ANALISIS PENGARUH KENAIKAN KERAPATAN ELEMEN BAKAR TERHADAP KESELAMATAN RADIOLOGI REAKTOR RSG-GAS

Transkripsi

1 ANALISIS PENGARUH KENAIKAN KERAPATAN ELEMEN BAKAR TERHADAP KESELAMATAN RADIOLOGI REAKTOR RSG-GAS Pande Made Udiyani, Puradwi dan Lily Suparlina Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, BATAN Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang, Banten ABSTRAK ANALISIS PENGARUH KENAIKAN KERAPATAN ELEMEN BAKAR TERHADAP KESELAMATAN RADIOLOGI REAKTOR RSG-GAS. Berdasarkan beberapa penelitian yang menyimpulkan bahwa penggunaan bahan bakar silisida dengan kerapatan elemen bakar yang berbeda dapat meningkatkan panjang siklus operasi reaktor RSG-GAS, maka perlu dianalisis pengaruhnya terhadap keselamatan radiologi. Analisis keselamatan radiologi dilakukan untuk teras yang berbahan bakar silisida dengan kerapatan,96 gu/cc, 3,55 gu/cc, 4,5 gu/cc, dan 4,8 gu/cc. Berdasarkan parameter tersebut dihitung suku sumber sebagai data input untuk lepasan radioaktif yang keluar dari cerobong reaktor RSG-GAS jika terjadi kecelakaan yang sudah dipostulasikan. Postulasi yang digunakan adalah terjadinya kecelakaan terparah yaitu satu bahan bakar meleleh. Dari analisis hasil perhitungan diperoleh kesimpulan bahwa makin besar kerapatan elemen bakar maka besar konsentrasi radionuklida yang terdispersi di atmosfer makin besar dan dosis yang diterima masyarakat sekitar juga makin tinggi. Dosis individu efektif yang maksimum, diterima pada radius 0,5 km di sektor sembilan (ke arah Selatan dari RSG-GAS) sebesar 3,4E-04 Sv/tahun untuk kerapatan,96 gu/cc; 3,53E-04 Sv/tahun untuk kerapatan 3,55 gu/cc, 4,99E-04 Sv/tahun untuk kerapatan 4,5 gu/cc, dan 6,36E-04 Sv/tahun untuk kerapatan 4,8 gu/cc. Dosis yang diterima masyarakat tidak melewati batas yang diijinkan BAPETEN untuk masyarakat umum sebesar 5 msv/tahun. Kata kunci: keselamatan radiologik, RSG-GAS, kerapatan elemen bakar ABSTRACT ANALYSIS OF FUEL ELEMENT DENSITY INCREASE INFLUENCE ON RADIOLOGICAL SAFETY OF THE RSG-GAS REACTOR. Some researches concluded that usage of the silicide fuel with different density can improve operation cycle length for RSG-GAS reactor, hence its influence to the radiological safety requires to be analyzed. The analysis was done for the core with fuel element density of.96 gu/cc, 3.55 gu/cc, 4.5 gu/cc and 4.8 gu/cc. Based on those parameters the source term as input data was calculated for radioactive release from RSG-GAS in the case postulated accident. The postulated accident was the worst accident with one fuel element melt. From the calculation it was concluded that higher fuel element density causes radionuclides concentration dispersed on the atmosphere became higher and consequently the radiation doses accepted by public was increased. Maximum effective individual dose will be accepted by public in radius of 0.5 km at sector nine (southern from RSG-GAS reactor) are 3.4E-04 Sv/year, 3,53E-04 Sv/year, 4,99E-04 Sv/year, and 6.36E-04 Sv/year for fuel element density of.96 gu/cc, 3.55 gu/cc, 4.5 gu/cc, and 4.8 gu/cc respectively. The radiation doses received by public do not exceed the public dose limit allowed by BAPETEN, i.e. 5 msv/y. Key words: radiological safety, RSG-GAS, fuel element density 18

