TINJAUAN DISPOSAL LIMBAH RADIOAKTIF PLTN DI DUNIA DAN POTENSI PENERAPANNYA DI INDONESIA

Transkripsi

1 TINJAUAN DISPOSAL LIMBAH RADIOAKTIF PLTN DI DUNIA DAN POTENSI PENERAPANNYA DI INDONESIA Sucipta Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN Kawasan PUSPIPTEK Serpong, Tangerang Selatan, untuk korespondensi : scipta@batan.go.id ABSTRAK TINJAUAN DISPOSAL LIMBAH RADIOAKTIF PLTN DI DUNIA DAN POTENSI PENERAPANNYA DI INDONESIA. Pembangkit tenaga nuklir merupakan satu-satunya teknologi penghasil energi skala besar yang bertanggung jawab penuh terhadap semua limbah dan biaya pengelolaannya. Pada setiap tahap dari daur bahan bakar ada teknologi disposal limbah radioaktif yang terbukti aman. Untuk limbah aktivitas rendah dan menengah hal ini sudah umum diimplementasikan. Untuk limbah aktivitas tinggi beberapa negara menunggu akumulasi agar cukup untuk menjamin optimalnya repositori geologi. Tujuan utama dalam mengelola dan men-dispose limbah radioaktif adalah untuk melindungi masyarakat dan lingkungan. Hal tersebut berarti mengisolasi atau meminimalkan limbah sehingga aktivitas atau konsentrasi dari setiap radionuklida yang kembali ke biosfer tidak berbahaya. Dalam kaitan ini dan sejalan dengan prinsip pengelolaan limbah tersebut Indonesia akan mempersiapkan sistem penyimpanan akhir (disposal), sebagai bagian ujung belakang dari tahapan pengelolaan limbah radioaktif, yang bertujuan untuk mengisolasi limbah sehingga tidak ada akibat paparan radiasi terhadap manusia dan lingkungan. Tingkat pengisolasian yang diperlukan dapat diperoleh dengan mengimplementasikan berbagai metode disposal, diantaranya dengan model disposal dekat permukaan (near surface disposal = NSD) dan disposal geologi (geological disposal = GD) sebagai pilihan yang umum untuk diterapkan di banyak negara. Kata kunci : disposal, limbah, radioaktif, PLTN ABSTRACT OVERVIEW OF DISPOSAL FOR RADIOACTIVE WASTE FROM NPP IN THE WORLD AND IT S APLICABILITY IN INDONESIA. Nuclear power is the only large-scale energy-producing technologies are fully responsible for all waste and cost management. At every stage of the fuel cycle there are proven and safe technologies for radioactive waste disposal. For low and intermediate level waste is commonly implemented it. For high-level waste, some countries are waiting the waste accumulation to be sufficient to guarantee optimal geologic repository. The main objective in managing and to dispose of radioactive waste is to protect people and the environment. It means to isolate or minimize the waste so that the level or concentration of any radionuclides back to the biosphere is harmless. In this context and in line with the principles of the waste management system, Indonesia will prepare the disposal, as part of the back end stages of radioactive waste management, which aims to isolate the waste so that no effect of radiation exposure to humans and the environment. The required level of isolation can be achieved by implementing various methods of disposal, such as the model of near-surface disposal (NSD) and the geological disposal (GD) as a public option to be implemented in many countries. Keywords : human resources, nuclear technology, radioactive waste treatment. PENDAHULUAN Pembangkit tenaga nuklir merupakan satusatunya teknologi penghasil energi skala besar yang bertanggung jawab penuh terhadap semua limbah dan biaya pengelolaannya. Volume limbah radioaktif relatif sangat kecil bila dibandingkan dengan volume limbah yang dihasilkan oleh pembangkit listrik berbahan bakar fosil. Bahan bakar nuklir bekas bisa diperlakukan sebagai sumber daya atau hanya sebagai limbah. Limbah nuklir tidak terlalu berbahaya atau tidak terlalu sulit untuk dikelola bila dibanding dengan limbah industri lainnya yang beracun. Metode yang aman untuk penyimpanan lestari limbah radioaktif Sucipta 301 STTN-BATAN & PTAPB-BATAN

