di: Jurnal Teknik Lingkungan, Vol 5, No 2 (2016)

(1)

Tersedia online di:

PERANCANGAN WADAH PENYIMPANAN SISTEM BBNB (BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS) RSG

GUNA – LABAORATORIUM PENGEMBANGAN) TIPE MTR

Ichwan Pratama Hardi

Program Studi Teknik Lingkungan

Jl. Prof. H. Sudarto, SH Tembalang, Semarang, Indonesia 50275 Email:

BATAN atau Badan Tenaga Nukl

pemerintah yang bergerak dalam bidang pengambangan teknologi nuklir di Indonesia. Salah satu pengembangan yang dilakukan yaitu pengembangan bahan bakar nuklir secara khusus dilakukan oleh PTBN (

Nuklir).PTBN memiliki dua instalasi nuklir yaitu Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (IEBE) dan Instalasi Radiometalurgi (IRM)

instalasi nuklir tersebut menghasilkan limbah radioaktif tingkat tinggi dalam bentuk Bahan Bakar Nuklir Bekas

sebagaimana limbah lainnya, hanya dapat disimpan. Sistem penyimpanan BBNB terdiri dari 2 jenis, yaitu kolam/basah(spent fuel pond) dan kontainer/kering(dry cask storage). BATAN telah memiliki fasilitas penyimpanan

KHIPSB3, namun penyimpanan tipe kolam/basah tidak bisa digunakan untuk penyimpanan secara berkelanjutan, maka dari itu perlu dirancang sistem penyimpanan tipe kontainer/kering. Penyimpanan tipe kontainer

keselamatan radiasi maupu

lingkungan. BBNB yang digunakan untuk perancangan berasal dari rak 3, rak 8 dan rak 10. Berdasarkan desain dengan menggunakan perhitungan transfer panas trial and error dan juga pancaran dosis radiasi, maka dibut

ketebalan shielding sebesar 0,1940 m untuk rak 3; 0,1954m untuk rak 8 dan 0,1912 m untuk rak 10. Shielding tersebut telah memenuhi aspek keselamatan baik radiasi maupun suhu.

Kata kunci: BBNB, dry cask storage, transfer panas, pancaran radiasi

Tersedia online di: http://ejournal-s1.undip.ac.id/index.php/tlingkungan Jurnal Teknik Lingkungan, Vol 5, No 2 (2016)

PERANCANGAN WADAH PENYIMPANAN SISTEM

DRY-BBNB (BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS) RSG-LP (REAKTOR SERBA LABAORATORIUM PENGEMBANGAN) TIPE MTR

(MATERIAL TESTING REACTOR)

Ichwan Pratama Hardi*), Zainus Salimin**), MochtarHadiwidodo Program Studi Teknik Lingkungan Fakultas Teknik Universitas Diponegoro

Jl. Prof. H. Sudarto, SH Tembalang, Semarang, Indonesia 50275 Email: [email protected]

Abstrak

BATAN atau Badan Tenaga Nuklir Nasional adalah sebuah badan milik pemerintah yang bergerak dalam bidang pengambangan teknologi nuklir di . Salah satu pengembangan yang dilakukan yaitu pengembangan bahan bakar nuklir secara khusus dilakukan oleh PTBN (Pusat Teknologi Bahan Ba

PTBN memiliki dua instalasi nuklir yaitu Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (IEBE) dan Instalasi Radiometalurgi (IRM). Pengoperasian instalasi nuklir tersebut menghasilkan limbah radioaktif tingkat tinggi dalam bentuk Bahan Bakar Nuklir Bekas (BBNB), BBNB tersebut tidak dapat diolah sebagaimana limbah lainnya, hanya dapat disimpan. Sistem penyimpanan BBNB terdiri dari 2 jenis, yaitu kolam/basah(spent fuel pond) dan kontainer/kering(dry cask storage). BATAN telah memiliki fasilitas penyimpanan

KHIPSB3, namun penyimpanan tipe kolam/basah tidak bisa digunakan untuk penyimpanan secara berkelanjutan, maka dari itu perlu dirancang sistem penyimpanan tipe kontainer/kering. Penyimpanan tipe kontainer harus memenuhi keselamatan radiasi maupun suhu, agar tidak membahayakan manusia dan lingkungan. BBNB yang digunakan untuk perancangan berasal dari rak 3, rak 8 dan rak 10. Berdasarkan desain dengan menggunakan perhitungan transfer panas trial and error dan juga pancaran dosis radiasi, maka dibut

ketebalan shielding sebesar 0,1940 m untuk rak 3; 0,1954m untuk rak 8 dan 0,1912 m untuk rak 10. Shielding tersebut telah memenuhi aspek keselamatan baik radiasi maupun suhu.

