Hasil Penelitian clan Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979
PENGKAJIAN KONSEP TEKNOLOGI DAN TAPAK BOREHOLE DISPOSAL UNTUK PENYIMPANAN SUMBER RADIASI BEKAS
Sucipta
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, BATAN
ABSTRAK
PENGKAJIAN KONSEP TEKNOLOGI DAN TAPAK BOREHOLE DISPOSAL UNTUK
PENYIMPANAN SUMBER RADIASI BEKAS. Spent radiation sources yang telah tersimpan di
Interim Storage 1 dan 2 (IS-1dan IS-2) , serta Penyimpanan Sementara Limbah Aktivitas Tinggi
(PSLAT) berupa Co-60 atau Cs-137 (sebagai irradiator), Pu-238 (sebagai power sources), Am-241 (sebagai sumber netron) dan Ra-226 (sebagai sumber dalam bidang medis). Ra-226 dan sebagian Cs-137 serta Ir-192 diprioritaskan untuk disimpan dalam borehole disposal karena telah dikondisioning sesuai dengan konsep pewadahan untuk borehole disposal. Kesulitan dalam penyimpanan sementara maupun lestari SRS adalah karena umur paro panjang, tingkat radiasi gamma-photon tinggi, sistem penyimpanan belum mapan, mahalnya fasilitas disposal, sulitnya opsi untuk dikembalikan ke negara pembuat dan aktivitas melampaui batas untuk shallow land
disposal. Untuk itu perlu dikembangkan sistem penyimpanan lestari terhadap SRS dengan fasilitas
nasional skala kecil yang tidak mahal, memenuhi standard keselamatan terhadap pekerja, masyarakat dan lingkungan, serta mencegah kemungkinan intrusi oleh pihak yang tidak dikehendaki. Salah satu jawaban untuk masalah ini adalah dengan konsep penyimpanan lestari dalam lubang bor atau borehole disposal. Dengan konsep borehole disposal tersebut diperkirakan masalah penyimpanan SRS dapat ditangani dengan baik, yang dilandasi dengan karakterisasi tapak, teknik pemboran, desain paket kapsul SRS, fasilitas repository dan pengkajian keselamatan yang memadai. Telah dilakukan pengkajian konsep penyimpanan lestari untuk limbah SRS dengan teknologi borehole disposal. Pemilihan dilakukan secara deskriptif yang meliputi, konsep teknologi dan tapak. Diperoleh konsep borehole disposal yang direkomendasikan oleh Badan Tenaga Atom Internasional (IAEA) yang bisa diterapkan dan disesuaikan dengan kondisi limbah dan tapak yang ada yaitu konsep Borehole Disposal of Sealed Sources (BOSS) dengan tipe jenuh, permeabilitas sangat rendah, lingkungan sorpsi tinggi (Iempung).
ABSTRACT
STUDY OF TECHNOLOGICAL CONCEPT AND SITE FOR BOREHOLE DISPOSAL FOR SPENT RADIA TlON SOURCES IN INDONESIA. Spent radiation sources that have been stored in
the Interim Storage 1 and 2 (IS-1 and IS-2), and High Activity Waste Storage (PSLAT) consist of Co-60 or Cs-137 (as irradiator), Pu-238 (as power sources), Am-241 (as neutron source) and Ra-226 (as sources in the medical field). Ra-Ra-226 and a part of Cs-137 and Ir-192 are the most suitable to be dispose in borehole disposal because they had been condistioned as borehole disposal purpose. The difficulties faced on storage and disposal are reasoned by long half-life, high gamma-photon radiation, not established disposal system, expensiveness of disposal facility, difficulties on option to re-export of the SRS and the activity exceed for near surface disposal. For that reason, disposal system for SRS must be developed with the small scale national facility having some advances as well as costly cheaper, fulfill the safety standard, and could avoid the possibility of human intrusion. One of the answer of this problem is borehole disposal concept. By using this concept was predicted that the problems of SRS disposal can be handled well, based on site characterization, borehole technology, SRS capsule packaged design, repository facility, and safety assessment. The study of borehole disposal technology for SRS has been done. The study was done descriptively, involve technological concept and site. One concept of borehole have been obtained that have been recommended by International Atomic Energy Agency (IAEA,) applicable and suitable with the waste and site condition. The concept is Borehole Disposal of Sealed Sources (BOSS) with saturated, very low permeability, high sorption (e.g. clay) environments.
