. Hasil perhitungan dosis tergambar di Gambar 1. Dari Gambar 1, terlihat penerimaan dosis dari nuklida I dan Cs untuk kecelakaan LOCA lebih besar dibandingkan dosis pada kecelakaan SGTR. Sedangkan untuk kecelakaan SGTR, sekenario kecelakaan SGTR, dengan lepasan dari retakan tabung generator uap lebih besar dibandingkan lewat pengungkung. Untuk pathway umumnya penerimaan dosis melalui ingesi lebih besar dibandingkan inhalasi terutama untuk penerimaan dosis jangka panjang, karena adanya proses akumulasi melalui rantai makanan dan waktu paruh yang panjang dari nuklida Cs-137.

Berdasarkan peraturan dari BAPETEN,[13] batas masukan melalui inhalasi dan ingesi untuk masyarakat umum diberikan pada Tabel 8.

KESIMPULAN DAN SARAN

Aktivitas I dan Cs ke luar dari pengungkung dipengaruhi oleh besarnya inventori teras, sifat nuklida, dan tingkat keparahan kecelakaan. Aktivitas nuklida I dan Cs untuk kecelakaan berbasis desain untuk LOCA lebih tinggi dibandingkan kecelakaan SGTR. Hasil perhitungan lepasan I dan Cs ke lingkungan untuk postulasi kecelakaan SGTR dengan skenario lepasan ke lingkungan melalui lubang retakan pipa SGTR lebih besar dibandingkan dengan aktivitas yang lepas ke lingkungan melalui pengungkung (containment).

Jika terjadi kecelakaan reaktor PWR yang mengakibatkan kerusakan bahan bakar dan terlepasnya produk fisi I dan Cs ke lingkungan dan melebihi batasan yang diperbolehkan pada kondisi kecelakaan, tindakan proteksi pemberian tablet Iodium, seltering, evakuasi dan pembatasan makanan dilakukan sesuai dengan kriteria keselamatan.

DAFTAR PUSTAKA

1. EUR, Generic Nuclear Island Requirements-Safety Requirements, Vol.2, Chap. 1, Rev. C, EUROPEAN UTILITY REQUIREMENTS FOR LWR NUCLEAR POWER PLANTS (2001)

2. IRSN, Research and Development with Regard to Severe Accidents in Pressurised Water Reactors, Summary and Outlook, Rapport IRSN-France (2007)

3. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, The Safety of Nuclear Installations, Safety Series No. 110, IAEA, Vienna, (1993) 4. EUROPEAN COMMISSION, Determination of

the In-Containment Source term for a Large-

Break Loss of Coolant Accident”, EUR 19841 EN, (2001)

5. NUREG, Iodine Chemical Forms LWR Severe Accidents, Division of Systems Research Office of Nuclear Regulatory Research U.S. Nuclear Regulatory Commission Washington, DC 20555

NRC FIN BO854, NUREG in/CR-5732

ORNUTM-11861 R3 (1991)

6. KIM, S.U and KANG, C.S., Evaluation of Radioactive Source Terms in the System-Integrated Modular Advanced Reactor, Journal of the Korean Nuclear Society, Vol. 31, No.1, (1999)

7. NRC-RG 1.183, Alternative Radiological Source Terms for Evaluating Design Basis Accidents at Nuclear Power Reactors,(2000) 8. WESTINGHOUSE, AP1000 European Design

Control Document, EPS-GW-GL-700 Revision 1, (2009).

9. ORIGEN-2, ORIGEN2, Ver 2.2, CCC-371- RSICC, Oak Ridge National Laboratory, Tennessee (2002)

10. INDIAN POINT UNIT 3, scenarios leading to fuel damage, Union of Concerned Scientists, (2001)

11. STEPHENSON,W., DUTTON,L.M.C., HANDY,B.J., and SMEDLEY, C., Realistic Methods for Calculating the Releases and Consequences, EUR 4179EN, Commission of The European Communities, (1992)

12. HERRANZI, E., J. et al, The 3rd European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR-2008) Nesseber, Vigo Hotel, Bulgaria, 23-25 September 2008

13. BAPETEN, Ketentuan Keselamatan Kerja, SK Ka. BAPETEN No.1/1999, Jakarta

TANYA JAWAB

Sahat Simbolon

− Bagaimana dengan I128

yang umurnya panjang?

− Bagaimana validasi dari simulasi ibu ini?

Pade Made Udiyani

• Aktivitas produk fisi I128

tidak signifikan dampaknya dibandingkan nuklida I lainnya.

• Validasi terhadap simulasi perhitungan

(9)

penelitian ini digunakan code yang telah tervalidasi.

Gede Sutrisna

− Kenapa nuklida Cs dan I diberikan perhatian khusus dibandingkan dengan produk fisi yang lain?

• Nuklida Cs dan I adalah produk fisi yang

dari sisi toksisitas dan aktivitasnya memberikan konsentrasi yang lebih tinggi dibandingkan produk fisi yang lain.

Widi Usada

− Model perhitungan yang digunakan apa? − Parameter-parameter fisis yang berpengaruh

dalam model ini apa?

• Model perhitungan untuk lepasan radioaktif

didalam reaktor adalah model perpindahan difusi, terlarut, evaporasi, dan model perpindahan fisis dan kimia produk sisi yang lepas dari kelongsong, teras, sistem pendingin, dan containment. Sedangkan

yang lepas ke atmosfer menggunakan model Dispersi Atmosferik Gaussian.

• Parameter fisi yang berperan didalam

model tersebut adalah suhu,tekanan,reaksi kimia dan sifat fisis lainya.

Tjipto Sujitno

− Apakah produk fisi Cs dan I tidak dapat di deteksi secara langsung?

− Apa yang dimaksud dengan inventory disini?

• Produk fisi Cs dan I dapat di deteksi secara

langsung, untuk terdispersi didalam

atmosfer dengan satuan Bq.at/cm3 dan yang

terdeposisi dipermukaan tanah dengan satuan Bq/m2.

• Yang dimaksud inventory didalam makalah

ini adalah radionuklida produk fisi yang terbentuk didalam kelongsong bahan bakar didalam satu teras.