BBNB, dry cask storage, transfer panas, pancaran radiasi

s1.undip.ac.id/index.php/tlingkungan 5, No 2 (2016)

-CASK UNTUK

LP (REAKTOR SERBA LABAORATORIUM PENGEMBANGAN) TIPE MTR

, MochtarHadiwidodo**) Fakultas Teknik Universitas Diponegoro Jl. Prof. H. Sudarto, SH Tembalang, Semarang, Indonesia 50275

ir Nasional adalah sebuah badan milik pemerintah yang bergerak dalam bidang pengambangan teknologi nuklir di . Salah satu pengembangan yang dilakukan yaitu pengembangan bahan Pusat Teknologi Bahan Bakar PTBN memiliki dua instalasi nuklir yaitu Instalasi Elemen Bakar . Pengoperasian instalasi nuklir tersebut menghasilkan limbah radioaktif tingkat tinggi dalam (BBNB), BBNB tersebut tidak dapat diolah sebagaimana limbah lainnya, hanya dapat disimpan. Sistem penyimpanan BBNB terdiri dari 2 jenis, yaitu kolam/basah(spent fuel pond) dan kontainer/kering(dry cask storage). BATAN telah memiliki fasilitas penyimpanan kolam yaitu KHIPSB3, namun penyimpanan tipe kolam/basah tidak bisa digunakan untuk penyimpanan secara berkelanjutan, maka dari itu perlu dirancang sistem harus memenuhi n suhu, agar tidak membahayakan manusia dan lingkungan. BBNB yang digunakan untuk perancangan berasal dari rak 3, rak 8 dan rak 10. Berdasarkan desain dengan menggunakan perhitungan transfer panas trial and error dan juga pancaran dosis radiasi, maka dibutuhkan ketebalan shielding sebesar 0,1940 m untuk rak 3; 0,1954m untuk rak 8 dan 0,1912 m untuk rak 10. Shielding tersebut telah memenuhi aspek keselamatan

(2)

[Dry-Cask Containment System Designing for RSG

Spent Fuel]. BATAN or National Nuclear Agency was a gorvernmental institute

which is implementing development on nuclear field technology in Indonesia. One of the devlopmentoccured was nuclear fuel developmnet tahat conducted by PTBN (Nuclear Fuel Technology Centre). PTBN had two instalation, IEBE (Experimentl Fuel Element Facility) and IRM (Radiometalurgy Facility). Operation of those installation produced a high

nuclear spent fuel cannot be treated like any else waste, only can be contained. Containment system of nuclear spent fuel consisted on two kinds, spent fuel pond and dry cask storage. BATAN already owne

but spent fuel pond cannot be contained spent fuel for long term, that’s why designing a dry cask storage was necessary. Dry cask storage should be fulfilled safety requirement of temperature and

being and the environment. Spent fuel for desingning came from rack 3, rack 8, and rack 10. By using trial and error heat transfer calculation and radiation dose, shielding thickness that met the requiremnent were 0,1940 m for rack 3, 0,1954 for rack 8, and 0,1912 for rack 10.

Keyword: spent fuel, dry cask storage, heat transfer, radiation dose.

PENDAHULUAN

Kegiatan pengembangan dan kegiatan aplikasi teknik nuklir di Indonesia sudah berjalan sejak lama, yaitu sejak tahun 1954. Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) telah banyak mengembangkan kegiatan aplikasi teknik nuklir, salah satunya yaitu pengembangan teknologi bahan bakar nuklir yang dilakukan oleh Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN). PTBN memiliki dua instalasi nuklir yaitu Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (IEBE) dan Instalasi Radiometalurgi (IRM).Menurut International Atomic Energy Agency (IAEA) tahun 2007 dalam Operation dan Maintenance of Spent Fuel Storage and Transporation Casks/Containers, pilihan teknologi untuk penyimpanan bahan bakar nuklir bekas (BBNB) dapat dibedakan berdasarkan variasi karakteristik teknis seperti: metode

utama, jenis shielding,

Abstract

Cask Containment System Designing for RSG-LP MTR type Nuclear

BATAN or National Nuclear Agency was a gorvernmental institute which is implementing development on nuclear field technology in Indonesia. One devlopmentoccured was nuclear fuel developmnet tahat conducted by PTBN (Nuclear Fuel Technology Centre). PTBN had two instalation, IEBE (Experimentl Fuel Element Facility) and IRM (Radiometalurgy Facility). Operation of those installation produced a high-level radioactive waste in form of nuclear spent fuel, nuclear spent fuel cannot be treated like any else waste, only can be contained. Containment system of nuclear spent fuel consisted on two kinds, spent fuel pond and dry cask storage. BATAN already owned a spent fuel pond called KHIPSB3, but spent fuel pond cannot be contained spent fuel for long term, that’s why designing a dry cask storage was necessary. Dry cask storage should be fulfilled safety requirement of temperature and radiation dose, so it won’t harm human being and the environment. Spent fuel for desingning came from rack 3, rack 8, and rack 10. By using trial and error heat transfer calculation and radiation dose, shielding thickness that met the requiremnent were 0,1940 m for rack 3,

54 for rack 8, and 0,1912 for rack 10.

spent fuel, dry cask storage, heat transfer, radiation dose.

