PENGKAJIAN DAMPAK LEPASAN RADIONUKLIDA PLTN KE LINGKUNGAN MELALUI METODOLOGI GENERIK SRS-19

Transkripsi

1 PENGKAJIAN DAMPAK LEPASAN RADIONUKLIDA PLTN KE LINGKUNGAN MELALUI METODOLOGI GENERIK SRS-19 Syahrir Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) BATAN Gedung 71 Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang Telp : (021) Psw. 5018, Fax : (021) , syahrir@batan.go.id ABSTRAK PENGKAJIAN DAMPAK LEPASAN RADIONUKLIDA PLTN KE LINGKUNGAN MELALUI METODOLOGI GENERIK SRS-19. Model generik untuk mengkaji dampak radiologik lepasan zat radioaktif ke lingkungan dari IAEA Safety Report Series No. 19 (SRS-19) digunakan untuk menghitung estimasi dosis yang diterima penduduk dari lepasan radionuklida PLTN AP1000 tipe PWR. Kajian ini bertujuan untuk menyokong kajian radiologik lepasan rutin PLTN dari model perhitungan yang sedemikian canggih sehingga diperoleh transparansi dalam komputasi model yang digunakan, disamping berfungsi sebagai manual checker atas hasil perhitungan tersebut. Faktor pengenceran/dispersi atmosferik (χ/q, konsentrasi efluen, tahun/m 3, yang dinormalkan terhadap kekuatan sumber pada suatu jarak tertentu dari tapak) dari suatu PLTN di tepi pantai daerah tropis Brazil digunakan untuk mengkaji dampak radiologi lepasan radionuklida gas dan cair dari operasi normal AP1000 terhadap penduduk di sekitarnya. Jalur utama yang diperhitungkan dalam pengkajian meliputi inhalasi, imersi, groundshine, ingesti (tanaman dan hewan). Hasil perhitungan menunjukan andil radionuklida utama dari yang terbesar sebagai berikut: 3 H, 60 Co, 131 I dan 137 Cs. Hasil perhitungan kemudian dibandingkan (benchmark) dengan perhitungan beberapa negara yang tergabung dalam INPRO-ENV di bawah IAEA. Benchmarking menunjukkan beberapa kesesuaian andil dosis dalam dosis total, jalur paparan dan radionuklida utama. Metode SRS-19 layak digunakan untuk benchmarking dan tranparansi dalam kajian dampak lepasan rutin PLTN ke lingkungan. Kata kunci: kajian, dampak, radiologik, model generik, efluen ABSTRACT RADIOLOGICAL ASSESSMENT FOR RADIONUCLIDE RELEASES FROM NUCLEAR POWER PLANTS TO THE ENVIRONMENT USING SRS-19 GENERIC METHODS. Generic model to assess the radiological impact of releases of radioactive substances into the environment from the IAEA Safety Report Series No.19 (SRS-19) is used to calculate estimated doses received by members of public from radionuclide releases of an AP1000 nuclear power plant (NPP).This study aims to support radiological assessment of NPP routine releases with sophicticated computation models as such that there will be transparency on the computation. It also functions as a manual checker on the computation. Atmospheric dilution/dispersion factor (X/Q, effluent concentration, year/m 3, which is normalized by source strength at a distance to the source) from an NPP in the tropical seaside Brazil is used to assess radiological impact of gaseous and liquid radionuclide releases from the normal operation of AP1000 to members of public. The main pathways that is taken into account in the assessmens include inhalation, immersion, groundshine, and ingestion (plants and animals). The calculation results show the dose contribution from the largest major radionuclides as follows: 3 H, 60 Co, 131 I dan 137 Cs. The results of atmospheric release assessment are then compared (benchmark) to the results of several countries that joined in INPRO-ENV under the IAEA. Benchmarking results show some conformity of dose contribution in total dose, exposure pathways and main radionuclides. SRS-19 method is feasible for use in becnhmarking and transparency in the study of the impact of routine NPP releases into the environment. Keywords: assessment, radiological, impact, generic model, effluent ISSN

