HUBUNGANTHERMALOUTPUT DENGAN VOLUME LIMBAH HASIL AKTIVIT AS DEKOMISIONING STUDI KASUS: REAKTOR PENELITIAN 01 JEPANG

Transkripsi

1 Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK HUBUNGANTHERMALOUTPUT DENGAN VOLUME LIMBAH HASIL AKTIVIT AS DEKOMISIONING STUDI KASUS: REAKTOR PENELITIAN 01 JEPANG Susetyo Hario Putero, Nor Aprina Hadiani Program Studi Teknik Nuklir, Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada ABSTRAK HUBUNGAN THERMAL OUTPUT DENGAN VOLUME LIMBAH HASIL AKTIVITAS DEKOMISIONING STUDI KASUS: REAKTOR PENELITIAN DI JEPANG. Kegiatan dekomisioning 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 dekomisioning dapat dilakukan dengan lebih tepat dengan mengetahui lebih awal jumlah limbah yang akan dihusilkan. Untuk itu studi ini dilaksanakan untuk mengetahui hubungan antara thermal output suatu reaktor penelitian dengan limbah yang dihasilkan dari proses dekomisioning. Hasilnya diharapkan dapat menjadi pertimbangan pada saat melaksanakan dekomisioning reaktor riset lainnya, khususnya yang ada di Indonesia. Data thermal output reaktor penelitian di Jepang dan limbah yang dihasilkan dari proses dekomisioning 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 dekomisioning 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 dekomisioning secara lebih tepat, sehingga sumber daya yang dibutuhkan untuk kegiatan tersebut akan lebih tepat pula. ABSTRACT THE RELATIONSHIP BETWEEN THERMAL OUTPUT AND WASTE VOLUME PRODUCED FROM DECOMMISSIONING ACTIVITIES CASE STUDY : RESEARCH REACTOR IN JAPAN. 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 neededfor this activities could be appropriate prepared. PENDAHULUAN 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 dekomisioning secara khusus. Pada proses dekomisioning dilakukan kegiatan dismantling seluruh peralatan yang pernah dipergunakan dan pembongkaran bangunan reaktor. Secara umum dekomisioning dibagi menjadi 3 tahap. yaitu sebagai berikut I. Persiapan 2. Operasi dekomisioning 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 dekomisioning. Dengan mengetahui lebih awal jumlah limbah yang akan dihasilkan, maka proses dekomisioning 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 dekomisioning. Hasilnya diharapkan dapat menjadi pertimbangan 116

2 Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK pada saat melaksanakan dekomisioning reaktor riset lainnya, khususnya yang ada di Indonesia. DEKOMISIONING 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[1j. Selama proses dekomisioning akan dihasilkan limbah padat dalam jumlah besar, meskipun sebagian besar tidak radioaktif. Sebagian besar limbah hasil proses dekomisioning adalah konkret dan bahanbahan bangunan yang mengandung radioaktivitas yang sangat keci!. Sepersepuluh dari Iimbah hasil proses dekomisioning mengandung bahan radioaktif dengan tingkat radiasi maksimum masuk kategori Iimbah menengah [2]. Secara umum aktivitas dekomisioning dapat dilakukan dengan 3 cara, yaitu (3J: 1. Mothballing (SAFSTOR). Pada cara ini instalasi didekontaminasi dan selanjutnya ditutup serta dijaga. 2. Entombment (ENTOMB). Pada cara ini memerlukan pend irian penahan dari konkret dan baja untuk menahan bahan radioaktif. "]: Dismantlement (DECON). 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 dekomisioning dilaksanakan dalam waktu yang cukup lama (lebih dari 2 tahun). Aktivitas dekomisioning yang signifikan an tara lain: I. 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 ojjsite. 2. Konfigllrasi 1Iiang dan modifikasi struktllr lokasi dan memfasilitasinya sesllai keperluan dekomisioning. 3. Mendesain dan membangun shielding perman en 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 dijakukan dengan perangkat khusus dari jarakjauh. 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 hams 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 dekomisioning suatu fasilitas nuklir di Jepang yang ditentukan oleh Nuclear 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. DEKOMISIONING JEP ANG Data thermal output reaktor penelitian di Jepang dan limbah yang dihasilkan dari proses dekomisioning didapatkan dengan studi Iiteratur dan wawancara dengan staff Japan Atomic Energy Agency (JAEA), Jepang. Data limbah dinyatakan dalam jumlah drum limbah radioaktif (200 I). Data yang didapatkan diolah secara statistik dengan metode regresi dan analysis of variance mempergunakan program Minitab 14. Hipotesis untuk model regresi adalah : Ho : Pi = 0 HI: Pi :f 0 REAKTOR DI 117