2 aktivitas tinggi secara teknis telah tersedia, konsensus internasional telah menetapkannya dengan metode geological disposal (Gambar 1). Gambar 1. Skema Geological Disposal Untuk Limbah Radioaktif Aktivitas Tinggi Semua bagian dari daur bahan bakar nuklir menghasilkan beberapa limbah radioaktif (radwaste), dan biaya yang relatif murah untuk mengelola dan men-dispose limbah yang merupakan bagian dari biaya listrik, yakni diinternalisasi dan dibayar oleh konsumen listrik. Pada setiap tahap dari daur bahan bakar ada teknologi disposal limbah radioaktif yang terbukti aman. Untuk limbah aktivitas rendah dan menengah hal ini sudah umum diimplementasikan dengan metode near surface disposal (Gambar 2). Untuk limbah aktivitas tinggi beberapa negara menunggu akumulasi agar cukup untuk menjamin optimalnya repositori geologi, sementara Amerika Serikat, telah mengalami penundaan karena faktor politik. Gambar 2. Skema Near Surface Disposal (Tipe Underground) Untuk Limbah Radioaktif Aktivitas Rendah-Menengah Tidak seperti limbah industri lainnya, tingkat bahaya dari semua limbah nuklir (dari segi radioaktivitas) akan berkurang seiring dengan waktu. Setiap radionuklida yang terkandung dalam limbah memiliki waktu paro yang dibutuhkan untuk meluruhkan aktivitasnya hingga setengahnya. Radionuklida dengan umur paro panjang cenderung bersifat pemancar alfa dan beta yang membuat penanganannya lebih mudah, sementara yang berumur paro pendek cenderung memancarkan sinar gamma yang lebih tajam. Akhirnya semua limbah radioaktif meluruh menjadi unsur nonradioaktif. Tujuan utama dalam mengelola dan mendispose limbah radioaktif (atau lainnya) adalah untuk melindungi masyarakat dan lingkungan. Ini berarti mengisolasi atau menipiskan sampah sehingga aktivitas atau konsentrasi dari setiap radionuklida yang akan kembali ke biosfer ini tidak berbahaya. Untuk mencapai hal ini, hampir semua limbah yang terkandung dan dikelola, beberapa di antaranya perlu penguburan dalam dan permanen. Dari pembangkit listrik nuklir, tidak ada yang diperbolehkan untuk menyebabkan polusi berbahaya. Semua limbah beracun harus ditangani dengan aman, bukan hanya limbah radioaktif. Di negara-negara dengan industri nuklir yang kuat, limbah radioaktif berjumlah kurang dari 1% dari total limbah beracun dari industri (yang tetap berbahaya tanpa batas waktu). TEORI Limbah Radioaktif dari PLTN Dalam hal radioaktivitas, limbah aktivitas tinggi (LAT) adalah isu utama yang timbul dari penggunaan reaktor nuklir untuk menghasilkan listrik. Produk fisi radioaktivitas tinggi dan juga unsur-unsur transuranik diproduksi dari uranium dan plutonium selama operasi reaktor dan yang terkandung dalam bahan bakar. Negara-negara yang telah mengadopsi daur tertutup dengan mendaur ulang bahan bakar bekas, produk fisi dan aktinida minor dipisahkan dari uranium dan plutonium dan diperlakukan sebagai LAT (uranium dan plutonium kemudian digunakan kembali sebagai bahan bakar dalam reaktor). Di negara-negara yang tidak melakukan proses ulang bahan bakar bekas, maka bahan bakarnya dianggap sebagai limbah dan diklasifikasikan sebagai LAT. Limbah aktivitas rendah dan menengah timbul sebagai hasil samping dari operasi, seperti pembersihan sistem pendingin reaktor dan kolam penyimpanan bahan bakar, dekontaminasi