2 1. PENDAHULUAN Dalam tahapan pembangunan PLTN di Indonesia, saat ini (2011) sedang dilakukan seleksi tapak di Provinsi Kepulauan Bangka Belitung. Pada seleksi tapak disyaratkan adanya kajian dampak radiologi operasional PLTN yang dibangun dengan masukan data sesuai rona lingkungan tapak. Berbagai model dikembangkan untuk memperkirakan penerimaan dosis yang diterima warga sekitar PLTN dan biasanya diwujudkan dalam suatu software seperti PC-CREAM, GENII, RadCon dan INDAC. United States Nuclear Regulatory Commission mengeluarkan Regulatory Guide [1] yang merupakan pedoman menghitung dosis tahunan masyarakat dari lepasan efluen PLTN untuk memastikan dipenuhinya batasan dosis dan optimasi dalam proteksi radiasi. Suatu kajian penerimaan dosis masyarakat akibat lepasan radionuklida ke lingkungan dari operasi normal suatu fasilitas nuklir diberikan secara menyeluruh dalam SRS-19 [2]. Semua formula sebagai solusi analitik maupun pendekatan (generic solution) dari persamaan diferensial dan integral model-model lingkungan yang digunakan diberikan dalam publikasi tersebut. SRS-19 juga dilengkapi pilihan nilai-nilai parameter lingkungan serta arahan keterbatasan penggunaanya. Pada kajian ini metode SRS-19 sepenuhnya diikuti dalam menghitung perkiraan dosis yang diterima kelompok kritis di pemukiman penduduk sekitar PLTN. Hasil kajian dibandingkan terhadap hasil kajian serupa dari proyek kolaborasi IAEA INPRO-ENV. Kajian ini bertujuan untuk menyokong kajian radiologik lepasan rutin PLTN dari software canggih, seperti PC-CREAM sehingga diperoleh transparansi dalam komputasi model yang digunakan. Selain itu, kajian SRS-19 berfungsi dalam manual checking atas hasil perhitungan software tersebut. 2. PENDEKATAN MODEL LINGKUNGAN GENERIK Ikhtisar pendekatan pengkajian dan parameter utama yang diperlukan untuk melakukan pengkajian lepasan PLTN ini diberikan pada Gambar 1. Langkah awal dalam pendekatan ini adalah memperkirakan sifat dan besarnya zat radioaktif yang dilepas ke lingkungan dan memperhitungkan berapa lama periode lepasan. Transpor zat radioaktif yang terlepas ke atmosfir dan laut lepas dimodelkan dan konsentrasi radionuklida pada lokasi warga terpapari maksimum dikaji. Pada lokasi yang sama diasumsikan terdapat kawasan pertanian dan peternakan yang hasil produksinya dikonsumsi warga setempat. Jalur paparan yang diperhitungkan dalam kajian diberikan pada Gambar 1. Paparan eksternal terdiri atas imersi dan groundshine (paparan eksternal dari deposisi zat radioaktif di tanah permukaan. Metode untuk pengkajian paparan internal dibuat untuk inhalasi radionuklida di udara dan ingesti radionuklida melalui rantai makanan. Pendekatan sederhana untuk paparan dari beberapa jalur ditentukan dengan menjumlahkannya. Dalam kenyataan, sangat kecil kemungkinan anggota kelompok kritis yang sebenarnya menjadi kelompok yang paling terpapar untuk semua jalur paparan. 2.1 Laju Lepasan Tahunan Rata-rata Source term lepasan radionuklida airborne ke atmosfir dipilih dari PLTN AP1000 [1] diberikan dalam Lampiran I. Pilihan disesuaikan dengan antisipasi jenis reaktor PLTN yang akan dibangun di Indonesia. Lepasan radionuklida airborne rata-rata tahunan dari pembangkit dihitung dengan menggunakan code PWR-GALE. Perhitungan menggunakan source term realistik yang diturunkan dari data yang diperoleh dari pengalaman banyak pengoperasian reaktor air bertekanan (PWR). ISSN