Kegiatan pengembangan dan kegiatan aplikasi teknik nuklir di Indonesia sudah berjalan sejak lama, yaitu sejak tahun 1954. Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) telah banyak mengembangkan kegiatan aplikasi teknik nuklir, salah satunya mbangan teknologi bahan bakar nuklir yang dilakukan oleh Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir PTBN memiliki dua instalasi nuklir yaitu Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (IEBE) dan Instalasi Radiometalurgi Menurut International Atomic Agency (IAEA) tahun 2007 dalam Operation dan Maintenance of Spent Fuel Storage and Transporation Casks/Containers, pilihan teknologi untuk penyimpanan bahan bakar nuklir bekas (BBNB) dapat dibedakan berdasarkan variasi karakteristik teknis seperti: metode transfer panas utama, jenis shielding,

keberpindahan, lokasi dengan mempertimbangkan permukaan geologis, tingkat independesi dari tiap penyimpanan sendiri, struktur penyimpan. Ada beberapa jenis teknologi yang umum tersedia di pasar internasional.

penyimpanan BBNB ada 2 macam, yaitu penyimpanan tipe basah dalam kolam air dan tipe kering dalam suatu kontainer. Tujuan dari perencanaan ini yaitu:

1. Menentukan jumlah BBNB tipe MTR optimum yang dapat dimuat dengan memenuhi aspek keselamatan yang telah ditentukan.

2. Menentukan tebal kontainerberdasarkan

perhitungan transfer panas peluruhan dari BBNB yang berada dalam kontainer menuju aliran udara yang berlangsung berturut

melalui dinding kelongsong, s1.undip.ac.id/index.php/tlingkungan

5, No 2 (2016)

LP MTR type Nuclear

BATAN or National Nuclear Agency was a gorvernmental institute which is implementing development on nuclear field technology in Indonesia. One devlopmentoccured was nuclear fuel developmnet tahat conducted by PTBN (Nuclear Fuel Technology Centre). PTBN had two instalation, IEBE (Experimentl Fuel Element Facility) and IRM (Radiometalurgy Facility). Operation of those evel radioactive waste in form of nuclear spent fuel, nuclear spent fuel cannot be treated like any else waste, only can be contained. Containment system of nuclear spent fuel consisted on two kinds, spent fuel pond d a spent fuel pond called KHIPSB3, but spent fuel pond cannot be contained spent fuel for long term, that’s why designing a dry cask storage was necessary. Dry cask storage should be fulfilled n’t harm human being and the environment. Spent fuel for desingning came from rack 3, rack 8, and rack 10. By using trial and error heat transfer calculation and radiation dose, shielding thickness that met the requiremnent were 0,1940 m for rack 3,

spent fuel, dry cask storage, heat transfer, radiation dose.

keberpindahan, lokasi dengan mempertimbangkan permukaan geologis, tingkat independesi dari tiap an sendiri, struktur Ada beberapa jenis teknologi yang umum tersedia di pasar internasional.Teknologi penyimpanan BBNB ada 2 macam, yaitu penyimpanan tipe basah dalam kolam air dan tipe kering dalam suatu Tujuan dari perencanaan Menentukan jumlah BBNB tipe MTR optimum yang dapat dimuat dengan memenuhi aspek keselamatan

telah ditentukan.

Menentukan tebal tebal kontainerberdasarkan

perhitungan transfer panas peluruhan dari BBNB yang berada dalam kontainer menuju aliran udara yang berlangsung berturut – turut melalui dinding kelongsong,

(3)

dinding innert liner,

kontainer dan kemudian menuju aliran udara

suhu pada permukaan dinding luar kontainer tidak terlalu tinggi (≈ 40°C)

3. Menentukan tebal

kontainer berdasarkan perhitungan pancaran radiasi BBNB dari dalam kontainer melewati ketebalan

menuju dinding luarnya berdasarkan batas maksimum pancaran radiasi pada permukaan luar dinding kontainer sehingga tidak melebihi batas aman yaitu 200 mrem/tahun.

METODOLOGIPERENCANAAN 1. Pengukuran Dosis Paparan

Radiasi

.Pengukurandosispaparanradiasid ilakukanpada BBNB yang saatinitersimpandalam air kolam KH IPSB3.Dilakukanpadajarak 2 meter

hingga 0.8

meter.Pengukurandosispaparanradiasi dilakukandengandetektorjenis

Gamma Area Monitor danRadiagem yang diletakkan di atasperm

3Hasil

pengukuranadalahdosispa I sehingga I0 dapatdihitung

2. Membuat Desain Kontainer Data dosis paparan radiasi hasil pengukuran diolah untuk ditentukan nilai I0, kemudian diambil nilai pada jarak terpendek (1.2 m) dan dimasukkan ke dalam bentuk grafik sehingga menjadi sebuah persamaan yang akan digunakan untuk proyeksi radiasi fungsi waktu.

tebal shielding (x) berdasarkan radiasi peluruhan fungsi waktu yang

innert liner, dinding ner dan kemudian aliran udara sehingga suhu pada permukaan dinding luar kontainer tidak terlalu

≈ 40°C).