Hasil Penelitian dan Kegiaran PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979
PENDAHULUAN
Penyimpanan sementara maupun lestari terhadap sumber radioaktif bekas (spent radiation sources = SRS) masih menghadapi banyak kesulitan karena beberapa alasan, antara lain karena berumur paro panjang, tingkat radiasi gamma-photon tinggi, sistem penyimpanan belum mapan, mahalnya fasilitas disposal, sulitnya opsi untuk dikembalikan ke negara pembuat, aktivitas melampaui batas untuk shallow land disposal [1,2,3]. Untuk itu perlu dikembangkan sistem penyimpanan lestari terhadap SRS dengan fasilitas nasional skala kecil yang tidak mahal, memenuhi standard keselamatan terhadap pekerja, masyarakat dan lingkungan, serta mencegah kemungkinan intrusi oleh pihak yang tidak dikehendaki. Jawaban untuk masalah ini adalah dengan konsep penyimpanan lestari dalam lubang bor atau borehole disposal [1,2,3]. Dengan konsep borehole disposal tersebut diharapkan masalah penyimpanan SRS dapat ditangani dengan baik, yang dilandasi dengan karakterisasi tapak, teknik pemboran, desain paket kapsul SRS, fasilitas repository dan pengkajian keselamatan yang memadai. Dan akhirnya setelah ditemukan konsep yang optimal akan bisa diterapkan di masa mendatang, untuk mendukung program nuklir nasional yang dapat diterima masyarakat.
IAEA bersama-sama dengan negara Afrika Selatan telah mengembangkan metode borehole disposal yaitu konsep BOSS untuk penyelesaian masalah SRS di negara-negara Afrika [1]. Konsep BOSS memiliki keunggulan yaitu desain dan dimensi yang lebih memadai dan lengkap dengan deskripsi seperti tertera padsa Tabel 1. Untuk penerapannya di Indonesia hanya memerlukan sedikit penyesuaian atau modifikasi sesuai dengan kondisi tapak terpilih dan limbah SRS yang ada.
IAEA telah melakukan pengkajian unjuk kerja konsep BOSS dengan 3 macam model lingkungan geologi tapak yang didesain berbeda-beda, yaitu : 1) Lingkungan tak jenuh dan non-sulfat; 2) Lingkungan jenuh, non-sulfat, non-Iempung, permeabilitas sedang-tinggi; dan 3) Lingkungan jenuh, permeabilitas sangat rendah dan sifat sorpsi tinggi. Idealnya tapak terpilih memiliki semua kelebihan atau paling tidak memenuhi kriteria yang telah ditetapkan, yaitu lingkungan tak jenuh, permeabilitas sangat rendah dan sifat sorpsi tinggi. Namun demikian relatif mustahil untuk mendapatkan tapak yang ideal, untuk itu maka perlu kompensasi teknologi untuk menutup kekurang-sempurnaan tapak.
Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2006
Tabel1. Deskripsi umum desain fasilitas borehole disposal [2]
ISSN 0852 - 2979
No. Komponen Spesifikasi
1.
Kedalaman Minimal 30 m
2.
Diameter dalam lubang bor260 mm 3.
TipemkonfigurasiKontainer limbah berjarakpaket antarasId0,11 limbah
dengan penyekat backfill 4.
Tipe limbah KapsulSRS umur pare pendek-panjang 5.
Kontainer disposal Welded stainless steel berdiameter luar 114,3 mm, panjang 250 mm.
6.
Borehole casing Pipa baja karbon atau stainless, dari dasar lubang hingga 1 m di atas zona limbah
7.