3 Gambar 1. Pendekatan Model Lingkungan Generik Lepasan Zat Radioaktif ke lingkungan Source term lepasan radionuklida cair yang melalui kanal dibuang ke laut lepas mengacu ke dokumen desain AP1000 [1] sebagaimana diberikan dalam Lampiran II. Total lepasan mencakup pengaturan 0.16 Ci/t ditambahkan oleh code PWR-GALE untuk memperhitungkan kejadian operasional yang dapat diantisipasi (anticipated operational occurrences) seperti kesalahan operator yang mengakibatkan lepasan yang direncanakan. Konsentrasi buangan rata-rata tahunan didasarkan pada lepasan buangan harian rata-rata untuk 292 hari per tahun dengan laju pengenceran 6000 gpm. 2.2 Perkiraan Konsentrasi Lingkungan Udara Dalam melakukan modelling atmosferik dimanfaatkan faktor dispersi atmosferik ratarata tahunan (data ) dari tapak PLTN Angra Unit 1 di Sao Paolo, Brazil. Pemilihan faktor ini didasarkan pada ekpektasi kemiripannya dengan dispersi calon tapak PLTN di Indonesia yang terletak di tepi pantai dan beriklim tropis. Walaupun perbedaan topografi akan mempengaruhi dispersi namun untuk maksud penulisan ini sudah mengingat tujuan lebih diutamakan pada transparansi perhitungan dan pembandingan ke hasil perhitungan lain. Data faktor dispersi tersebut diberikan pada Lampiran III [4]. Dari data faktor dispersi atmosferik diperoleh X/Q maksimum pada sektor selatanselatan-barat (SSW) pada jarak 400 m dari tapak. Pada lokasi ini diperhitungkan masih dalam zona PLTN. Pada perhitungan diperkirakan area tak berpenduduk dalam radius 1 km ke daratan dan faktor dispersi maksimum di area berpenduduk terjadi pada sektor utara-utara-barat (NNW, daratan) pada jarak 3 km dengan X/Q sebesar 8,273x10-08 d/m 3. ISSN

4 Konsentrasi tiap radionuklida i (Bq/m 3 ) pada jarak 3 km ini dihitung dengan mengalikan X/Qi dengan source termnya Qi (Bq/d) Air laut Model matematik yang dipilih untuk air laut didasarkan pada steady state, adveksi rata-rata persamaan vertikal difusi. Persamaan (20) dari SRS-19 digunakan untuk menghitung konsentrasi air laut di tempat penangkapan ikan dan kerang-kerangan pada jarak x = 1 km dari titik buang kanal (sumber) dan jarak sumber ke penangkapan 300 m (dari pantai). Kedalaman laut ditetapkan D = 10 m dan laju arus U = 0,198 m/d Makanan darat dan laut Konsentrasi rata-rata pada makanan darat representatif tahun ke-30 operasi PLTN diperkirakan dari laju deposisi rata-rata tahunan dengan memperhitungkan penambahan radionuklida pada permukaan tanah selama periode 30 tahun. Jenis makanan darat yang dikaji adalah tanaman, daging dan susu. Penyerapan (uptake) dan penyimpanan (retention) radionuklida oleh makanan darat dapat melalui deposisi langsung dari atmosfir dan penyerapan dari tanah. Pemasukan (intake) radionuklida juga diperhitungkan dari hewan yang merumput (sapi dan kambing) melalui besaran koefisien penyerapan dari tanah ke tanaman. Penyerapan dan penyimpanan radionuklida oleh ikan laut dan kerang-kerangan laut dimodelkan dengan menggunakan faktor bioakumulasi yang menggambarkan keadaan setimbang di antara konsentrasi radionuklida dan air. Jalur air irigasi ke tanaman serta konsumsi air minum ke ternak dan manusia tidak dikaji mengingat