Menentukan tebal shielding kontainer berdasarkan perhitungan pancaran radiasi BBNB dari dalam kontainer melewati ketebalan shielding uju dinding luarnya berdasarkan batas maksimum pancaran radiasi pada permukaan luar dinding kontainer sehingga tidak melebihi batas aman yaitu 200

PERENCANAAN Pengukuran Dosis Paparan

Pengukurandosispaparanradiasid

pada BBNB yang

impandalam air kolam KH-Dilakukanpadajarak 2 meter

hingga 0.8

Pengukurandosispaparanradiasi dilakukandengandetektorjenis

Gamma Area Monitor danRadiagem yang diletakkan di ataspermukaan air pengukuranadalahdosispaparanradiasi

tdihitung. Membuat Desain Kontainer Data dosis paparan radiasi hasil pengukuran diolah untuk ditentukan nilai I0, kemudian diambil nilai pada jarak terpendek (1.2 m) dan dimasukkan ke dalam bentuk grafik sebuah persamaan yang akan digunakan untuk proyeksi radiasi fungsi waktu.Menentukan tebal shielding (x) berdasarkan radiasi peluruhan fungsi waktu yang

dibutuhkan untuk menahan radiasi dari kelongsong menuju ke lingkungansehingga memenuhi aspek keselamatan yaitu 200 mrem/jam. Setelah ditentukan tebal shielding, kemudian ditentukan harga suhu

Persamaan panas peluruhan fungsi waktu (rentan masa simpan) dan jumlah BBNB untuk menghitung jumlah optimum bahan bakar berdasarkan nilai panas peluruhan terakumulasi menggunakan metode trial and error dengan persamaan trasfer panas empat tahanan seri dimana parameter suhu permukaan luar pada outer steel liner yang memenuhi batas keselamatan suhu. Menghitung akumulasi panas menggunakan persamaan berikut:

Q=∑n.q ...(

Dimana Q ialah panas peluruhan terakumulasi, n dan q berturut adalah jumlah BBNB, dan panas peluruhan per BBNB dengan waktu peluruhan t. Menentukan tebal shielding (X berdasarkan panas peluruhan terakumalasi dari jumlah optimum bahan bakar dengan menggunakan persamaan tahanan transfer panas konduksi susunan pada persamaan dan 3 untuk menganalisis suhu akhir permukaan logam terluar (outer steel liner) yang menyentuh lapisan tipis udara memenuhi batas keamanan, yaitu 38° - 40°C:

∑ = + +

=

∑ ...(3)

HASIL DAN PEMBAHASAN Desain yang dipilih dari beberapa konsep desain ialah

CIC.

Perhitungan Kebutuhan Tebal

Shielding untuk Pancaran Dosis

Radiasi

dibutuhkan untuk menahan radiasi dari kelongsong menuju ke sehingga memenuhi aspek yaitu 200 mrem/jam. Setelah ditentukan tebal shielding, kemudian ditentukan harga suhu. Persamaan panas peluruhan fungsi waktu (rentan masa simpan) dan jumlah BBNB untuk menghitung jumlah optimum bahan bakar berdasarkan nilai panas peluruhan menggunakan metode trial and error dengan persamaan trasfer panas empat tahanan seri dimana parameter suhu permukaan luar pada outer steel liner yang memenuhi batas keselamatan suhu. Menghitung akumulasi panas menggunakan persamaan berikut:

...(1) Dimana Q ialah panas peluruhan terakumulasi, n dan q berturut adalah jumlah BBNB, dan panas peluruhan BBNB dengan waktu peluruhan t. Menentukan tebal shielding (X3)

berdasarkan panas peluruhan terakumalasi dari jumlah optimum ahan bakar dengan menggunakan persamaan tahanan transfer panas ada persamaan 2 untuk menganalisis suhu akhir permukaan logam terluar (outer steel liner) yang menyentuh lapisan tipis udara memenuhi batas keamanan,

+ + ....(2)

HASIL DAN PEMBAHASAN Desain yang dipilih dari beberapa konsep desain ialah Ontario Hydro Kebutuhan Tebal untuk Pancaran Dosis

(4)

Berikut adalah hasil pancaran dosis radiasi

Gambar 1. Grafik Hasil Pengukuran Pancaran Dosis Radiasi

Untuk mengetahui nilai dosis tanpa shielding, maka dilakukan perhitungan balik dosis dengan shielding untuk nilai μ

Sebagai contoh diambil RI

jarak 1.2 m, perhitungannya ialah sebagai berikut:

= .

97,38 = . ( , .

= 97,38. ( , ) = 135,78

Jadi untuk nilai dosis paparan radiasi RI-308 tanpa

ialah 138,78 μSv/h. dari perhitungan I0

dalam grafik dan ditentukan persamaan yang digunakan sebagai persamaan proyeksi dosis radiasi fungsi waktu. Persamaan yang digunakan untuk proyeksi ialah persamaan grafik fungsi pangkat. Plotting grafik ialah sebagai berikut

Gambar 2 Proyeksi I persamaan pangkat

Berikut adalah hasil pengukuran pancaran dosis radiasi:

Gambar 1. Grafik Hasil Pengukuran Pancaran Dosis Radiasi

Untuk mengetahui nilai dosis tanpa , maka dilakukan perhitungan balik dosis dengan untuk nilai μair= 0.277.