Bottom plug Dasar lubang setinggi 0,5 m diisi dengan backfill
DASAR TEORI
A. Konsep Borehole Disposal
Konsep borehole disposal adalah penempatan limbah radioaktif padat di dalam engineered facility khusus berupa lubang bor berdiameter relatif sempit dan pengoperasiannya langsung dari atas permukaan bumi. Kedalaman borehole disposal bervariasi dari beberapa meter hingga ratusan meter, dengan diameter lubang bor antara beberapa puluh centimeter hingga lebih dari satu meter [4]. Lubang bor bisa diberi pelapis (casing), limbah sumber bekas seyogyanya dikungkung dalam kemasan wadah yang aman, dan penempatannya dalam lubang bor diisolasi dengan bahan isian (backfill materials). Fasilitas disposal bisa terdiri dari lubang bor tunggal atau ganda yang lokasinya tidak harus berada di dalam kawasan nuklir tertentu.
Fasilitas borehole disposal memiliki sejumlah karakteristik menarik yang secara potensial bisa memberikan beberapa keunggulan dari segi keselamatan maupun ekonomi, yaitu :
1) Memberikan perlindungan jangka panjang terhadap manusia dan lingkungan dari sejumlah kecillimbah radioaktif yang memiliki aktivitas spesifik yang tinggi dalam kemasan berintegritas tinggi;
2) Memberikan kemudahan akses langsung dart penghematan biaya dalam penempatannya pada horizon geologi yang sesuai;
3) Hanya memerlukan lahan dan infrastruktur yang terbatas;
4) Hanya memerlukan waktu singkat untuk konstruksi, operasi dan penutupan; 5) Bisa dikembangkan segera setelah diperlukan yaitu bila jumlah limbah telah
memenuhi;
Hasil Penelitian don Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979
6) Memiliki probabilitas keeil dari intrusi manusia dan bahaya kerusakan akibat intrusi manusia karena paket fasilitas yang keeil dan kedalaman penempatan limbah yang aman; dan
7) Hanya membutuhkan kontrol yang minimal pada tahap paska penutupan. Dari sisi keselamatan, borehole disposal tidak berbeda konsep dengan near surface disposal dan geological disposal. Untuk menjamin keselamatan disposal
diperlukan kombinasi natural ba"ier dan engineered barrier, disertai dengan kontrol institusional sampai dengan waktu radionuklida meluruh hingga tingkatan radiasinya tidak signifikan lagi bagi keselamatan manusia dan lingkungan.
Borehole disposal tidak hanya berarti untuk meningkatkan keselamatan SRS,
tetapi juga meningkatkan keamanannya dari aneaman teroris atau penjahat untuk mengaksesnya dan menggunakannya bagi kepentingan terorisme atau kejahatan lainnya.
B. Aspek Teknis
Manajemen atau pilihan disposal jangka panjang yang tepat dan dapat diterima tergantung terutama dari waktu yang dibutuhkan radionuklida untuk meluruh hingga tingkat yang aman. Hal tersebut kembali tergantung pada aktivitas awal dan umur paronya.
Kategori radionuklida dengan umur paro lebih dari 30 tahun dalam banyak kasus tidak bisa diterima dalam near surface disposal. Spent Radiation Sources tersebut harus disimpan dalam fasilitas repositori yang mampu memproteksi dan mengisolasi dari lingkungan hidup selama ribuan tahun seperti deep-geological disposal bila tersedia. Sebagai alternatif SRS tersebut dapat disimpan dalam borehole disposal dengan kedalaman yang eukup pada lingkungan geologi yang sesuai.
Program untuk seleksi dan karakterisasi tapak, kegiatan desain, konstruksi, operasi, penutupan dan pasea penutupan perlu dikembangkan dan diimplementasikan. Program ini meliputi kegiatan pengkajian keselamatan untuk mengkaji unjuk kerja jangka panjang dari sistem borehole disposal.
Faktor-faktor kunei yang harus dipertimbangkan dalam kinerja keselamatan jangka panjang sistem disposal adalah inventori limbah, tingkat pengungkungan dan isolasi yang diperlukan, kedalaman penempatan limbah, karakteristik natural dan engineered barrier,
potensi intrusi manusia, dan jangka waktu kontrolinsitusional.
c.