peralatan, filter dan komponen logam yang telah menjadi radioaktif sebagai akibat dari penggunaannya di atau dekat reaktor. Seperti telah dicatat, volume limbah nuklir yang dihasilkan oleh industri nuklir sangat kecil dibandingkan dengan limbah yang ditimbulkan dari pembangkit energi lain. Setiap tahun, fasilitas pembangkit listrik tenaga nuklir di seluruh dunia menghasilkan sekitar m 3 limbah radioaktif aktivitas rendah dan menengah, dan sekitar m 3 limbah aktivitas tinggi termasuk bahan bakar bekas yang dianggap sebagai limbah [1]. Di negara-negara OECD, limbah beracun yang diproduksi setiap tahun sekitar 300 juta ton, STTN-BATAN & PTAPB BATAN 302 Sucipta

3 namun jumlah limbah radioaktif terkondisioning hanya m 3 per tahun. Di Inggris, misalnya, jumlah total limbah radioaktif (termasuk limbah radioaktif yang diprediksi akan timbul dari fasilitas nuklir yang ada) adalah sekitar 4,7 juta m 3, atau sekitar 5 juta ton. Sejauh ini 1 juta m 3 lebih sudah di-dispose. Dari total limbah radioaktif di Inggris, sekitar 94% (yaitu sekitar 4,4 juta m 3 ) termasuk ke dalam kategori limbah radioaktif aktivitas rendah (LLW). Sekitar 6% ( m 3 ) adalah limbah radioaktif kategori aktivitas menengah (ILW), dan kurang dari 0,1% (1000 m 3 ) digolongkan sebagai limbah aktivitas tinggi (LAT). Meskipun volume LAT relatif kecil, tetapi mengandung sekitar 95% dari radioaktivitas total [2]. PLTN tipe air ringan dengan daya 1000 MWe akan menghasilkan (langsung dan tidak langsung) m 3 per tahun limbah aktivitas rendah dan menengah. Akan dikeluarkan juga sekitar 20 m 3 (27 ton) bahan bakar bekas per tahun, yang sebanding dengan volume disposal 75 m 3 termasuk enkapsulasi jika diperlakukan sebagai limbah. Bila bahan bakar didaur ulang, hanya akan ditimbulkan 3 m 3 sampah vitrifikasi (gelas), yang setara dengan volume disposal 28 m 3 termasuk kanister untuk disposalnya. Hal ini sebanding dengan rata-rata ton abu yang dihasilkan dari pembangkit listrik tenaga batu bara dengan kapasitas daya yang sama. Saat ini, teknik reduksi volume dan teknologi minimisasi limbah serta mempraktekkan perbaikan berkelanjutan merupakan prinsip utama dalam kebijakan pengelolaan limbah di industri nuklir. Sementara volume limbah nuklir yang dihasilkan sangat kecil, isu yang paling penting bagi industri nuklir adalah mengelola limbah dengan cara yang ramah lingkungan dan menjamin keselamatan pekerja dan masyarakat. Jika bahan bakar bekas tidak diolah kembali, masih akan berisi semua isotop radioaktif tinggi, maka seluruh paket bahan bakar bekas diperlakukan sebagai LAT yang ditujukan untuk langsung ditempatkan di fasilitas disposal. Bahan bakar bekas tersebut juga menghasilkan banyak panas dan memerlukan pendinginan. Namun, karena sebagian besar terdiri dari uranium (dengan sedikit plutonium), hal itu merupakan sumber daya yang berharga maka ada keengganan yang meningkat untuk membuangnya tanpa bisa diambil kembali. Di lain pihak, setelah tahun, panas dan radioaktivitasnya telah mencapai 1/1000. Hal ini secara teknis merupakan alasan untuk menunda tindakan lebih lanjut terhadap LAT sampai radioaktivitas turun menjadi sekitar 0,1% dari aktivitas semula. Setelah penyimpanan selama sekitar 40 tahun bahan bakar bekas siap untuk dikemas dalam kontainer yang siap untuk penyimpanan lestari. Opsi langsung disposal terhadap bahan bakar bekas telah dipilih oleh Amerika Serikat dan Swedia, meskipun berkembang konsep lain bila generasi mendatang melihatnya sebagai sumber daya. Hal ini berarti memungkinkan adanya periode pengelolaan dan pengawasan sebelum