Sebagai contoh diambil RI-308 pada jarak 1.2 m, perhitungannya ialah

, )

Jadi untuk nilai dosis paparan 308 tanpa shielding air ialah 138,78 μSv/h.Kemudian hasil

0 diplotting ke

dalam grafik dan ditentukan persamaan yang digunakan sebagai persamaan proyeksi dosis radiasi fungsi waktu. Persamaan yang digunakan untuk proyeksi ialah persamaan grafik fungsi pangkat. Plotting grafik ialah sebagai berikut:

eksi I0 untuk

persamaan pangkat

Pemilihan nilai untuk plotting grafik ialah I0 pada jarak 1,2 m karena

yang paling mendekati I

riil, dari plotting tersebut didapatkan persamaan sebagai berikut:

144.55x-0.048.

Persamaan tersebut digunakan untuk proyeksi nilai dosis paparan radiasi fungsi waktu, sebagai contoh menentukan nilai dosis pada BBNB berumur 9 tahun ialah

= 144,55. , = 144,55. (9) ,

= 130,0812

Maka berdasarkan persamaan proyeksi tersebut, nilai dosis untuk BBNB berumur 10 tahun ialah 130.0812 μSv/h.Kemudian dari persamaan tersebut didapatkan lah data nilai dosis paparan radiasi berdasarkan umur BBNB sebagai berikut

Di dalam KH-IPSB3 terdapat 10 rak yang berisi 42 BBNB pada tiap raknya, diambil 3 buah Rak yang akan digunakan untuk perancangan. 3 rak tersebut dipilih berdasarkan komposisi BBNB. Dari ketiga Rak tersebut hanya akan diambil sejumlah 34 buah BBNB, karena

berbentuk lingkaran dirancang menampung 34 buah BBNB. Sebagai contoh untuk perhitungan BBN berusia 9 tahun dengan jumlah 2 ialah sebagai berikut:

= 144,55. ^(−0,048 = 144,55. (9) , = 260,1624

Tahun Unload Tahun Storage Input Umur 2011 2015 4 2010 2015 5 2009 2015 6 2008 2015 7 2007 2015 8 2006 2015 9 2005 2015 10 2004 2015 11 2003 2015 12 2002 2015 13 2001 2015 14 2000 2015 15 1996 2015 19 1995 2015 20 1994 2015 21 s1.undip.ac.id/index.php/tlingkungan 5, No 2 (2016)

Pemilihan nilai untuk plotting pada jarak 1,2 m karena yang paling mendekati I0 pada kondisi

riil, dari plotting tersebut didapatkan persamaan sebagai berikut: y = Persamaan tersebut digunakan untuk proyeksi nilai dosis paparan radiasi fungsi waktu, sebagai contoh menentukan nilai dosis pada BBNB berumur 9 tahun ialah

Maka berdasarkan persamaan proyeksi tersebut, nilai dosis untuk 10 tahun ialah Kemudian dari persamaan tersebut didapatkan lah data nilai dosis paparan radiasi berdasarkan umur BBNB sebagai

IPSB3 terdapat 10 rak yang berisi 42 BBNB pada tiap raknya, diambil 3 buah Rak yang unakan untuk perancangan. 3 rak tersebut dipilih berdasarkan komposisi BBNB. Dari ketiga Rak tersebut hanya akan diambil sejumlah 34 buah BBNB, karena canister yang berbentuk lingkaran dirancang menampung 34 buah BBNB. Sebagai contoh untuk perhitungan BBNB berusia 9 tahun dengan jumlah 2 ialah

048). . 2 / Paparan Radiasi (μSv/jam) Paparan Radiasi (mrem/jam) 135.2444 13.5244 133.8035 13.3804 132.6377 13.2638 131.6599 13.1660 130.8187 13.0819 130.0812 13.0081 129.4250 12.9425 128.8342 12.8834 128.2973 12.8297 127.8053 12.7805 127.3515 12.7351 126.9304 12.6930 125.4983 12.5498 125.1897 12.5190 124.8969 12.4897

(5)

Maka untuk BBNB berumur 9 tahun dengan jumlah 2 buah ialah 260,1624 μSv/h, jika dikonversikan dalam satuan mrem menjadi :

mrem/h. Standar keamanan untuk nilai dosis paparan radiasi ialah 200 mrem/h

Berikut adalah nilai total radiasi berdasarkan rak yang dipilih tersebut.

Tabel 1 Dosis Radiasi Rak 8

Umur Jumlah 6 12 7 8 8 10 11 1 12 2 21 1 Total Rack 8 Umur Jumlah 4 3 5 3 6 3 7 3 8 4 9 2 11 4 12 3 13 2 14 2 15 2 19 1 20 2 Total Rack 10 Umur 12 13 14 15 Total Rack 3

Maka untuk BBNB berumur 9 tahun dengan jumlah 2 buah ialah 260,1624 μSv/h, jika dikonversikan dalam satuan mrem menjadi : 26,016 mrem/h. Standar keamanan untuk nilai dosis paparan radiasi ialah 200 Berikut adalah nilai total radiasi berdasarkan rak yang dipilih tersebut.