Aspek KeselamatanPersyaratan fundamental untuk semua tipe disposal adalah harus memenuhi prinsip-prinsip IAEA dalam pengelolaan limbah radioaktif [1,2], yaitu 1) Proteksi terhadap kesehatan manusia; 2) Proteksi terhadap lingkungan; 3) Proteksi terhadap pengaruh
Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979
keluar batas negara; 4) Proteksi terhadap generasi yang akan datang; 5) Tidak menimbulkan beban bagi generasi mendatang; 6) Dalam kerangka legal aspek nasional; 7) Kontrol terhadap pertumbuhan limbah radioaktif; 8) Saling ketergantungan antara pertumbuhan limbah radioaktif dan pengelolannya; dan 9) Keselamatan fasilitas.
Persyaratan keselamatan umum yang dapat diterapkan untuk borehole disposal adalah sebagai berikut [1.2]:
Memenuhi persyaratan proteksi radiologi untuk disposal, seperti yang tercantum dalam IAEA Safety Standard;
Mengemban fungsi keselamatan ganda yang meliputi natural dan engineered barrier, serta kontrol institusional;
Menggunakan rekayasa yang baik untuk semua fase desain dan pengembangan;
Minimalisasi potensi kerusakan akibat pengaruh alamiah maupun manusia, dengan pemilihan tapak dan desain yang tepat;
Mengemban kontrol yang memadai terhadap aktivitas desain, konstruksi, operasi, penutupan fasilitas borehole, dan secara khusus memenuhi kriteria penerimaan limbah;
Pemeliharaan terhadap informasi dan inventori limbah, sehingga tetap bisa digunakan oleh generasi mendatang dalam pengambilan keputusan tentang keselamatan fasilitas.
Fasilitas borehole perlu dirancang dan diimplementasikan sehingga keselamatan manusia dan lingkungan terlindungi dari bahaya radiologi baik untuk masa kini maupun masa yang akan datang. International Commission on Radiological Protection (ICRP) telah mengembangkan sistem proteksi radiologi dari paparan radiasi untuk semua sumber seperti telah diadopsi oleh IAEA Basic Safety Standard [5]. ICRP telah menguraikan penerapan sistem tersebut untuk disposa/limbah radioaktif dalam Publikasi ICRP No. 77 [6] dan 81 [7]. Proteksi radiasi yang diterapkan dalam hal ini mencakup keselamatan selama tahap operasi, dengan batasan dosis efektif untuk pekerja s 20 mSv/th rata-rata dalam 5 tahun, dan S50 mSv/th pada setiap tahun. Untuk dosis terhadap masyarakat di luar dosis latar tidak boleh lebih dari 1 mSv/th dan dosis constraint tidak lebih dari 0,3 mSv/th. Proteksi radiasi yang diterapkan untuk keselamatan jangka panjang, dosis efektif terhadap masyarakat sebesar 1 mSv/th, dan dosis constraint tidak lebih dari 0,3 mSv/th.
Pendekatan keselamatan meliputi pengembangan fasilitas disposal bertahap, keselamatan pasif, pemahaman yang memadai dan keyakinan dalam keselamatan, serta optimasi proteksi. Fungsi keselamatan meliputi pengungkungan. isolasi dan fungsi keselamatan ganda.
Hasil Penelitian don Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979
D. Pen gem bang an Fasilitas Borehole Disposal
IAEA memberikan petunjuk praktis tentang aktivitas dan pengambilan keputusan
yang harus dilakukan dalam pengembangan fasilitas SRS borehole disposal. Daftar
aktivitas berikut dibuat dengan asumsi bahwa kerangka regulasi telah mapan dan kriteria penerimaan limbah telah ditetapkan [2], yaitu :
1) Pengumpulan, karakterisasi dan prioritisasi SRS dan limbah lain;
2) Identifikasi tapak disposal yang tepat; 3) Karakterisasi lingkungan tapak disposal; 4) Desain fasilitas disposal;
5) Evaluasi keselamatan dan pengkajian dampak lingkungan; 6) Kondisioning dan pengemasan limbah untuk disposal; 7) Operasi dan penutupan fasilitas disposal;
8) Pasca penutupan. TAT A KERJA
Pengkajian tentang borehole disposal ini dilaksanakan dengan metode deskriptif dengan ruang lingkup meliputi studi pustaka, penyusunan kriteria tapak dan disain
disposal, aspek teknologi, keselamatan lingkungan, serta analisis hasil studi dan penyusunan laporan.