efluen cair radionuklida dibuang ke laut sehingga konsentrasi air tawar yang digunakan untuk irigasi dan air minum diperkirakan andilnya ke dosis total tidak signifikan. Proses peluruhan radioaktif diperhitungkan secara eksplisit dalam perkiraan penyimpanan zat radioaktif yang terdeposit pada permukaan tanaman dan pada tanah, dan pada perkiraan kehilangan karena karena peluruhan yang terjadi selama masa di antara panen dan waktu mengkonsumsi Perkiraan Dosis Konsentrasi rata-rata radionuklida terhitung di udara dan makanan (representatif tahun ke-30 pelepasan) dikalikan dengan laju pemasukan tahunan untuk memperoleh perkiraan pemasukan radionuklida total selama tahun tersebut. Pemasukan total selama setahun ini kemudian dikalikan dengan koefisien dosis yang sesuai untuk memperkirakan dosis efektif maksimum dala setahun dari inhalasi atau ingesti. Dengan cara yang sama, konsentrasi radionuklida tanah permukaan di tahun ke-30 pelepasan dipadukan dengan koefisien dosis yang sesuai untuk memperkirakan dosis efektif yang diterima selama tahun tersebut dari radiasi eksternal (groundshine). Dosis efektif dalam setahun dari imersi dalam awan yang mengandung radionuklida dihitung dengan mengalikan konsentrasi rata-rata di udara dan koefisien dosis eksternal yang sesuai. Untuk mendapatkan dosis efektif maksimum total dalam setahun (representatif tahun ke-30 pelepasan), dosis efektif dari semua radionuklida dan jalur paparan dijumlahkan. ISSN

5 3. HASIL DAN PEMBAHASAN 3.1. Tinjauan Hasil Dosis efektif total tahunan dari penjumlahan dosis keempat jalur paparan adalah 2.4 µsv. Andil dari tiap jalur ditunjukkan pada Gambar 2 dengan jalur ingesti terbesar (87%). Hasil dosis ingesti terdiri atas 94% makanan pokok (beras, umbi-umbian, sayuran dan buah), 3,8% susu, 2,2% daging sapi dan kambing, dan sisanya ikan dan kerang laut di bawah 0,04%. Ingesti makanan pokok mendominasi terutama disebabkan oleh hal berikut: a. laju konsumsi makanan pokok orang Indonesia dipilih mengikuti orang timur jauh yang besar (510 kg/tahun dibanding 410 untuk orang Eropa). b. pilihan default parameter dalam menghitung konsentrasi pada makanan didasarkan pada deposisi langsung ke tanaman padahal hanya sayuran berdaun yang termasuk dalam golongan ini. Itu pun diasumsikan tidak dicuci sebelum dimakan. Makanan pokok utama (beras dan umbi-umbian) penghitungan konsentrasinya seharusnya melalui penyerapan akar dari tanah dan hasilnya akan jauh lebih kecil. c. kontribusi ingesti terbesar dari 3 H (75%), padahal dalam SRS-19, metode penghitungan 3 H dan 14 C dianjurkan mengikuti metode tersendiri yang diberikan pada Lampiran 3SRS % Injesi, 2.0 Imersi, 0, % 2.6% Total 2.4 µsv/y Satuan jalur µsv/y Inhalasi, 0, % Ekternal dari deposisi tanah, 0,25 Gambar 2. Andil Dosis Tiap Bila ditinjau dari sumber pelepasan, maka andil lepasan ke laut ke dosis sangat kecil (0,02%) yang terdiri atas asupan melalui konsumsi ikan dan kerang. Walaupun konsumsi kerang rendah 1/3 dari ikan namun andil dosisnya terhadap lepasan ke laut adalah 95% dan terbesar dari 106 Ru (79%) diikuti 144 Ce dan 65 Zn yang masing-masing 3%. Andil radionuklida terhadap dosis total ditunjukkan pada Gambar 3. Andil dosis utama dari 3 H (75%) yang dominan dari jalur ingesti makanan pokok, 60 Co (8%) yang dominan jalur inhalasi dan 137 Cs yang dominan dari jalur radiasi eksternal dari deposisi tanah (65%) diikuti andil ingesti (35%). ISSN