Dosis Radiasi Rak 8

Dosis Radiasi Rak 10

Dosis Radiasi Rak 3

Dari tabel-tabel tersebut bisa dilihat bahwa komposisi rak yang memiliki nilai dosis paparan radiasi paling besar ialah Rak 8, kemudian rak 10, yang paling kecil ialah rak 3. Kemudian dapat ditentukan ketebalan shielding yang tepat agar radiasi yang terpancar

aman:

Sebagai contoh perhitungan, rak 8 dengan dosis radiasi sebesar 446,334 mrem/h, maka akan membutuhkan tebal concreteshielding sebesar: = . ( 200 = 446,344. ( , ( . ) ₌ 200 446,344 ( , ) _{= 0.2829} −0.0646 = ln 0.2829 = −1.2623 −0.0646= 19,54 Jadi untuk canister

komposisi BBNB dari Rak 8 membutuhkan shielding

cm.

Perhitungan Kebutuhan Tebal

Shielding Berdasarkan Transfer

Panas

Transfer Panas Konduksi Tabel 4 Temperatur BBNB

Dilakukan perhitungan error untuk menentukan

yang sesuai dengan temperatur yang telah kita hitung sebelumnya. Sebagai contoh untuk rak 3 tadi,

Sebagai contoh untuk rak 3 tadi, kita gunakan ketebalan 0

Jumlah Paparan Radiasi 12 159.16519 8 105.32789 10 130.81868 1 12.883422 2 25.659453 1 12.489687 34 446.34432 Rack 8 Jumlah Paparan Radiasi 3 40.5733 3 40.1411 3 39.7913 3 39.4980 4 52.3275 2 26.0162 4 51.5337 3 38.4892 2 25.5611 2 25.4703 2 25.3861 1 12.5498 2 25.0379 34 442.375 Rack 10 Jumlah Paparan Radiasi 10 128.297264 9 115.024757 14 178.292053 1 12.693042 34 434.307116 Rack 3

No. Rack Temperatur

3 46.8091

8 52.8280

10 51.4061

tabel tersebut bisa dilihat bahwa komposisi rak yang memiliki nilai dosis paparan radiasi paling besar ialah Rak 8, kemudian ing kecil ialah rak 3. dapat ditentukan ketebalan shielding yang tepat agar radiasi yang terpancar dari dry cask Sebagai contoh perhitungan, rak 8 dengan dosis radiasi sebesar 446,334 mrem/h, maka akan

concreteshielding ) , . ) 344. ( . ) 2829 54

canister yang berisi komposisi BBNB dari Rak 8 shielding sebesar 19,54 Perhitungan Kebutuhan Tebal Berdasarkan Transfer

Konduksi Tabel 4 Temperatur BBNB

Dilakukan perhitungan trial and untuk menentukan shielding yang sesuai dengan temperatur yang telah kita hitung sebelumnya. Sebagai contoh untuk rak 3 tadi,

Sebagai contoh untuk rak 3 tadi, kita gunakan ketebalan 0,1915 m.

Temperatur 46.8091 52.8280 51.4061

(6)

Maka nilai panas yang dihasilkan ialah: = + + = 0,0215 216.1,623+ 0 216 + 0,033 377.3 = 0.03793 = − ∑ =46,8016 − 40 0.0379 = 179,5022

Jadi, untuk ketebalan 0,191

pada rak 3 tidak memenuhi, karena panas yang dihasilkan ialah sebesar 179.6360 watt. Jadi untuk berikutnya maka

dikurangi ketebalannya sebesar 0,0002 untuk trial berikutnya. yang memenuhi yaitu 0,1912 m pada rak 3 ka

yang dihasilkan ialah sebesar 179.6360 watt. Sesuai dengan nilai panas yang dihasilkan oleh kombinasi rak 3. Berdasarkan

ketebalan shielding

transfer panas konduksi tidak jauh berbeda atau bisa dikatakan sama. Sehingga tebal shielding

ialah 0.1954 m, rak 10 0.1940 m, sedangkan untuk untuk rak 3 ialah 0.1912 m.

Transfer Panas Konveksi Radiasi

Setelah panas BBNB melewati tahanan transfer panas konduksi, maka panas tersebut akan melalui transfer secara konveksi. Konveksi terjadi pada lapisan tipis udara yang beraliran turbulen, sehingga untuk mncari nilai h berlaku persamaan h=2.(∆T)^1/4, dengan suhu awal 40°C (313° K) dan suhu yang

Maka nilai panas yang dihasilkan

+ 0,033 216.1,842+ 0.1915 1,5.3,389 033 3,689 5022

Jadi, untuk ketebalan 0,1915 m pada rak 3 tidak memenuhi, karena panas yang dihasilkan ialah sebesar watt. Jadi untuk trial berikutnya maka shielding akan dikurangi ketebalannya sebesar 0,0002 untuk trial berikutnya. Dan yang memenuhi yaitu ketebalan 0,1912 m pada rak 3 karena panas yang dihasilkan ialah sebesar watt. Sesuai dengan nilai panas yang dihasilkan oleh kombinasi Berdasarkan trial and error, shielding beton untuk transfer panas konduksi tidak jauh berbeda atau bisa dikatakan sama. shielding untuk rak 8 ialah 0.1954 m, rak 10 0.1940 m, sedangkan untuk untuk rak 3 ialah Transfer Panas Konveksi dan Setelah panas BBNB melewati tahanan transfer panas konduksi, maka panas tersebut akan melalui ara konveksi. Konveksi terjadi pada lapisan tipis udara yang beraliran turbulen, sehingga untuk berlaku persamaan , dengan suhu awal 40°C (313° K) dan suhu yang

diharapkan sekitar 30°C (303°K). Maka:

ℎ = 2. ( − ) ℎ = 2. (313° − 303°) ℎ = 3,557

Setelah mendapatkan nilai kemudian menggunakan persamaan 2.28 untuk menentukan suhu akhir yang mengalir di atmosfer. Sebagai contoh perhitungan digunakan nilai panas dari rak 8:

= ℎ ( − ) + − (ℎ + ) = ℎ (− + ( 334,9767 − (3,557.3 + 3,727 − 8. 313 = 3,557 − 3,727 − 8. 334,9767 − 5731.45 = −13 − 7 −5396,47 = −13.26 − 7) = 302,88 ≈ 30℃

Perhitungan Massa Kosong dan Massa Isi Dry Cask Storage

Dalam perhitungan massa, dihitung volume BBNB,

volume tiap lapisan dari liner hingga outer steel liner

lapisan utuh diperoleh dengan perhitungan selisih volume antar diameter dalam dan diameter luar yang dihasilkan oleh ketebalan lapisan, kemudian dengan menggunakan =

massa dari tiap lapisannya,

serta BBNB. Beriku adalah diameter yang diperoleh:

diharapkan sekitar 30°C (303°K).

)

Setelah mendapatkan nilai h, kemudian menggunakan persamaan 2.28 untuk menentukan suhu akhir yang mengalir di atmosfer. Sebagai contoh perhitungan digunakan nilai

( − ) ) (− ) (− ) 3,727.31 727.0,78.5,67 313 ) 557.3,727. − 727.0,78.5,67 45 13.26 − 1.64 26 − (1.64 ℃

Perhitungan Massa Kosong dan

Storage

Dalam perhitungan massa, dihitung volume BBNB, canister dan volume tiap lapisan dari inner steel outer steel liner. Volume lapisan utuh diperoleh dengan perhitungan selisih volume antar diameter dalam dan diameter luar oleh ketebalan lapisan, kemudian dengan = ditentukan massa dari tiap lapisannya, canister, serta BBNB. Beriku adalah diameter

(7)

Tabel 5 Diameter

Selain diameter, ketebalan lapisan juga mempengaruhi tinggi dari Berikut adalah tinggi per lapisan tersebut:

Tabel 6 Tinggi

Berikut adalah

perhitungan volume dari pelapis yang dibutuhkan: = + (2. ) = 0,94 + (2.0,033 = + (2. ) = 1,1 + (2.0,033 = 1 4 . . = 1 4 . 1,006 . 1,166 = 0,9623 = − = 0,9623 = 0,1633

Perhitungan massa ialah sebagai berikut,contoh volume concrete shielding ialah: = → = = = 2400 = → D₁ X₂ D₂ Rack 8 0.94 0.033 1.006 0.1956 Rack 10 0.94 0.033 1.006 0.1940 Rack 3 0.94 0.033 1.006 0.1912 H₁ H₂ Rack 8 1.1 1.166 Rack 10 1.1 1.166 Rack 3 1.1 1.166

Diameter Dry Cask

Selain diameter, ketebalan lapisan juga mempengaruhi tinggi dari cask. Berikut adalah tinggi per lapisan

Tabel 6 Tinggi Dry Cask

Berikut adalah salah satu hasil perhitungan volume dari pelapis cask

) 033) = 1,006 ) 033) = 1,166 166 9623 9623 − 0,7630 1633

Perhitungan massa ialah sebagai olume concrete

2400.2,2230 = 5335,2 → 5,33

Perhitungan massa udara dibutuhkan untuk mengetahui apakah udara yang tersedia di lingkungan tempat akan dibangunnya

dapat digunakan sebagai udara pendingin. Berikut adalah perhitungan udara pendingin yang dibutuhkan dengan Cp dari udara sebesar = 1,008 kJ/kg.K dengan nilai Q diambil pada rak 3 sebesar 179,6360 watt dalam waktu 120 detik (21,56 kJ): = . . ( − ) = . ( − ) = 21,56 1,008. (313 − 306 = 0,00352

Massa udara tersebut adalah massa udara yang dibutuhkan untuk pendinginan dry cask

massa udara tersebut dikomparasi dengan massa udara yang terdapat di kawasan nuklir Serpong. Dimana diketahui ρ udara sebesar 1,225 kg/m dan kecepatan udara rata

tahun 2013 sebesar 2,862 m/s. Maka massa udara yang tersedia di kawasan nuklir Serpong adalah sebesar:

= . .

