HUBU GA THERMAL OUTPUT DE GA VOLUME LIMBAH HASIL AKTIVITAS DEKOMISIO I G STUDI KASUS : REAKTOR PE ELITIA DI JEPA G

Transkripsi

1 HUBU GA THERMAL OUTPUT DE GA VOLUME LIMBAH HASIL AKTIVITAS DEKOMISIO I G STUDI KASUS : REAKTOR PE ELITIA DI JEPA G Susetyo Hario Putero, or Aprina Hadiani Program Studi Teknik Nuklir, Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada ABSTRAK HUBU GA THERMAL OUTPUT DE GA VOLUME LIMBAH HASIL AKTIVITAS DEKOMISIO I G STUDI KASUS : REAKTOR PE ELITIA DI JEPA G. Kegiatan akan menghasilkan limbah yang cukup besar dan memerlukan biaya yang cukup besar untuk pengelolaannya. Pada tahapan persiapan semua aspek pelaksanaan yang akan dilakukan harus diperhitungkan. Proses dapat dilakukan dengan lebih tepat dengan mengetahui lebih awal jumlah limbah yang akan dihasilkan. Untuk itu studi ini dilaksanakan untuk mengetahui hubungan antara thermal output suatu reaktor penelitian dengan limbah yang dihasilkan dari proses. Hasilnya diharapkan dapat menjadi pertimbangan pada saat melaksanakan reaktor riset lainnya, khususnya yang ada di Indonesia. Data thermal output reaktor penelitian di Jepang dan limbah yang dihasilkan dari proses didapatkan dengan studi literatur dan wawancara dengan staf JAEA, Jepang. Data yang didapatkan diolah secara statistik dengan metode regresi dan analysis of variance mempergunakan program Minitab 14.Jumlah limbah yang dihasilkan dari proses suatu reaktor penelitian sangat dipengaruhi oleh thermal output reaktor tersebut. Hubungan tersebut dapat dinyatakan dalam bentuk persamaan polinomial. Diketahuinya hubungan ini akan membantu dalam perencanaan kegiatan secara lebih tepat, sehingga sumber daya yang dibutuhkan untuk kegiatan tersebut akan lebih tepat pula. ABSTRACT THE RELATIO SHIP BETWEE THERMAL OUTPUT A D WASTE VOLUME PRODUCED FROM DECOMMISSIO I G ACTIVITIES CASE STUDY : RESEARCH REACTOR I JAPA. Decommissioning activities produce big amount of radioactive waste that is costly for treating this waste. In the planning steps, all aspects related to decommissioning operation should be detail calculated. Decommissioning activities could be done appropriately by knowing waste volume prior to execution steps. Therefore, the relation between thermal output of research reactor and waste volume produced has been studied. The results could be used as a reference for other research reactors decommissioning, especially reactors decommission in Indonesia. Data of research reactor thermal outputs and volume of waste produced were collected by literatures and interview JAEA staffs. Data was analysed by regression method and analysis of variance using Minitab 14 program. Waste volume produced from research reactor decommissioning is significantly affected by the reactor s thermal output. The relationship is described by polynomial equation. This equation will assist on planning of decommissioning, thus resources needed for this activities could be appropriate prepared. PE DAHULUA Reaktor nuklir merupakan suatu instalasi yang memiliki umur operasi yang cukup panjang, yaitu antara 30 tahun sampai dengan 40 tahun. Reaktor nuklir yang telah mencapai akhir usia operasinya, akan dihentikan operasinya secara permanen. Karena reaktor tersebut telah terkontaminasi dan atau teraktivasi bahan radioaktif yang digunakan selama beroperasi, maka harus dilakukan proses secara khusus. Pada proses dilakukan kegiatan dismantling seluruh peralatan yang pernah dipergunakan dan pembongkaran bangunan reaktor. Secara umum dibagi menjadi 3 tahap. yaitu sebagai berikut 1. Persiapan 2. Operasi 3. Restorasi lokasi Kegiatan tersebut akan menghasilkan limbah yang cukup besar dan memerlukan biaya yang cukup besar untuk pengelolaanya. Pada tahapan persiapan semua aspek pelaksanaan yang akan dilakukan harus diperhitungkan termasuk perkiraan biaya seluruh proses. Dengan mengetahui lebih awal jumlah limbah yang akan dihasilkan, maka proses dapat dilakukan dengan lebih tepat. Untuk itu studi ini dilaksanakan untuk mengetahui hubungan antara thermal output suatu reaktor penelitian dengan limbah yang dihasilkan dari proses. Hasilnya diharapkan dapat menjadi pertimbangan 116