Rancangan dan langkah-Iangkah yang dilakukan melalui tahapan-tahapan
sebagai berikut: 1) Kriteria tapak dan disain disposal ditentukan dan disusun berdasarkan ketentuan IAEA dan pendapat para pakar; 2) Data dan informasi tentang aspek SRS, tapak, teknologi, keselamatan borehole disposal ditelusuri dan dikumpulkan dari berbagai pustaka; 3) Data dan informasi tersebut pada nomor 2 dievaluasi dan digunakan sebagai dasar pengkajian.
Sebagai panduan dalam pemilihan tapak, maka telah disusun kriteria tapak untuk
borehole disposal [1], yaitu : 1) Lingkungan batuan tak jenuh secara permanen atau minimal lingkungan jenuh dengan permeabilitas rendah; 2) Gradien hidrolik rendah; 3) Sedikit atau tanpa ditemukan sumberdaya air dan mineral; 4) Laju erosi rendah dan tidak ada (sedikit) potensi banjir, hujan lebat dan ketidak-stabilan lahan; 5) Stabil secara tektonik dan jauh dari zona patahan aktif; 6) Struktur geologi dan sistem hidrogeologi sederhana; dan 7) Perlu diperhatikan pula tentang aksesibilitas, kepemilikan lahan, infrastruktur, aspek sosial dan faktor perencanaan.
Aspek-aspek dasar yang dipertimbangkan dalam desain fas\ilitas borehole adalah [1,2,3]: 1) Dimensi borehole harus mencukupi untuk disposal SRS dalam kemasan yang sesuai; 2) Desain borehole haiUS memperhatikan persyaratan operasional, seperti untuk
Hasil Penelitian don Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979
meminimalkan kebutuhan pemeliharaan aktif setelah penutupan tapak dan menyesuaikan dengan karakteristik alamiah dari tapak untuk mengurangi dampak lingkungan; dan 4) Intrusi oleh manusia harus dipersulit.
HASIL DAN PEMBAHASAN
A. Sumber Radioaktif Bekas (Spent Radiation Sources =SRS)
Sumber radioaktif tak terpakai (spent radiation source = SRS) yang masih tersimpan di Interim Storage 1 dan 2 (IS-1dan IS-2) maupun Penyimpanan Sementara Limbah Aktivitas Tinggi (PSLAT) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) cukup banyak jumlah dan macamnya, seperti Ra-226 (sebagai sumber dalam bidang medis) sebanyak 1019 jarum (batang), Cs-137 (sebagai irradiator) sebanyak 142 buah, Co-60 (sebagai irradiator) sebanyak 67 buah, Sr-90 (sebagai thickness gauge) sebanyak 51 buah, Am-Be (sebagai sumber netron) sebanyak 34 buah, Kr-85 (sebagai thickness gauge) sebanyak 12 buah, Pm-147 (sebagai sources as standards in instruments)
§
buah, Ir-192 (sebagai Industrial radiotherapy) sebanyak 1:buah, Cf-252 (untuk kalibrasi) sebanyak ~ buah, serta sumber X-ray dan U masing-masing1
buah [8].Dari data SRS yang ada di PTLR seperti terse but di atas, Ra-226 merupakan SRS yang paling mendesak dan siap untuk disimpan dalam borehole disposal sesuai dengan konsep BOSS, karena SRS tersebut telah dikondisioning dalam wadah kapsul stainless steel seperti terlihat pada Gambar 1.