2 1. PENDAHULUAN Saat ini reaktor RSG-GAS menggunakan bahan bakar silisida (U 3 Si -Al) dengan kerapatan sebesar,96 gu/cc. Bahan bakar silisida merupakan bahan bakar yang banyak digunakan dalam operasi reaktor riset jenis MTR saat ini. Keunggulan bahan bakar jenis ini dibanding dengan bahan bakar oksida (U 3 O 8 - Al) adalah : memiliki densitas uranium dalam meat yang relatif tinggi, memiliki kompatibilitas dengan aluminium dan pendingin, konduktivitas yang relatif baik, batas blister yang baik (515 o C), watak swelling yang stabil selama iradiasi, dan ketahanan tinggi terhadap gas hasil belah. Penelitian sebelumnya menyimpulkan bahwa penggunaan bahan bakar silisida dengan kerapatan 3,55 gu/cc dapat menaikkan panjang siklus selama 7 (tujuh) hari daya penuh (10 MWD) dengan tanpa merubah material dan konfigurasi teras[1]. Kemudian dilakukan penelitian penggunaan bahan bakar dengan kerapatan silisida 4,5 gu/cc dan 4,8 gu/cc[]. Dengan menambahkan batang kendali pengaman (BKP) AgInCd, pada posisi B-3 dan G-10, teras silisida 4,5 gu/cc dan 4,8 gu/cc dapat dioperasikan dengan panjang siklus antara MWD pada teras 4,5 gu/cc dan 1400 MWD untuk teras silisida 4,8 gu/cc. Parameter neutronik yang dihasilkan memenuhi kriteria keselamatan operasi reaktor [,3]. Pergantian jenis bahan bakar dengan perbedaan kerapatan elemen bakar haruslah memenuhi sisi keselamatan neutronik, termohidraulik, dan keselamatan radiologi. Sebagai salah satu pengaman dan kendali yang berguna untuk mencegah dan mengatasi dampak radiasi dari pengoperasian reaktor bagi personil, pekerja radiasi maupun lingkungan, maka diperlukan adanya data keselamatan radiologi yang berhubungan dengan lepasan dan dispersi radioaktif. Juga sebagai tanggung jawab kita terhadap masyarakat untuk membuktikan bahwa instalasi nuklir bukanlah sebagai sumber pencemaran lingkungan. Dengan aturan keamanan dan keselamatan instalasi dan lingkungan yang ketat, pengoperasian instalasi nuklir aman. Untuk itu perlu dilakukan analisis pengaruh kerapatan elemen bakar terhadap keselamatan radiologi reaktor RSG-GAS. Sebelumnya sudah dilakukan analisis terhadap lepasan radioaktif reaktor RSG-GAS pada kondisi kecelakaan dengan asumsi yang sama yaitu satu bahan bakar silisida dengan kerapatan uranium sebesar,96 gu/cc dan 3,55 gu/cc meleleh[4,5,6,7]. Perhitungan dilakukan pada daerah dalam radius sampai 5 km dari RSG-GAS. Perhitungan dilakukan dengan paket program PC Cosyma (Code System from MARIA), yaitu program pengembangan EC- MARIA (The European Commission s Methods for Assessing Radiological Impact of Accidents)[8]. Program COSYMA adalah paket program untuk estimasi dan kajian terhadap dampak dari lepasan radioaktif ke lingkungan akibat terjadi kecelakaan di reaktor nuklir. PC- COSYMA dapat dieksekusi di sistem DOS dan Windows. Paket program ini membutuhkan masukan suku sumber yang dihitung dari postulasi kecelakaan yang terjadi di reaktor nuklir. Selain itu juga membutuhkan masukan keadaan meteorologi, populasi penduduk, kosumsi dan produksi pertanian serta peternakan, serta keadaan tapak reaktor. Selain menghitung dampak radiologi, program PC Cosyma juga dapat menghitung kerugian ekonomi dan penanggulangan dampak (counter measure) yang ditimbulkan dari kejadian kecelakaan nuklir. Perhitungannya dapat dilakukan dengan cara deterministik dan probabilistik. Pada penelitian ini digunakan cara perhitungan deterministik.. TEORI.1. Perhitungan suku sumber dari reaktor RSG-GAS Diasumsikan tingkat laju kebocoran X% per hari dari kebocoran L(t) [9] adalah: B (t) X_ atom per jam... (1) 400 Laju peluruhan hasil fisi di dalam sungkup reaktor: db( t) X = λb( t) B( t) dt 400 db() t X = ( λ ) B( t) dt 400 Laju kebocoran pada waktu t adalah:...() X X L( t) = B0 exp λ + t...(3)