repositori ditutup. Disposal Bahan Bakar Bekas dan LAT Ada sekitar ton bahan bakar bekas berada dalam fasilitas penyimpanan, sebagian besar ada di lokasi reaktor. Sekitar 90% disimpan dalam kolam penyimpanan, sebanding dengan yang disimpan dalam penyimpanan kering. Laju produksi tahunan bahan bakar bekas adalah sekitar ton, dan ton di antaranya di proses ulang. Secara logistik (stok), penyimpanan lestari (disposal) relatif tidak/belum begitu mendesak untuk dilakukan. Untuk menjamin bahwa tidak akan ada lepasan ke lingkungan yang signifikan terjadi selama puluhan ribu tahun, maka direncanakan dan dirancang sistem disposal geologi dengan penghalang berlapis (multibarrier). Hal itu untuk tujuan immobilisasi unsur-unsur radioaktif dalam LAT dan beberapa ILW, serta mengisolasi mereka dari biosfer. Penghalang utama dari multibarrier system tersebut adalah : - Immobilisasi limbah dalam sebuah matriks tak larut seperti gelas borosilikat atau batu sintetis (pelet bahan bakar sudah sangat stabil dalam keramik: UO2). - Seal di dalam wadah tahan korosi, seperti stainless steel. - Ditempatkan jauh di bawah permukaan bumi dan dalam struktur batuan yang stabil. - Wadah atau kontainer dikungkung dengan backfill kedap air seperti bentonit jika repositori dalam lingkungan basah. LAT dari proses olah ulang harus disolidifikasi. Perancis memiliki dua pabrik komersial untuk vitrifikasi LAT yang timbul dari pemrosesan ulang bahan bakar oksida, dan ada juga fasilitas tersebut di Inggris dan Belgia. Kapasitas fasilitas tersebut di Eropa Barat adalah kontainer (1000 ton) per tahun, dan beberapa di antaranya telah beroperasi selama tiga dekade. Pada pertengahan 2009, fasilitas di Sellafield, Inggris, telah mem-vitrifikasi LAT sebanyak 5000 kanister, yang merupakan reduksi volume dari 3000 m3 menjadi 750 m3 gelas limbah. Fasilitas tersebut dapat memproduksi sekitar 400 kanister per tahun. Sistem synroc (batu sintetis) Australia, adalah cara yang lebih canggih untuk immobilisasi limbah tersebut, dan proses ini bisa dikembangkan ke dalam skala komersial untuk limbah biasa. Hingga saat ini belum ada implementasi praktis dengan repositori LAT. Sebagai langkah penyimpanan sementara di permukaan bumi untuk jangka waktu tahun diperlukan agar panas Sucipta 303 STTN-BATAN & PTAPB-BATAN

4 dan radioaktivitas dapat meluruh sampai aktivitas yang membuat penanganan dan penyimpanan lebih mudah. Proses pemilihan repositori geologi dalam yang memadai sedang berlangsung di beberapa negara. Finlandia dan Swedia telah maju dengan rencana untuk disposal langsung bahan bakar bekas, karena parlemen mereka memutuskan atas dasar bahwa teknologi yang ada itu aman. Kedua negara telah memilih tapak, di Swedia, setelah kompetisi di antara dua lokasi. Amerika Serikat telah memilih tapak untuk repositori di Pegunungan Yucca di Nevada, meskipun ini sekarang dihentikan karena keputusan politik. Ada juga usulan untuk repositori LAT internasional di zona geologi yang optimal [3]. Ada satu hal yang masih menjadi pertanyaan yaitu apakah limbah harus ditempatkan sedemikian rupa sehingga mudah atau dapat diambil kembali dari repositori. Ada alasan kuat terhadap opsi terbuka tersebut, khususnya, adalah bahwa generasi mendatang mungkin mempertimbangkan limbah yang telah terkubur tersebut akan menjadi sumber daya berharga. Di sisi lain, penutupan permanen dapat meningkatkan keamanan jangka panjang fasilitas. Setelah terkubur selama sekitar tahun sebagian besar radioaktivitas akan meluruh. Jumlah radioaktivitas yang tersisa akan relatif sama dengan bijih uranium alami dari