2 pada saat melaksanakan reaktor riset lainnya, khususnya yang ada di Indonesia. DEKOMISIO I G Dekomisioning adalah suatu proses yang dilakukan pada suatu instalasi nuklir yang telah selesai masa operasinya. Pada proses ini dilakukan pembongkaran instalasi dan langkah-langkah yang diperlukan untuk melindungi public dari bahaya radiasi [1]. Selama proses akan dihasilkan limbah padat dalam jumlah besar, meskipun sebagian besar tidak radioaktif. Sebagian besar limbah hasil proses adalah konkret dan bahanbahan bangunan yang mengandung radioaktivitas yang sangat kecil. Sepersepuluh dari limbah hasil proses mengandung bahan radioaktif dengan tingkat radiasi maksimum masuk kategori limbah menengah [2]. Secara umum aktivitas dapat dilakukan dengan 3 cara, yaitu [3] : 1. Mothballing (SAFSTOR). Pada cara ini instalasi didekontaminasi dan selanjutnya ditutup serta dijaga. 2. Entombment (E TOMB). Pada cara ini memerlukan pendirian penahan dari konkret dan baja untuk menahan bahan radioaktif. 3. Dismantlement (DECO ). Pada cara ini dilakukan pemindahan dan pembuangan bahan radioaktif. Dekomisioning membutuhkan perencanaan yang memadai untuk mampu melaksanakan tugas dengan aman dan ekonomis. Aspek keselamatan yang mendasari kegiatan inilah yang menyebabkan proses dilaksanakan dalam waktu yang cukup lama (lebih dari 2 tahun). Aktivitas yang signifikan antara lain: 1. Pembangunan fasilitas sementara atau modifikasi fasilitas yang ada untuk mendukung aktivitas dismantling. Hal ini termasuk persiapan lokasi pemrosesan terpadu untuk memfasilitasi pengamanan peralatan dan preparasi komponen untuk penyimpanan offsite. 2. Konfigurasi ulang dan modifikasi struktur lokasi dan memfasilitasinya sesuai keperluan. 3. Mendesain dan membangun shielding permanen maupun sementara untuk mendukung aktivitas pengamanan dan transportasi, konstruksi untuk kontrol kontaminasi, dan persiapan awal peralatan khusus. 4. Mempersiapkan peralatan seperti kontainer untuk pengangkutan, dan peralatan industri. 5. Dekontaminasi komponen dan sistem pemipaan untuk melindungi pekerja 6. Penanganan, pemindahan, pengelompokan, dan pengepakan reaktor nuklir dan struktur metal di sekelilingnya Pekerjaan ini dilaksanakan di dalam lingkungan air, sehingga dilakukan dengan perangkat khusus dari jarak jauh. 7. Pemisahan bagian teraktivasi dari pelindung biologis. Jika di dalam reaktor terdapat steam generator dan pressurizer, maka ikut dipindahkan bersama komponen pelindung biologis. Pada proses ini, semua data teknis harus didata, seperti jumlah radiasi yang diterima pekerja, jumlah limbah yang dihasilkan oleh reaktor, jumlah material yang teraktivasi selama proses dan survei area dekontaminasi dari struktur. Kebijakan dasar suatu fasilitas nuklir di Jepang yang ditentukan oleh uclear Safety Commission adalah : Dekomisioning merupakan tanggung jawab dari operator fasilitas tersebut. Dekomisioning dilaksanakan untuk meyakinkan adanya keselamatan dalam pengelolaan fasilitas serta untuk mendapatkan pemahaman dan dukungan masyarakat sekitar fasilitas. DEKOMISIO I G REAKTOR DI JEPA G Data thermal output reaktor penelitian di Jepang dan limbah yang dihasilkan dari proses didapatkan dengan studi literatur dan wawancara dengan staff Japan Atomic Energy Agency (JAEA), Jepang. Data limbah dinyatakan dalam jumlah drum limbah radioaktif (200 1). Data yang didapatkan diolah secara statistik dengan metode regresi dan analysis of variance mempergunakan program Minitab 14. Hipotesis untuk model regresi adalah : H 0 : β i = 0 H 1 : β i 0 117

3 Hipotesis awal berarti parameter model sama dengan 0, sedangkan hipotesis alternatif berarti minimal ada 1 parameter yang tidak bernilai 0. Daerah penolakan hipotesis awal adalah : F > F (α; v1, v2) atau p-value < α [4]. PEMBAHASA Pada saat ini di Jepang terdapat 19 buah reaktor penelitian seperti ditunjukkan pada Tabel 1. Tabel 1. Reaktor penelitian di Jepang [5]. o Reaktor Thermal Output Japan Research Reactor 1 1 (JRR-1) 50 kw Japan Research Reactor 2 2 (JRR-2) 10 MW Japan Research Reactor 3 3 (JRR-3) 20 MW Japan Research Reactor 4 4 (JRR-4) 3,5 MW 5 SRR 300 kw 6 JMTR 50 MW 7 HTTR 30 MW Japan Power DemonstrationReactor 8 (JPDR) 90 MW 9 uclear Ship Mutsu ( SM) 36 MW Hitachi Training Reactor 10 (HTR) Toshiba Training Reactor 11 (TTR) Musashi Institute of 12 Technology Reactor 13 Rikkyo Reactor 14 UTR-KIPKI 1 W 15 KURRI 5 MW 16 YAYOI 2 kw 17 JOYO 140 MW 18 FUGE 557 MW 19 MO JU 714 MW Beberapa dari reaktor-reaktor di atas telah memasuki proses seperti tampak pada Tabel 2. Tabel 2. Reaktor penelitian di Jepang yang memasuki proses [5]. o ama fasilitas Keterangan 1 JRR 1 Proses dismantling telah selesai dilaksanakan. Extended-shutdown (digunakan sebagai fasilitas penelitian material BBN) 2 JRR 2 Proses dismantling dan aktivitas lain telah selesai dilaksanakan. Limbah bahan bakar, air berat, sistem pendingin reaktor telah dikirimkan ke reprocessing plant 3 JPDR Dekomisioning telah selesai dilaksanakan 4 SM Dismantling selesai. 5 JRR Musashi Institute of Technology Reactor Rikkyo Reactor 8 HTR Dismantling selesai. 9 TTR 10 FUGE Operasi dihentikan Limbah yang dihasilkan dari proses dari reaktor-reaktor penelitian di Jepang bervariasi jumlahnya. Pada tahun 2006 Decommissioning R&D Group uclear Cycle Backend Directorate JAEA telah mendata jumlah drum limbah (200 l) yang berasal dari proses beberapa reaktor penelitian di Jepang. Hasilnya ditunjukkan dalam Tabel