a = kapsul besar b = kapsul keeil Gambar 1. Kapsul wadah SRS Ra-226
Seperti diketahui bahwa Ra-226 yang sering diaplikasikan sebagai manual brachytherapy mempunyai umur paro 1.600 tahun dengan aktivitas maksimum 3.700 MBq. Data jumlah Ra-226 seperti tereantum dalam Tabel 2. Dari Tabel 2 tersebutkan
Hasil Penelitian dan Kegialan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979
bahwa Ra-226 sebagian sudah terlanjur diimmobilisasi dengan eara sementasi yang dikemas dalam 7 drum 200 I, sehingga tidak mungkin disimpan seeara lestari dengan fasilitas borehole. Sejumlah lebih kurang 895 buah jarum/batang Ra-226 dikungkung dalam wadah 32 kapsul besar (diameter 5 em panjang 13 em) dan 34 kapsul keeil (diameter 2 em, panjang 11 em)yang terbuat dari stainless steel (SS) 304. Sebagai tambahan ada Cs-137 dan Ir-192 yang jumlahnya masing-masing 57 buah, dikungkung juga dalam wadah 8 kapsul keeil, yang bisa pula disimpan dalam borehole disposal.
B. Konsep Pewadahan
Spent radiation sources yang berupa Ra-226, Cs-137 dan Ir-192 yang telah dikungkung dalam kapsul besar sebanyak 32 kapsul dan dalam kapsul keeil sebanyak 42 kapsul. Masing-masing kapsul tersebut kemudian diwadahi dalam kontainer SS 304 dengan diameter 150 mm dan panjang 200 mm yang pada bagian atas atau ujungnya diberi pengait yang berfungsi dalam handling paket SRS tersebut. Ruang sisa antara kapsul dengan kontainer tersebut diisi dengan beton semen sebagai salah satu bagian dari engineered barrier. Gambaran skematis dari sistem pengungkungan atau pewadahan tersebut dapat dilihat pada Gambar 2.
226Raneedle i/
/
/
I
l/ IAir space (gap) between needles and capsule Stainless Steel Capsule /' Stainless Steel / Lid q~'mentatitious / Waste Form l Type 304 Stainless Steel Capsule with 226Ra Type 304 Stainless Steel Container
Hook for lifting and handling
Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 -2979
Pewadahan dalam kontainer terhadap 32 kapsul besar dan 42 kapsul keeil, maka akan diperoleh jumlah kontainer sebanyak 74 buah yang diameter dan tingginya seragam yaitu diameter 150 mm dan tinggi 200 mm, sehingga semuanya bisa dimasukkan dalam satu lubang bor yang berdiameter 165 mm dengan dilengkapi casing. Untuk menjaga kekuatan penempatan dan untuk tujuan keselamatan maka antara suatu kontainer dengan kontainer di bawah dan atau atasnya perlu diberi jarak 10 em yang diisi dengan beton semen. Total ketebalan tumpukan kontainer beserta sekat beton semen terse but menjadi 2.220 mm atau 22,20 m, sehingga bila lubang bornya sedalam 100 m maka kedalaman kontainer paling atas adalah 77,80 m.
D. Fasilitas Lubang Bor untuk Disposal SRS
Konsep disposal BOSS terdiri dari lubang standard (diameter 165 mm) dengan kedalaman 100 m (Gambar 3). Tergantung pada kondisi tapak, kedalaman bisa lebih atau kurang dari 100 m. Diameter casing 150 mm dipasang untuk membatasi volume disposal.
Sumbat dasar lubang dipasang untuk menjamin disposal tetap dalam keadaan kering selama masa operasi. Kawasan tapak perlu dilengkapi dengan pagar untuk meneegah akses ke dalam lingkungan disposal, dan perlu disediakan pula kantor sementara.
Mobile conditioning/transport/disposal vehicle
Fenced in Disposal Sit, and Building
(If required)
Stratigraphic Units
Gambar 3. Konsep borehole disposal [3]
Desain aeuan telah diusulkan yang meliputi kontainer stainless steel, limbah tersemen dan sumber terwadahi dalam kapsul. Paket limbah ditempatkan dalam beton basah di lubang bor. Campuran beton spesial kemudian dituangkan di atas dan sekeliling kontainer. Paket SRS selanjutnya ditempatkan ke dalam lubang dan dilakukan proses
Hasil Penelitian don Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979
berulang seperti semula. Penempatan SRS diteruskan sampai dengan batas kriteria penerimaan limbah atau batas kedalaman tercapai (penuh).