asalnya, bahkan akan lebih terkonsentrasi. Hukum di Perancis tahun 2006 tentang limbah mengatakan bahwa disposal LAT harus reversible, yang tampaknya merujuk pada strategi pengelolaan. Perancis, Swiss, Kanada, Jepang dan Amerika Serikat memerlukan konsep retrievabilitas, dan juga merupakan kebijakan di sebagian negaranegara lain, tetapi dalam jangka panjang nanti repositori akan tetap ditutup untuk memenuhi persyaratan keselamatan. Langkah-langkah atau rencana yang ada di berbagai negara tentang tempat untuk menyimpan, memproses ulang dan membuang bahan bakar bekas dan limbah, diuraikan dalam Tabel 1-4 (Lampiran). Limbah dari Dekomisioning Reaktor Nuklir Dalam hal reaktor nuklir, sekitar 99% dari radioaktivitas berkaitan dengan bahan bakar. Selain dari kontaminasi permukaan fasilitas, radioaktivitas sisanya berasal dari 'produk aktivasi' seperti komponen baja yang telah lama terkena iradiasi neutron. Atom mereka berubah menjadi isotop yang berbeda seperti besi-55, kobalt-60, nikel-63 dan karbon-14. Dua yang pertama adalah sangat radioaktif, memancarkan sinar gamma, tetapi dengan umur paro pendek maka setelah 50 tahun dari shutdown tingkat bahayanya jauh berkurang. Cesium-137 juga mungkin terdapat dalam limbah dekomisioning. Beberapa barang bekas dari dekomisioning dapat didaur ulang, tapi untuk penggunaan di luar industri diterapkan tingkat kliren yang sangat rendah, sehingga sebagian besar material harus dikubur. Umumnya, limbah berumur pendek aktivitas menengah (terutama dari dekomisioning reaktor) dikubur, sementara limbah berumur panjang aktivitas menengah (dari pengolahan ulang bahan bakar bekas) akan dibuang dalam disposal geologi dalam. Limbah aktivitas rendah ditempatkan dalam disposal dekat permukaan. Analogi Alam untuk Disposal Geologi Alam telah membuktikan bahwa isolasi geologi adalah mungkin melalui beberapa contoh alami (atau 'analog'). Kasus yang paling nyata terjadi hampir 2 miliar tahun yang lalu di Oklo, Gabon di Afrika Barat, dimana beberapa reaktor nuklir spontan dioperasikan dalam vena yang kaya bijih uranium [5]. Pada saat itu konsentrasi U-235 di semua uranium alam adalah sekitar 3%. Reaktorreaktor nuklir alami berlangsung selama sekitar tahun sebelum padam. Mereka memproduksi semua radionuklida yang ditemukan di LAT, termasuk lebih dari 5 ton produk fisi dan 1,5 ton plutonium, yang semuanya tetap di situs tersebut dan akhirnya meluruh menjadi unsur nonradioaktif. Studi tentang fenomena alam tersebut adalah penting untuk setiap penilaian repositori geologi, dan merupakan subyek dari beberapa proyek penelitian internasional. Namun, harus dicatat bahwa reaksi berjalan karena air tanah Oklo hadir sebagai moderator 'diperkaya' dan bijih uranium permeabel. HASIL DAN PEMBAHASAN Potensi Penerapan Disposal Limbah Radioaktif dari Rencana Operasi PLTN di Indonesia Dalam menghadapi rencana pemerintah Republik Indonesia yang akan membangun PLTN untuk memenuhi kebutuhan energi yang semakin meningkat, maka wajib dipersiapkan pula program dan kebijakan dalam pengelolaan limbah radioaktifnya. Pengelolaan limbah radioaktif tersebut meliputi proses kegiatan dari hulu ke hilir atau mulai dari klasifikasi dan pengumpulan, pengangkutan, pengolahan, penyimpanan sementara hingga penyimpanan lestari (disposal). STTN-BATAN & PTAPB BATAN 304 Sucipta