4 Tabel 3. Jumlah drum limbah (200 l) hasil dismantling reaktor penelitian di Jepang [5]. Reaktor Perkiraan Volume Total Penelitian (drum 200 liter) JRR TTR HTR JRR JRR JPDR Untuk mengetahui hubungan antara thermal output setiap reaktor penelitian dengan jumlah limbah yang dihasilkan, dilakukan analisis dengan metode regresi. Hasil analisis ditunjukkan pada Gambar 1. Jumlah drum (200 l) Thermal Output Gambar 1. Grafik hubungan antara thermal output dengan jumlah drum limbah (200 l) yang dihasilkan. Dari grafik regresi terlihat bahwa ada hubungan yang sangat kuat antara jumlah limbah yang dihasilkan dengan thermal output reaktor penelitian tersebut. Hal ini dilihat dari nilai nilai koefisien determinasi yang sangat tinggi, yaitu sebesar 99,9%. Hubungan tersebut ditunjukkan dengan persamaan di bawah ini. V = 6.630,58 + 7,5336.E E 2...(1) Dimana : V = Volume limbah (200 l drum) E = Thermal Output (kw) Hasil analisis regresi dan Analysis of Variance dengan menggunakan software Minitab 14 untuk model kubik adalah sebagai berikut : Volume limbah (200 l drum) versus E; E^2 The regression equation is Volume limbah (200 l drum) = ,53 E -0, E^2 Predictor Coef SE Coef T P Constant ,97 0,009 E 7,5336 0, ,94 0,000 E^2-0, , ,92 0,000 S = 1960 R-Sq = 99,9% R-Sq(adj) = 99,9% Analysis of Variance Source DF SS MS F P Regression ,49 0,0 Residual Error Lack of Fit ,03 0,208 Pure Error Total rows with no replicates Source DF Seq SS E E^ Unusual Observations Obs E Volume l Fit SE Fit Residual St Resid ,66 X X denotes an observation whose X value gives it large influence. Analisis ini menggunakan level toleransi α sebesar 5% dengan v 1 dan v 2 sebesar 2 dan 3. Nilai F pada tabel untuk F (0,05;2,3) adalah sebesar 9,55. Dari perhitungan didapatkan nilai F sebesar 1.905,49 yang berarti jauh di atas nilai F pada tabel. Berdasarkan perhitungan juga didapatkan nilai P sebesar 0. Hal ini 119

5 menunjukkan bahwa minimal 1 dari parameter model regresi di atas tidak bernilai 0. Hal ini berarti model regresi yang telah dibuat dalam persamaan (1) dapat dipergunakan. Hasil uji p-value untuk uji lack of fit menunjukkan p-value > 0,05. Oleh karena itu penolakan terhadap hipotesis awal juga gagal dan dapat disimpulkan bahwa tidak ada lack of fit dalam model. Hal ini juga menguatkan bahwa model telah sesuai dengan data yang diperoleh. KESIMPULA Jumlah limbah yang dihasilkan dari proses suatu reaktor penelitian sangat dipengaruhi oleh thermal output reaktor tersebut. Hubungan tersebut dapat dinyatakan dalam bentuk persamaan polinomial. Adanya hubungan ini akan membantu dalam perencanaan kegiatan secara lebih tepat, sehingga sumber daya yang dibutuhkan untuk kegiatan tersebut akan lebih tepat pula. DAFTAR PUSTAKA 1. MURRAY, R. L., Understanding Radioactive Waste, Battelle Press, Ohio OJOVAN, M.I and LEE, W. E., An Introduction to uclear Waste Immobilisation, Elsevier, London RAHN, F. J., et.al, A Guide to uclear Power Technology: A Resource for Decision Making, John Wiley & Sons, Inc, New York IRIAWAN, NUR dan ASTUTI, S. P., Mengolah Data Statistik dengan Mudah Menggunakan Minitab 14, Penerbit Andi, Yogyakarta DECOMMISSIONING R&D GROUP NUCLEAR CYCLE BACKEND DIRECTORATE JAEA, Decommissioning Activities in JAEA, Japan Atomic Energy Agency, Tokaimura