= 1,225. 2,826.3,727 = 12,902

Massa udara yang tersedia ialah sebesar 12,902 kg untuk pendinginan dry cask dengan kombinasi rak 8. Jika dikomparasi dengan kebutuhan massa udara pendingin sebesar 0,00394 kg maka massa udara yang tersedia sangat mencukupi X₃ D₃ X₄ D₄ 0.1956 1.3972 0.033 1.4632 0.1940 1.3940 0.033 1.4600 0.1912 1.3884 0.033 1.4544 ₂ H₃ H₄ 1.166 1.5572 1.6232 1.166 1.5540 1.6200 1.166 1.5484 1.6144 s1.undip.ac.id/index.php/tlingkungan 5, No 2 (2016)

Perhitungan massa udara dibutuhkan untuk mengetahui apakah udara yang tersedia di lingkungan tempat akan dibangunnya dry cask dapat digunakan sebagai udara pendingin. Berikut adalah perhitungan udara pendingin yang dibutuhkan dengan Cp dari udara 1,008 kJ/kg.K dengan nilai Q diambil pada rak 3 sebesar 179,6360 watt dalam waktu 120 detik

306,93)

Massa udara tersebut adalah massa udara yang dibutuhkan untuk dry cask, kemudian massa udara tersebut dikomparasi dengan massa udara yang terdapat di kawasan nuklir Serpong. Dimana diketahui ρ udara sebesar 1,225 kg/m3 dan kecepatan udara rata-rata pada tahun 2013 sebesar 2,862 m/s. Maka tersedia di kawasan nuklir Serpong adalah sebesar:

727

Massa udara yang tersedia ialah sebesar 12,902 kg untuk pendinginan dengan kombinasi rak 8. Jika dikomparasi dengan kebutuhan massa sebesar 0,00394 kg maka massa udara yang tersedia

(8)

DAFTAR PUSTAKA

BATAN. 2009. Keputusan Badan Tenaga Nuklir Nasional Nomor:135/KA/VIII/2009

tentang Rencana

Pengelolaan Lingkungan dan Rencana Pemantauan Lingkungan

Serpong. BATAN

Coulson, J.M dan Richardson, J.F. Chemical Engineering Vol.1

Fourth Edition

1990.Oxford: Pergamon Press

Kern, Donald Q.

Transfer. 1965. Singapore: McGraw – Hill Book Co. Republik Indonesia. 2002.

Pemerintah Republik Indonesia Indonesia tentang Pengelolaan Limbah Radioaktif. Jakarta: Sekertariat Negara

Salimin, Zainus dan Gunandjar. 2010. Pengelolaan Bahan

Nuklir Bekas

sebagai Bentuk Akhir Limbah Radioaktif Tangerang: BATAN

Salimin, Zainus dan Rahayu, Dyah Sulistyani. 2010. Pengelolaan Bahan Bakar Nuklir Bekas sebagai

Penentu Program

Pembangunan PLTN

Jakarta: BATAN

Rahayu, Dyah Sulityani dan Budianti, Arie. 2011.

Bahan Bakar Nuklir Bekas dari Kolam Reaktor ke Cask Transnuclear Material Testing Reactor

BATAN

Salimin, Zainus dan Rahayu, Dyah Sulistyani. 2010.

DAFTAR PUSTAKA

Keputusan Badan Tenaga Nuklir Nasional Nomor:135/KA/VIII/2009

tentang Rencana

gelolaan Lingkungan dan Rencana Pemantauan Lingkungan Kawasan Nuklir . Tangerang: Coulson, J.M dan Richardson, J.F. Chemical Engineering Vol.1

Fourth Edition.

1990.Oxford: Pergamon Kern, Donald Q. Process Heat . 1965. Singapore:

Hill Book Co. Republik Indonesia. 2002. Peraturan

Pemerintah Republik Indonesia Indonesia tentang Pengelolaan Limbah . Jakarta: Sekertariat Negara

Salimin, Zainus dan Gunandjar. 2010. Pengelolaan Bahan bakar Nuklir Bekas Radioaktif sebagai Bentuk Akhir Limbah Radioaktif. Tangerang: BATAN

Salimin, Zainus dan Rahayu, Dyah Sulistyani. 2010. Pengelolaan Bahan Bakar Nuklir Bekas sebagai

Penentu Program

Pembangunan PLTN. Jakarta: BATAN

Rahayu, Dyah Sulityani dan Budianti, Arie. 2011. Pemindahan Bahan Bakar Nuklir Bekas dari Kolam Reaktor ke Cask Transnuclear Material Testing Reactor. Jakarta: Salimin, Zainus dan Rahayu, Dyah Sulistyani. 2010. Unjuk

Kerja Penyimpanan Bahan Bakar Nuklir Bekas PLTN dalam Kaitan Dengan Teknologi Penyimpanannya Tangerang: BATAN

Rahayu, Dyah Sulistyani. 2012. Pengembangan Teknologi Pengelolaan Bahan Bakar Nuklir Bekas dan Material Teriradiasi di KHIPSB3 Tangerang : BATAN

Creer, James M., et al. 1990. Selected Concrete Spent Fuel Storage Cask Concept and the DOE/PSN Cooporative Cask Testing Program Journal of The Institute of Nuclear Materials Management

Kerja Penyimpanan Bahan Bakar Nuklir Bekas PLTN dalam Kaitan Dengan Teknologi Penyimpanannya. Tangerang: BATAN

Rahayu, Dyah Sulistyani. 2012. ngembangan Teknologi Pengelolaan Bahan Bakar Nuklir Bekas dan Material Teriradiasi di KHIPSB3. Tangerang : BATAN

Creer, James M., et al. 1990. 10 Selected Concrete Spent Fuel Storage Cask Concept and the DOE/PSN Cooporative Cask Testing Program. f The Institute of Nuclear Materials Management