5 Sebagaimana telah diamanatkan dalam Undang-undang Nomor 10 Tahun 1997 bahwa Indonesia menganut sistem daur bahan bakar nuklir terbuka yang menetapkan bahwa bahan bakar nuklir bekas dianggap sebagai limbah radioaktif aktivitas tinggi (LAT). Dengan demikian maka kebijakannya bahwa bahan bakar nuklir bekas bisa langsung di tempatkan dalam disposal setelah dikemas dalam kanister dan kontainer tertentu. Dalam kaitan ini dan sejalan dengan prinsip pengelolaan limbah tersebut Indonesia akan mempersiapkan sistem penyimpanan akhir (disposal), sebagai bagian ujung belakang dari tahapan pengelolaan limbah radioaktif, yang bertujuan untuk mengisolasi limbah sehingga tidak ada akibat paparan radiasi terhadap manusia dan lingkungan. Tingkat pengisolasian yang diperlukan dapat diperoleh dengan mengimplementasikan berbagai metode disposal, diantaranya dengan model disposal dekat permukaan (near surface disposal = NSD) [6,7] dan disposal geologi (geological disposal = GD) [8] sebagai pilihan yang umum untuk diterapkan di banyak negara. Di dalam NSD, fasilitas penyimpanan diletakkan pada atau di bawah permukaan tanah, dengan ketebalan lapisan pelindung beberapa meter. Dalam beberapa kasus lapisan pelindung tersebut bisa mencapai beberapa puluh meter pada tipe fasilitas rock cavern. Fasilitas-fasilitas tersebut dikhususkan untuk limbah aktivitas rendah dan sedang tanpa atau sedikit mengandung radionuklida berumur panjang. Fasilitas geological disposal diletakkan pada kedalaman beberapa ratus meter hingga seribu meter di bawah permukaan tanah, maka sering disebut juga dengan istilah deep geological diposal. Fasilitas-fasilitas tersebut dikhususkan untuk limbah aktivitas tinggi (LAT) dan mengandung radionuklida berumur panjang. Batuan pengungkung (hostrock) untuk disposal tipe NSD bisa dipilih batulempung atau batuan lain yang memenuhi syarat yang tersebar di beberapa pulau di Indonesia. Ada beberapa potensi batulempung yang ditemukan di P. Jawa, seperti Formasi Subang dan Formasi Bojongmanik (Gambar 3). Batuan beku krsitalin seperti andesit dan trakit yang berpotensi sebagai hostrock untuk NSD adalah seperti andesit gunungapi Gede di Banten dan andesit/trakhit dari Batuan Gunungapi Genuk di Jepara (Gambar 4). Gambar 4. Singkapan Batuan Beku Andesit Di Daerah Puloampel, Serang (atas) dan Trakhit di G. Ragas, Jepara (bawah) Untuk disposal tipe DGD bisa dipilih batulempung atau batuan kristalin (granit/granodiorit) yang juga tersebar di beberapa pulau di Indonesia. Batulempung yang berpotensi sebagai hostrock DGD meliputi batulempung Formasi Subang dan Formasi Bojongmanik di Jawa Barat atau Banten. Batuan beku granit/granodiorit yang berpotensi sebagai hostrock DGD seperti Granit Klabat di Bangka (Gambar 5). Gambar 3. Singkapan Batulempung Formasi Subang di Sumedang Gambar 5. Singkapan Granit Di Dekat Bukit Nibung, Daerah Airputih, Muntok, Bangka Barat Penyiapan fasilitas disposal tersebut meliputi aktivitas pemilihan tapak, pembuatan disain, pengkajian keselamatan, perijinan, konstruksi dan komisioning. Tahap selanjutnya Sucipta 305 STTN-BATAN & PTAPB-BATAN

6 adalah pengoperasian, penutupan, kontrol institusional, pemeliharaan dan pemantauan lingkungan. KESIMPULAN Sejalan dengan prinsip pengelolaan limbah yang memenuhi prinsip keselamatan, Indonesia akan mempersiapkan sistem penyimpanan akhir (disposal), sebagai bagian ujung belakang dari tahapan pengelolaan limbah radioaktif, yang bertujuan untuk mengisolasi limbah sehingga tidak ada akibat paparan radiasi terhadap manusia dan lingkungan. Pemenuhan terhadap prinsip pengisolasian yang memadai dapat diperoleh dengan mengimplementasikan model disposal dekat permukaan (near surface disposal) dan disposal geologi (geological disposal). Batuan pengungkung (hostrock) untuk disposal tipe NSD bisa dipilih batulempung atau batuan lain yang