3 Pusat Teknologi Limbah RadioaktifBATAN Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-R1STEK Tabcl2. Reaktor penelitian di Jepang yang Hipotesis awal berarti parameter model memasuki proses sarna dengan 0, sedangkan hipotesis dekomisioning[5]. altematif berarti minimal ada ] parameter Institute Nama yang tidak bemilai O. Daerah penolakan FUGEN Rikkyo JRR3 JRR2 JPDR NSM HTR ITR 1Memasuki fasilitas bahan Dekomisioning Extended-shutdown of tahap bakar, air telah Dismantling Memasuki dekomisioning Operasi _ dihentikan tahap selesai. tahap berat, No Keterangan hipotesis awal adalah : telah dilaksanakan. ] reprocessinrplant dilaksanakan. (digunakan fasilitas material aktivitas selesai sistem Prosesdikirimkan pendingin dismantling penelitian BBN) lain sebagai telah Proses Limbah ke 38 Technology Musashi Reactor reaktor selesai dan dismantling telah 5 76 dekomisioning 9 I [4] F> F(n; vi, v2) atau p-va ue < a. PEMBAHASAN Pada saat ini di Jepang terdapat 19 buah reaktor penelitian seperti ditunjukkan pada Tabell. Tabell. Reaktor penelitian di Jepang[5]. I/JRR-3) I/JRR-2) NSRR Nuclear (JPDR) HITR JMTR (JRR-4) KURRI Rikkvo (HTR) JRR-J) YAYOI Technolof!Y UTR-KlPKl UONJU ITR) OYO UGENReactor Shiv Reaktor Reactor Mutsu Thermal (NSM) MW 714MW 3,5MW 90MW 100kW 36MW 30MW 50MW 50kW MW 10MW 2kW ]W kw No r ining rch itute of Reactor ] ] 1 DemonstrationReactor Output Beberapa dari reaktor-reaktor di atas telah memasuki proses dekomisioning seperti tampak pada Tabel 2. Limbah yang dihasilkan dari proses dekomisioning dari reaktor-reaktor penelitian di Jepang bervariasi jumlahnya. Pada tahun 2006 Decommissioning R&D Group Nuclear Cycle Backend Directorate JAEA telah mendata jumlah drum limbah (200 1) yang berasal dari proses dekomisioning beberapa reaktor penelitian di Jepang. Hasilnya ditunjukkan dalam Tabel3. 118

4 Prosiding Seminar Nasiona/ Tekn%gi Pengo/ahan Limbah VI Pusat Tekn%gi Limbah Radioaktif-BATAN Pusat Pene/itian I/mu Pengetahuan dan Tekn%gi-R1STEK Tabel _ Jumlah drum limbah (200 I) hasil dismantling reaktor penelitian di Jepang[5J HTR Penelitian Reaktor Perkiraan (drum Volume 200 liter) Total 3R JRR-l Volume limbah (200 I drum) versus E; E"2 The regression equation is Volume limbah (200 Idrum) = ,53 E -0, E"2 5,97 54,94 T Predictor p0,009 0,000-0, SE0, ,5336 Coef 0, ,92 E"2 EConstant 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. ; ~ ~ " J: "' E " o..., o F o Thermal Output S = ,9% Analysis of Variance R-Sq = 99,9% R-Sq(adj) = Source PSS 11, DF 5MS , ,49Pure Regression 0,0 Error Residual Total Lack of Error Fit 3 I Gambar 1. Grafik hubungan antara thermal output dengan jumlah drum limbah (200 I) 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, (1) 4 rows with no replicates Source E E"2 DF Seq SS I Unusual Observations Obs E Volume I Residual St Resid ,66 X Fit SE Fit Dimana : V = Volume limbah (200 Idrum) E = Thermal Output (kw) Hasil analisis regresi dan Analysis of Variance dengan menggunakan software Minitab 14 untuk model kubik adalah sebagai berikut : X denotes an observation gives it large influence. whose X value Analisis ini menggunakan level toleransi a sebesar 5% dengan VI dan V2 sebesar 2 dan 3. N ilai F pad a tabel untuk F(O,05;2,]) 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 O. Hal ini 119

5 Pusat Teknologi Limbah RadioaktifBATAN Pusat Penelitian I/mu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK menunjukkan bahwa minimal I dari parameter model regresi di atas tidak bemilai O. 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. KESIMPULAN Jumlah limbah yang dihasilkan dari proses dekomisioning 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 dekomisioning secara lebih tepat, sehingga sumber daya yang dibutuhkan untuk kegiatan tersebut akan lebih tepat pula. DAFTAR PUSTAKA I. MURRA Y, R. L., Understanding Radioactive Waste, Battelle Press, Ohio OJOYAN, M.l and LEE, W. E., An Introduction to Nuclear Waste Immobilisation, Elsevier, London RAHN, F. J., et.al, A Guide to Nuclear Power Technology: A Resource for Decision Making, John Wiley & Sons, Inc, New York IRIA WAN, NUR dan ASTUn, S. P., Mengolah Data Statistik dengan Mudah Menggunakan Minitab 14, Penerbit Andi, Yogyakarta DECOMMISSIONING R&D GROUP NUCLEAR CYCLE BACKEND DIRECTORA TE JAEA, Decommissioning Activities in JAEA, Japan Atomic Energy Agency, Tokaimura ]20