6 Dosis efektif total tahunan, Sv Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, E E-06 75% 1.4E E E E E E E E+00 8% 7% 3% 1% 1% 0,1% Gambar 3. Hasil Perhitungan Dosis dari Semua Jalur Paparan SRS-19 memberikan perhatian khusus dalam mengkaji lepasan 3 H dan 14 C. Mengingat 3 H dan 14 C dapat bergabung dalam beragam senyawa kimia yang berbeda di dalam tubuh manusia, dosis radiologik dari lepasan kedua radionuklida ini sebaiknya dikaji dengan menggunakan model pendekatan aktivitas spesifik [2]. Rincian konsep dan cara menghitung lepasan 3 H dan 14 C diberikan pada Lampiran 3 SRS-19. Hasil perhitungan dengan pendekatan aktivitas spesifik dibandingkan dengan hasil yang diperoleh melalui metode jalur paparan sebelumnya (Tabel 1) Untuk 3 H, walaupun terdiri atas sumber lepasan gas dan cair, hasil yang diperoleh lebih kecil dibandingkan dengan cara biasa. Sebaliknya untuk 14 C, sumber lepasan hanya yang ke atmosfir namun perkiraan nilai dosisnya hampir 100 kali lebih besar. Tabel 1. Penghitungan 3 H dan 14 C dengan Pendekatan Aktivitas Spesifik. CA,Bq/m3 (CA)x1 max +(CA)x2 max, Bq/L EH-3, Sv/t 3,40E-02 3,24E+01 8,42E-07 2,67E+04 Regular 1,77E-06 Bq/m 3 (A)x max, Bq/g EC-14, Sv/t C-14 7,09E-04 3,94E-03 2,20E-07 Regular 3,16E Perbandingan Hasil Perbandingan hasil kajian ini terhadap model perhitungan yang lebih rumit diberikan pada Tabel 2a, b dan c. Pembanding tersebut terdiri atas hasil kajian kolaborasi internasional INPRO-ENV IAEA [5] yang masih berlangsung selama 3 tahun hingga April Hasil kerja ini masih bersifat sementara sehingga nilainya masih bisa berubah sesuai pekembangan. Korea, India, Rusia, dan Ukraina menggunakan sumber lepasan APR 1400 Korea. Ke empat negara menggunakan faktor dispersi menyerupai yang digunakan dalam pengkajian ini, hanya faktor tersebut untuk lokasi ke tapak berjarak 10 km kecuali Korea dengan 0,6 km. Indonesia dan Belarus menggunakan source term AP1000 dan WWR1200 dengan faktor dispersi dan parameter lain yang spesifik tapak. Perancis belum mengajukan hasil kajian. Hasil dosis total tahunan tidak menunjukkan perbedaan yang mendasar dengan kisaran 3,2 0,12 µsv kecuali Indonesia dan Korea. Perbedaan terutama pada penggunaan parameter yang berbeda, terutama pada konsumsi susu, bijian dan sayuran. Kajian Indonesia dan Korea melakukan perhitungan untuk individu terpapari maksimum sehingga lokasi reseptor dipilih yang konsentrasi di udaranya maksimum yakni pada x = 0,3 km dan 0,6. Hal ini mengakibatkan hasil dosisnya relatif jauh lebih besar dibandingkan dengan ISSN

7 negara lain. Bahkan Korea menggunakan kelompok umur anak-anak (1-11 tahun), sementara Indonesia memilih umur rata-rata kelompok umur 1-70 tahun. Tabel 2a. Perbandingan Dosis Total Terhadap Hasil Kolaborasi INPRO-ENV Jarak ke tapak, km Dosis Total, µsv/tahun % Hasil kajian Indonesia (GENII) India Rusia Ukrain Belarus (PC- (EA 2006) CREAM) Korea (INDAC) 3 0,3 (Cmax) (Cmax) 1,8 79,7 1,2 0,5 3,2 0,12 42 Tabel 2.b. Perbandingan Persentase Dosis Berdasarkan Jalur Paparan Hasil kajian Indonesia (GENII) India Rusia Ukraina (EA 2006) Belarus (PC-CREAM) Korea (INDAC) Ingesti 86, , ,9 Inhalasi 0, , ,6 14,6 Imersi 2, , ,1 6,4 Groundshine 10, ,5 0,2 Tabel 2c. Perbandingan Persentase Dosis Utama % Hasil Indonesia India Rusia Ukrain Belarus Korea kajian (GENII) (EA 2006) (PC-CREAM) (INDAC) 3 H ,6 12,6 23,7 14 С ,4 31,3 50,9 131 I 7 0,5 15 6,9 46,7 14,1 134 Cs 5 0,1 6,6-60 Co 8 0 0,1 1,6-133 I 9 85 Kr 1 0,4-1,3 1,0 137 Cs 3 0,1-41 