memenuhi syarat yang tersebar di beberapa pulau di Indonesia, khususnya pulau Jawa. Sebagai contoh hostrocks yang potensial adalah batulempung Formasi Subang dan Formasi Bojongmanik, batuan beku krsitalin seperti andesit gunungapi Gede di Banten dan andesit/trakhit dari Batuan Gunungapi Genuk di Jepara. Untuk disposal tipe DGD bisa dipilih batulempung atau batuan kristalin (granit/granodiorit) yang juga tersebar di beberapa pulau di Indonesia, seperti batulempung Formasi Subang dan Formasi Bojongmanik di Jawa Barat atau Banten, dan batuan beku granit/granodiorit Granit Klabat di Bangka. Aktivitas pemilihan tapak, pembuatan disain, pengkajian keselamatan, perijinan, konstruksi dan komisioning perlu dipersiapkan dengan baik, kemudian dilanjutkan tahap pengoperasian, penutupan, kontrol institusional, pemeliharaan dan pemantauan lingkungan. DAFTAR PUSTAKA 1. : Managing Radioactive Waste (diakses Januari 2012) 2. Department of Energy and Climate Change (DECC) and the Nuclear Decommissioning Authority (NDA), Radioactive Wastes in the UK: A Summary of the 2010 Inventory, Europe steps towards shared repository concept, World Nuclear News, (diakses Januari 2012) 5. GURBAN and M. LAAKSOHARJU, Uranium transport around the reactor zone at Okelobondo (Oklo), Data evaluation with M3 and HYTEC, SKB Technical Report TR via 6. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Near Surface Disposal of Radioactive Waste, Safety Requirements No. WS-R-1, IAEA, Vienna, INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Near Surface Disposal of Radioactive Wastes, Safety Series No S.3, IAEA, Vienna (1994). 8. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Geological Disposal of Radioactive Waste, Safety Requirements No. WS-R-4, IAEA, Vienna, TANYA JAWAB Pertanyaan 1. Apa keuntungan masing-masing metode diatas permukaan, didalam tanah dan gabungan. Pertimbangan apa yang digunakan untuk memutuskan metode yang digunakan? (Bagiyono) 2. Apakah persyaratan (tapak) untuk PLTN dan penyimpanan limbah lestari sama dan harus berdekatan? Misalnya : Muria, Banten, Babel (Sudaryo) Jawaban 1. Masing-masing memiliki keuntungan sesuai dengan kondisi tapak yang tersedia. Sebetulnya hal itu merupakan usaha untuk mengoptimalkan potensi tapak yang ada (optimasi). 2. Persyaratan tapak PLTN dan disposal ada perbedaannya, tapi juga ada persamaannya. Sebagai contoh, tapak PLTN harus relatif dekat dengan badan air perumahan (laut, sungai besar dan lain-lain), sedangkan tapak disposal harus jauh dari badan air. Persamaannya adalah samasama harus berada pada lingkungan geologi yang stabil dalam jangka panjang. Penempatan PLTN dan disposal tidak harus berdekatan, tetapi kalau sama-sama memenuhi persyaratan bisa pula( bahkan lebih baik ) berdekatan karena bisa mengurangi biaya transportasi limbah. Memperkecil resiko transportasi dan relatif mudah dalam penerimaan masyarakat. STTN-BATAN & PTAPB BATAN 306 Sucipta

7 Tabel 1. Pengelolaan Bahan Bakar Bekas dan LAT Dari Reaktor Nuklir di Eropa Daratan [4] NO NEGARA KEBIJAKAN FASILITAS DAN KEMAJUAN MENUJU REPOSITORI AKHIR 1 Belgia Olah ulang sentralisasi penyimpanan limbah di Dessel laboratorium bawah tanah didirikan tahun1984 di Mol konstruksi repositori akan dimulai sekitar Perancis Olah ulang laboratorium bawah tanah dalam batulempung dan granit konfirmasi parlemen pada tahun 2006 dengan opsi disposal geologi dalam, kontainer untuk dapat diambil kembali dan kebijakan reversible Bure clay sebagai tapak repositori berlisensi 2015, operasi Jerman Olah ulang tetapi ganti ke langsung disposal perencanaan