Sisa ruangan lubang bor disegel/diisi dengan beton. Penyediaan sarana untuk pengambilan kembali belum dipertimbangkan dalam konsep BOSS. Tapak bisa ditandai ataupun tidak, tetapi "jejak" atau footprint kecil tapak borehole harus diperhatikan. Perlu dibuat juga tutup yang tahan terhadap intrusi pada kedalaman dangkal dan kemudian disamarkan sehingga keberadaan lubang bor tidak menyolok.
E. Pemilihan Tapak
Pemilihan tapak harus didasarkan pada kriteria pemilihan tapak yang telah diuraikan di depan yang menyangkut tentang metode. Suatu tapak yang suitable (sesuai) dapat dipilih baik dari proses penciutan calon dari sejumlah calon tapak, atau dengan secara obyektif mengevaluasi satu tapak yang diusulkan sebagai tapak potensial. Terhadap kedua metode terse but tidaklah esensial untuk memilih tapak terbaik, tetapi yang penting menjamin sistem penyimpanan limbah yang dapat dilihat dengan kemampuannya menjawab persyaratan keselamatan, teknik dan lingkungan.
Tapak spesifik mungkin diusulkan untuk dipertimbangkan oleh suatu otoritas lokal atau nasional. Tapak fasilitas nuklir yang telah ada atau lahan di sekitar fasilitas nuklir yang ada dapat ditentukan sebagai bahan pertimbangan khusus sebab adanya manfaat potensial dengan istilah co-location, terutama dalam hubungannya dengan berkurangnya beban potensial dalam aspek penerimaan masyarakat (public acceptance) dan transportasi limbah SRS.
Berdasarkan prinsip co-location tersebut maka bisa dipilih tapak di lahan sekitar sumur pantau 4 (SP-4) yang berada di depan IS-2 yang memiliki karakteristik lingkungan seperti tertera dalam Tabel 3. Data pemboran sampai dengan kedalaman 100 meter dapat diperoleh dengan melakukan pemboran, sehingga harapan untuk mendapatkan
host-rock yang memadai yaitu batulempung dengan permeabilitas rendah dan adsorbsi tinggi walaupun dengan kondisi lingkungan jenuh air tanah akan dapat diperoleh.
Hasi/ Penelitian don Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852-2979
Tabel 3. Karakteristik lingkungan geologi dan non geologi daerah SP-4 PPTN BAT AN Serpong dan sekitarnya
No Aspek lingkunganParameterKarakteristik di lapangan A. Aspek Geologi Geomorfo-Bentuklahan Dataran bergelombang (80-100 m) 1. logi Slope osid 7,41° Proses
Pelapukan, erosi, !:!erakan tanah Kedalaman 10,5 m Batuan & Permeabilitas 1,01.10-1 m/s - 1,79.10-:> m/s 2. Stratigrafi Adsorbsi Sedan!:! Kekuatan Rendah Perlapisan Berlapis-Iapis mendatar 3.
Struktur Sesar horst & qraben tertimbunKondisi struktur Limpasan
Sedan!:! 4.
Hidrologi &
Hidro-Jarak dr sungai 160 m
geologi
Kedalaman m.a.t. 8,3m
Pol a aliran a.t.
Sub-paralel Gempa
Rendah (Skala Mercalli 5) 5. Bencana alam Gunungapi Hujan abu/lapili geologi Gerakan tanah Longsoran tebing Banjir Tidak ada
B. Aspek Non Geologi Curah hujan
1710 -2677 mm/th
1.
Klimatologi 20,8° - 35,0° (rerata 25,4° - 27,5°)Temperatur Kondisi atm.
Netral hingga stabil mantab 2.
Penggunaan Lahan Fasilitas laboratorium dan perkantoran
Sumber-daya alam
Mineral Tidak ada 3.
Air tanah Kurang lebih 0,22 lis
geologi Nilai tinggiLahan
Letak, luas
Letak
Dekat dengan IPLR
4. dan akses.
Luas ± 1 Ha Aksesibilitas
Mudah, ada jaringan jalan Posisi dan
Posisi
Utara dan timur 5.