Ar 0,6-1,7 106 Ru Kr 0,3 0,3 Urutan dari terbesar 3 H, 131 I, 14 C, 41 Ar, 85 Kr. Tabel 2b menunjukkan persentase terbesar dosis selalu pada ingesti, kecuali India dan Ukraina yang persentase terbesarnya pada inhalasi. Dalam rapat ke dua di Paris, disepakati untuk meninjau kembali kajian, terutama dalam penyeragaman parameter yang digunakan. Untuk imersi dan groundshine perbedaan persentase jalur paparan tidak terlalu signifikan, namun untukindonesia relatif besar karena menggunakan koefisien dosis dari U.S. FGR 13 [6]. Hasil pemeringkatan radionuklida pada Tabel 2c menunjukkan kecenderungan tritium sebagai radionuklda yang terbesar. Walaupun Rusia tidak melaporkan persentase ranking namun tritium menempati posisi pertama diikuti 131 I, 14 C, 41 Ar, dan 85 Kr. Mayoritas andil dosis terbesar ke dua adalah 14 C. Walaupun hasil kajian ini tidak menunjukkan hal itu tapi bila metode specific activity dalam Annex III SRS-19 diterapkan maka hasilnya 9,3% menempati urutan kedua dalam peringkat. Menempati peringkat ke tiga adalah 131 I, hanya hasil dari Negara Indonesia yang tidak sesuai. Urutan peringkat berurutan adalah sebagai berikut: 134 Cs, 60 Co dan yang lainnya relatif beragam. ISSN

8 4. KESIMPULAN SRS-19 dapat digunakan untuk transparansi hasil kajian radiologik lepasan radionuklida suatu PLTN sekaligus berfungsi dalam manual checking hasil tersebut. Benchmarking terhadap hasil sementara kolaborasi INPRO-ENV IAEA menunjukkan metode SRS-19 dapat diandalkan kemampuannya. Keberadaan besaran-besaran parameter lingkungan memudahkan penerapan metode yang ada di SRS-19. Namun demikian, penggunaan parameter yang spesifik tapak akan lebih mendekatkan hasil yang lebih akurat dan memungkinkan pembandingan ke hasil lain dengan lebih sesuai. Sebagai contoh akan lebih tepat menghitung konsentrasi tiap jenis makanan yang dikonsumsi dibandingkan dengan hanya menggunakan satu jenis konsentrasi makanan apalagi diwakili oleh sayuran saja. Transparansi komputasi menjadi penting dalam era keterbukaan dan globalisasi saat ini. Semakin terbuka dan mudah akses suatu kajian akan meningkat kepercayaan publik. Tidak hanya kemudahan akses, kemudahan mencerna isinya menjadi lebih penting. Walaupun tidak diharapkan orang awam dapat memahami penuh kajian radiologik semacam ini, namun setidaknya akademisi bidang iptek non-nuklir dapat memahami dengan menambah pengetahuan dasar radiasi pengion. DAFTAR PUSTAKA [1] U.S. NRC. Regulatory Guide 1.109, Calculation of Annual Doses to Man from Routine Releases of Reactor Effluents for the Purpose of Evaluating Compliance with 10 CFR 50, Appendix I, Washington D.C [2] IAEA. Safety Report series No. 19, Generic Models for Use in Assessing the Impact of Discharges of Radioactive Substances to the Environment, Vienna [3] U.S. NRC, Westinghouse AP1000 Design Control Document Rev. 17, - Tier 2 Chapter 11 Radioactive Waste Management Section 11.2 Liquid Waste Management Systems, Number=ML , dan Section 11.3 Gaseous Waste Management System, ttp://adamswebsearch2.nrc.gov/idmws/viewdocbyaccession.asp? AccessionNumber= ML Diakses Mei 2011 [4] LESLIE DE MOLNARY. Meteorological and Air Dispersion Modeling Methodology and Discussion for INPRO Project, Nuclear and Energy Research Institute - São Paulo SP Brazil [5] ANONIM. Kumpulan Laporan Proyek Kolaborasi INPRO-ENV IAEA, Softfile Presentasi, Paris [6] ECKERMAN, K.F., et al., (2002), Cancer Risk coefficients for environmental exposure to radionuclides, EPA-402-R , Washington D.C ISSN