repositori sejak 1973 penyimpanan bahan bakar bekas di kubah garam Ahaus dan Gorleben repositori geologi mungkin dapat beroperasi di Gorleben setelah Rusia Olah ulang laboratorium bawah tanah di granit atau gneiss di kawasan Krasnoyarsk dari 2015, dapat berkembang ke arah repositori tapak untuk repositori dalam penyelidikan di semenanjung Kola berbagai fasilitas penyimpanan sementara dalam operasi 5 Swedia Langsung disposal fasilitas terpusat untuk penyimpanan bahan bakar bekas - CLAB - beroperasi sejak tahun 1985 laboratorium penelitian bawah tanah di Aspo untuk repositori LAT tapak Osthammar terpilih untuk repositori (lokasi sukarela) 6 Inggris Olah ulang repositori limbah aktivitas rendah beroperasi sejak tahun 1959 LAT dari olah ulang dengan vitrifikasi dan disimpan di Sellafield lokasi repositori berdasar atas kesepakatan masyarakat New NDA, perusahaan untuk kemajuan disposal geologi Tabel 2. Pengelolaan Bahan Bakar Bekas dan LAT Dari Reaktor Nuklir Di Eropa Kepulauan [4] NO NEGARA KEBIJAKAN FASILITAS DAN KEMAJUAN MENUJU REPOSITORI AKHIR 1 Finlandia Langsung disposal Program mulai tahun 1983, dua fasilitas penyimpanan bahan bakar bekas dalam operasi Posiva Oy didirikan tahun 1995 untuk menerapkan disposal geologi dalam laboratorium penelitian bawah tanah di Onkalo dalam pembangunan Repositori direncanakan dari fasilitas tersebut, dekat Olkiluoto, terbuka pada tahun Swedia Langsung disposal fasilitas terpusat untuk penyimpanan bahan bakar bekas - CLAB - beroperasi sejak tahun 1985 laboratorium penelitian bawah tanah di Aspo untuk repositori LAT tapak Osthammar terpilih untuk repositori (lokasi sukarela) 3 Inggris Olah ulang repositori limbah aktivitas rendah beroperasi sejak tahun 1959 LAT dari olah ulang dengan vitrifikasi dan disimpan di Sellafield lokasi repositori berdasar atas kesepakatan masyarakat New NDA, perusahaan untuk kemajuan disposal geologi Tabel 3. Pengelolaan Bahan Bakar Bekas dan LAT Dari Reaktor Nuklir Di Asia [4] NO NEGARA KEBIJAKAN FASILITAS DAN KEMAJUAN MENUJU REPOSITORI AKHIR 1 China Olah ulang sentralisasi penyimpanan bahan bakar bekas di Lanzhou pemilihan lokasi repositori akan selesai pada tahun 2020 laboratorium penelitian bawah tanah dari 2020, pembuangan dari India Olah ulang Penelitian disposal geologi dalam untuk LAT 3 Jepang Olah ulang laboratorium bawah tanah pada granit di Mizunami sejak tahun 1996 fasilitas penyimpanan limbah aktivitas tinggi di Rokkasho sejak tahun 1995 penyimpanan limbah aktivitas tinggi disetujui untuk Mutsu dari 2010 NUMO menyiapkan di tahun 2000, pemilihan lokasi untuk repositori geologi dalam sejak 2025, operasi dari 2035, retrievable 4 Korea Selatan Langsung disposal program limbah dikonfirmasi sejak 1998 sentralisasi penyimpanan sementara yang direncanakan dari tahun 2016 Sucipta 307 STTN-BATAN & PTAPB-BATAN

8 Tabel 4. Pengelolaan Bahan Bakar Bekas dan LAT Dari Reaktor Nuklir Di Benua Amerika [4] NO NEGARA KEBIJAKAN FASILITAS DAN KEMAJUAN MENUJU REPOSITORI AKHIR 1 Kanada Langsung disposal Organisasi Pengelolaan Limbah Nuklir dibentuk 2002 repositori geologi dalam dikukuhkan sebagai kebijakan, retrievable pencarian tapak repositori dari 2009, yang direncanakan untuk 2 USA Langsung disposal tetapi ada pertimbangan ulang digunakan 2025 DoE bertanggung jawab untuk bahan bakar bekas dari tahun 1998, dana limbah $ 32,000,000,000 dapat dipertimbangkan litbang repositori dalam welded tuff di Yucca Mountain, Nevada 2002, keputusan repositori geologi yang berada di Yucca Mountain dimentahkan politik pada tahun 2009 STTN-BATAN & PTAPB BATAN 308 Sucipta