Jarak dari 500 mJarak permukiman Jumlah J = 5.424 orang kepadatan K= 1.726 orang/km£ 6. Hak atas Kepemilikan
100% milik pemerintah (PUSPIP-tanah
TEK & BAT AN)
KESIMPULAN DAN SARAN
Indonesia masih menghadapi masalah dengan SRS yang sebagian telah
tersimpan di Interim Storage 1 dan 2 (IS-1dan IS-2), serta Penyimpanan Sementara
Limbah Aktivitas Tinggi (PSLAT), terutama yang berupa Ra-226 berjumlah 1019
jarum/batang. Dari sejumlah tersebut sebagian telah diimobilisasi dengan semen yang diwadahi dalam 7 buah drum 200 I. Adapun sisanya yang berjumlah 895 jarum/batang
Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979
telah dikondisioning dalam 74 kapsul besar/keeil sehingga bisa dipertimbangkan untuk disimpan dalam borehole disposal.
Masing-masing kapsul dikemas dalam kontainer SS 304 dengan diameter 15 em dan panjang 20 em, sehingga seluruhnya berjumlah 74 kontainer. Seluruh kontainer disimpan dalam satu lubang bor berdiameter 16,5 em, sehingga tinggi tumpukan ditambah spasi antar kontainer yang tebalnya 10 em adalah menjadi 222 em, sehingga bila lubang bornya sedalam 100 m maka kedalaman kontainer paling atas adalah 77,80 m. Serdasarkan prinsip co-location maka bisa dipilih tapak di lahan sekitar sumur pantau 4 (SP-4) yang berada di depan IS-2 dengan karakteristik lingkungannya yang eukup memadai. Data lubang bor sampai dengan kedalaman 100 meter dapat diperoleh dengan melakukan pemboran eksplorasi, sehingga host-rock yang memadai seperti yang diharapkan dapat ditemui yaitu batu lempung dengan permeabilitas rendah dan adsorbsi tinggi walaupun dalam lingkungan jenuh air tanah.
Tahapan selanjutnya yang perlu dilakukan adalah penyusunan desain konseptual dan pengkajian keselamatan dengan menggunakan software yang eoeok untuk fasilitas
borehole disposal.
DAFT AR PUST AKA
1. IAEA, "Safety Consideration in the Disposal of Disused Sealed Radioactive Sources in Borehole Facilities", IAEA-Tecdoc-1368, Vienna, Austria, 2003.
2. IAEA, "Borehole Facilities for Disposal of Radioactive Waste", IAEA Safety Standards Series OS 335, Vienna, Austria, 2005.
3. KOZAK, MW., Van BLERK, J.J. and J.J.P. VIVIER, "Borehole Disposal for Spent Radiation
Sources", Lecture Material on the RTC of Safety Assessment Methodology for Near Surface
Disposal Facilities, HSA and IAEA, Singapore, 2001.
4. PROZOROV, L., TKATCHENKO, A, TITKOV, V., KORNEVA, S., "Prospects of Large Diameter Well Construction at 'Radon' Sites", WM '01 HLW, LLW, Mixed Wastes and Environmental Restoration - Working Towards a Cleaner Environment, Tucson, Arizona, 2001. 5. FAO, IAEA, ILO, NEA-OECD, PAN AHO & WHO, International Basic Safety Standard for
Protection againts Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources, Safety Series
No. 115, IAEA, Vienna, 1996.
6. ICRP, "Radiological Protection Policy for the Disposal of Radioactive Waste", ICRP Publication No. 77, Pergamon, Oxford, 1977.
7. ICRP, "Radiation Protection Recommendation as Applied to the Disposal of Long-Lived Solid
Radioactive Waste", ICRP Publication No. 81, Pergamon, Oxford, 2000.
8. BPL, Dokumen Penyimpanan Limbah Radioaktif di IS-1, IS-2 dan PSLAT Tahun 2006, BPL-PTLR BATAN , Serpong, 2006.
![Gambar 3. Konsep borehole disposal [3]](https://thumb-ap.123doks.com/thumbv2/123dok/3784698.2470518/9.940.179.795.608.985/gambar-konsep-borehole-disposal.webp)