9 LAMPIRAN I Perkiraan Lepasan Rata-rata Tahunan Airborne AP1000 dengan Code PWR- GALE, Revisi 1 [1]. Laju lepasan, Ci/t Laju lepasan, Ci/t Laju lepasan, Ci/t Ar E+01 Fe E-05 Ru E-05 Ba E-04 H E+02 Sb E-05 C E+00 I E-01 Sr E-03 Ce E-05 I E-01 Sr E-03 Co E-06 Kr E+03 Xe-131m 1.80E+03 Co E-02 Kr-85m 3.60E+01 Xe E+03 Co E-03 Kr E+01 Xe-133m 8.70E+01 Cr E-04 Kr E+01 Xe E+02 Cs E-03 Mn E-04 Xe-135m 7.00E+00 Cs E-05 Nb E-03 Xe E+00 Cs E-03 Ru E-05 Zr E-03 LAMPIRAN II Lepasan Cair ke Kanal Buangan AP1000 yang Dihitung dengan Code PWR-GALE [1]. Laju lepasan, Ci/t Laju lepasan, Ci/t Laju lepasan, Ci/t Ag E-04 I E-02 Ru E-02 Ag-110m 1.05E-03 I E-03 Sr E-04 Ba-137m 1.25E-02 I E-03 Sr E-05 Ba E-03 I E-04 Sr E-05 Br E-05 I E-03 Tc-99m 5.50E-04 Ce E-05 La E-03 Te E-04 Ce E-04 Mn E-03 Te-129m 1.20E-04 Ce E-03 Mo E-04 Te E-05 Co E-03 Na E-03 Te-131m 9.00E-05 Co E-04 Nb E-04 Te E-04 Cr E-03 Np E-04 W E-04 Cs E-03 Pr E-04 Y-91m 1.00E-05 Cs E-04 Pr E-03 Y E-05 Cs E-02 Rb E-04 Zn E-04 Fe E-03 Rh-103m 4.93E-03 Zr E-04 Fe E-04 Rh E-02 Lainnya 2.00E-05 H E+03 Ru E-03 ISSN

10 LAMPIRAN III, Faktor Dispersi atmosferik atau X/Q Tapak PLTN Angra Unit 1 Long Term Atmospheric Diffusion Coefficient for Releases at Level: 100 M Obs.: Wind speed at 10m was corrected to the stack high release level Obs.: Plume-rise was not considered Period of Evaluation: 2002 to 2008 Distance X/Q (s/m3) at ground level by radial sector of 22.5 degrees (m) N NNE NE ENE E ESE SE SSE S SSW SW WSW W WNW NW NNW 200 2,64E-09 1,09E-09 1,06E-09 1,39E-09 1,81E-09 3,07E-09 4,07E-09 5,27E-09 6,70E-09 5,71E-09 2,69E-09 1,84E-09 1,77E-09 2,71E-09 3,15E-09 3,95E ,03E-08 2,87E-08 2,78E-08 3,66E-08 4,75E-08 8,00E-08 1,07E-07 1,38E-07 1,76E-07 1,51E-07 7,09E-08 4,85E-08 4,68E-08 7,18E-08 8,37E-08 1,05E ,16E-07 4,58E-08 4,40E-08 5,73E-08 7,40E-08 1,23E-07 1,67E-07 2,16E-07 2,75E-07 2,40E-07 1,12E-07 7,72E-08 7,59E-08 1,16E-07 1,36E-07 1,70E ,16E-07 4,52E-08 4,30E-08 5,56E-08 7,15E-08 1,17E-07 1,62E-07 2,09E-07 2,66E-07 2,36E-07 1,10E-07 7,61E-08 7,56E-08 1,15E-07 1,37E-07 1,70E ,12E-07 4,25E-08 4,01E-08 5,13E-08 6,56E-08 1,06E-07 1,50E-07 1,92E-07 2,44E-07 2,21E-07 1,02E-07 7,13E-08 7,16E-08 1,08E-07 1,30E-07 1,62E ,05E-07 3,93E-08 3,67E-08 4,63E-08 5,89E-08 9,33E-08 1,35E-07 1,72E-07 2,20E-07 2,03E-07 9,35E-08 6,55E-08 6,66E-08 1,00E-07 1,22E-07 1,52E ,82E-08 3,63E-08 3,34E-08 4,16E-08 5,27E-08 8,20E-08 1,21E-07 1,54E-07 1,97E-07 1,85E-07 8,52E-08 5,99E-08 6,14E-08 9,25E-08 1,14E-07 1,41E ,16E-08 3,35E-08 3,04E-08 3,75E-08 4,72E-08 7,21E-08 1,09E-07 1,38E-07 1,76E-07 1,69E-07 7,78E-08 5,48E-08 5,65E-08 8,53E-08 1,05E-07 1,31E ,56E-08 3,11E-08 2,78E-08 3,38E-08 4,24E-08 6,38E-08 9,81E-08 1,24E-07 1,59E-07 1,55E-07 7,13E-08 5,02E-08 5,20E-08 7,89E-08 9,81E-08 1,22E ,01E-08 2,91E-08 2,56E-08 3,08E-08 3,84E-08 5,68E-08 8,89E-08 1,12E-07 1,43E-07 1,42E-07 6,57E-08 4,63E-08 4,81E-08 7,31E-08 9,15E-08 1,14E ,53E-08 2,73E-08 2,37E-08 2,81E-08 3,49E-08 5,09E-08 8,09E-08 1,01E-07 1,30E-07 1,32E-07 6,09E-08 4,28E-08 4,45E-08 6,81E-08 8,56E-08 1,07E ,10E-08 2,58E-08 2,21E-08 2,59E-08 3,20E-08 4,60E-08 7,40E-08 9,23E-08 1,19E-07 1,22E-07 5,68E-08 3,98E-08 4,14E-08 6,36E-08 8,04E-08 1,00E ,74E-08 2,46E-08 2,07E-08 2,40E-08 2,95E-08 4,18E-08 6,81E-08 8,46E-08 1,09E-07 1,14E-07 5,33E-08 3,72E-08 3,87E-08 5,97E-08 7,59E-08 9,50E ,17E-08 2,28E-08 1,86E-08 2,10E-08 2,55E-08 3,54E-08 5,85E-08 7,23E-08 9,39E-08 1,01E-07 4,78E-08 3,30E-08 3,42E-08 5,31E-08 6,85E-08 8,66E ,29E-08 2,07E-08 1,49E-08 1,54E-08 1,69E-08 2,17E-08 3,57E-08 4,34E-08 5,79E-08 6,84E-08 3,65E-08 2,35E-08 2,41E-08 3,67E-08 5,32E-08 7,30E ,57E-08 2,28E-08 1,55E-08 1,53E-08 1,54E-08 1,91E-08 2,91E-08 3,53E-08 4,77E-08 5,88E-08 3,44E-08 2,13E-08 2,18E-08 3,18E-08 5,19E-08 7,69E ,82E-08 2,47E-08 1,64E-08 1,59E-08 1,51E-08 1,84E-08 2,61E-08 3,17E-08 4,28E-08 5,36E-08 3,30E-08 2,03E-08 2,09E-08 2,96E-08 5,22E-08 8,11E ,88E-08 2,57E-08 1,68E-08 1,61E-08 1,49E-08 1,78E-08 2,41E-08 2,92E-08 3,92E-08 4,94E-08 3,14E-08 1,93E-08 1,99E-08 2,79E-08 5,17E-08 8,27E ,78E-08 2,59E-08 1,68E-08 1,59E-08 1,45E-08 1,72E-08 2,24E-08 2,70E-08 3,61E-08 4,56E-08 2,95E-08 1,82E-08 1,89E-08 2,62E-08 5,03E-08 8,21E ,61E-08 2,56E-08 1,66E-08 1,55E-08 1,40E-08 1,64E-08 2,08E-08 2,51E-08 3,33E-08 4,21E-08 2,75E-08 1,72E-08 1,78E-08 2,47E-08 4,84E-08 8,01E ,39E-08 2,50E-08 1,61E-08 1,50E-08 1,34E-08 1,56E-08 1,94E-08 2,34E-08 3,09E-08 3,89E-08 2,56E-08 1,62E-08 1,68E-08 2,32E-08 4,62E-08 7,73E ,15E-08 2,42E-08 1,56E-08 1,44E-08 1,28E-08 1,48E-08 1,82E-08 2,18E-08 2,86E-08 3,60E-08 2,39E-08 1,52E-08 1,58E-08 2,18E-08 4,39E-08 7,41E ,92E-08 2,34E-08 1,50E-08 1,38E-08 1,22E-08 1,41E-08 1,70E-08 2,04E-08 2,66E-08 3,34E-08 2,23E-08 1,43E-08 1,49E-08 2,06E-08 4,17E-08 7,08E ,69E-08 2,26E-08 1,44E-08 1,32E-08 1,17E-08 1,34E-08 1,60E-08 1,91E-08 2,48E-08 3,11E-08 2,08E-08 1,34E-08 1,40E-08 1,94E-08 3,96E-08 6,76E ,47E-08 2,18E-08 1,39E-08 1,26E-08 1,11E-08 1,27E-08 1,50E-08 1,80E-08 2,32E-08 2,91E-08 1,95E-08 1,27E-08 1,33E-08 1,83E-08 3,76E-08 6,45E ,26E-08 2,10E-08 1,33E-08 1,20E-08 1,06E-08 1,21E-08 1,42E-08 1,69E-08 2,18E-08 2,72E-08 1,83E-08 1,20E-08 1,25E-08 1,74E-08 3,57E-08 6,15E ,07E-08 2,02E-08 1,28E-08 1,15E-08 1,01E-08 1,15E-08 1,34E-08 1,60E-08 2,05E-08 2,56E-08 1,73E-08 1,13E-08 1,19E-08 1,65E-08 3,40E-08 5,87E ,88E-08 1,95E-08 1,23E-08 1,10E-08 9,67E-09 1,09E-08 1,27E-08 1,51E-08 1,93E-08 2,41E-08 1,63E-08 1,08E-08 1,13E-08 1,56E-08 3,23E-08 5,60E ,56E-08 1,81E-08 1,14E-08 1,01E-08 8,87E-09 9,98E-09 1,14E-08 1,36E-08 1,73E-08 2,15E-08 1,46E-08 9,73E-09 1,02E-08 1,42E-08 2,94E-08 5,12E ,28E-08 1,69E-08 1,06E-08 9,26E-09 8,16E-09 9,16E-09 1,04E-08 1,23E-08 1,56E-08 1,94E-08 1,32E-08 8,87E-09 9,33E-09 1,30E-08 2,69E-08 4,71E ,72E-08 1,44E-08 8,91E-09 7,68E-09 6,78E-09 7,54E-09 8,41E-09 9,94E-09 1,25E-08 1,54E-08 1,05E-08 7,22E-09 7,61E-09 1,06E-08 2,20E-08 3,88E ,32E-08 1,25E-08 7,67E-09 6,52E-09 5,76E-09 6,38E-09 7,02E-09 8,28E-09 1,03E-08 1,26E-08 8,67E-09 6,05E-09 6,39E-09 8,89E-09 1,85E-08 3,27E ,77E-08 9,94E-09 5,96E-09 4,97E-09 4,40E-09 4,84E-09 5,24E-09 6,13E-09 7,54E-09 9,18E-09 6,35E-09 4,54E-09 4,80E-09 6,68E-09 1,38E-08 2,47E ,20E-08 7,03E-09 4,08E-09 3,31E-09 2,96E-09 3,22E-09 3,41E-09 3,96E-09 4,80E-09 5,79E-09 4,04E-09 2,99E-09 3,16E-09 4,38E-09 8,96E-09 1,62E ,03E-09 5,45E-09 3,08E-09 2,46E-09 2,21E-09 2,39E-09 2,50E-09 2,89E-09 3,46E-09 4,15E-09 2,91E-09 2,21E-09 2,34E-09 3,22E-09 6,52E-09 1,18E ,22E-09 4,45E-09 2,47E-09 1,94E-09 1,75E-09 1,89E-09 1,96E-09 2,26E-09 2,68E-09 3,20E-09 2,26E-09 1,75E-09 1,84E-09 2,52E-09 5,07E-09 9,22E ,00E-09 3,76E-09 2,05E-09 1,60E-09 1,45E-09 1,56E-09 1,61E-09 1,84E-09 2,18E-09 2,58E-09 1,83E-09 1,44E-09 1,52E-09 2,06E-09 4,12E-09 7,51E ,13E-09 3,26E-09 1,75E-09 1,35E-09 1,23E-09 1,32E-09 1,36E-09 1,55E-09 1,82E-09 2,16E-09 1,53E-09 1,22E-09 1,28E-09 1,74E-09 3,45E-09 6,31E-09 ISSN