3 Jumlah total material yang bocor selama waktu t adalah: L( t) dl = (4)...(5) Fraksi produk hasil fisi yang bocor selama waktu t adalah: 0 t0 = 0 t X X B0 exp ( λ + ) t dt = B0 X 1 X L ( t).. 1 exp ( λ+ ) 400 X t ( λ ) 400 L( t) = X 1 X. 1 exp ( + ) B X t...(6). λ ( λ ) 400 BB0 = jumlah bahan radioaktif awal yang terdispersi dalam volume (atom) B(t) = jumlah bahan radioaktif yang terdispersi dalam volume dalam waktu t (detik) X = laju kebocoran (% per hari) dari volume (% per hari) λ = konstanta peluruhan dari bahan radioaktif (jam -1 ) L(t) = jumlah bahan radioaktif yang terlepas (atom) t = waktu (jam).. Perhitungan sebaran lepasan radioaktif Radionuklida yang terdispersi dalam beluk atau kepulan asap di udara (plume) akan melalui proses deposisi ke permukaan tanah dan mengalami peluruhan radioaktif. Radionuklida dapat kembali terhirup oleh manusia karena terjadinya gangguan yang disebabkan oleh angin dan manusia. Di samping itu, deposisi radionuklida ke dalam tetumbuhan dan tanah akan menyebabkan perpindahan radionuklida dari beluk ke bahan pangan manusia. Aktivitas radionuklida yang dapat mencapai ruang reaktor sebesar [4] : QA = Q1 + Q = (0,4 f1 f A) + {0, 6 f1 f (1 η A ) A}...(7) Q A = aktivitas radionuklida di ruang reaktor (Bq) f 1 = fraksi dari radionuklida yang dapat lolos dari bahan bakar menuju ke pendingin f = fraksi dari radionuklida yang dapat lolos dari cairan pendingin ke ruang reaktor f 3 = fraksi yodium ηa = efisiensi filter terhadap radionuklida A = aktivitas radionuklida pada saat kecelakaan (Bq) Definisi dan persamaan-persamaan yang digunakan dalam perhitungan dosis kolektif dan individu, serta resiko yang diterima penduduk dan lingkungan adalah [7] :..1. Dispersi plume (beluk) Digunakan Persamaan Gifford [10] : Q y ( z H) ( z+ H) χ= exp exp + xp πσ σ υ y z σ σ σ y y y.(8) dengan : χ = konsentrasi di udara (chi) pada sumbu x searah angin, y= tegak lurus arah angin, dan z= ketinggian di atas permukaan tanah, meter (Ci/m 3 ) Q = lepasan radioaktif rata-rata yang ke luar dari cerobong (Ci/dt) υ = kecepatan angin rata-rata (m/dt) σy = koefisien dispersi horizontal (m) σz = koefisien dispersi vertikal (m) H = tinggi cerobong efektif (m) y = jarak tegak lurus arah angin (m) z = ketinggian dari atas tanah (m)... Deplesi plume (beluk) Digunakan persamaan Gifford [10] : Vx g exp H σz dx 1 x Q 1 / V μ d = exp (/π) Q μ σ 0 z..(9) Vd = kecepatan deposisi (m/dt) μ = kecepatan angin (m/dt) σz = koefisien dispersi vertikal (m) Vg = kecepatan gravitasi (m/dt) H = tinggi cerobong efektif (m) X = jarak searah angin (m) 184

4 .3. Dosis dari alur paparan awan radioaktif (cloudshine) [11] D(r,t 0,t 1 ) = A(r,t 0,t 1 ) S(r)d(r)( t 1 - t 0 )...(10) D(r,t 0,t 1 ) = dosis radionuklida r (Sv) A(r,t 0,t 1 ) = konsentrasi airborne rata-rata dalam interval waktu [t 0,t 1 ] (Bq m -3 ) S(r) = faktor lokasi yaitu fraksi waktu di luar ruangan x faktor perisai di luar ruangan + fraksi waktu di dalam ruangan x faktor perisai di ruangan d(r) = faktor konversi dosis (SvBq -1 ) = 3600 x 4 (detik hari -1 ) [t 0,t 1 ] = interval waktu paparan (hari).3.1. Dosis dari alur inhalasi D(r,t 0,t 1 )=A(r,t 0,t 1 ) F(r) I(r,a) d(r,a) (t 1 -t 0 )...(11) D(r,t 0,t 1 ) = dosis radionuklida r (Sv) A(r,t 0,t 1 ) = konsentrasi airborne rata-rata dalam interval waktu [t 0,t 1 ] (Bq m -3 ) F(r) = faktor filter yaitu fraksi waktu di luar ruangan x faktor perisai di luar ruangan + fraksi waktu di dalam ruangan x faktor perisai di dalam I(r,a) ruangan = kecepatan inhalasi (m 3 jam -1 ) yaitu fraksi waktu istirahat x kecepatan inhalasi waktu istirahat + fraksi waktu istirahat x kecepatan inhalasi waktu bekerja, untuk setiap kelompok umur d(r,a) = faktor konversi dosis (Sv m 3 Bqs -1 ) [t 0,t 1 ] = interval waktu paparan (hari).3.. Dosis dari alur paparan permukaan tanah (Groundshine) t ( λ( r) + ( ) ( ) 1 λ rs, ) t 1 α rse, Dr (, t, t) = GrSrdrc () () () 01 dt t ( ( r) (, )) 0 ( 1 (, )) rs t α rs e λ + + λ...(1) D(r,t 0,t 1 ) = dosis radionuklida r, dalam interval waktu t 0 sampai dengan t 1 (Sv) G(r) = konsentrasi total pada permukaan (Bq m - ) S(r) = faktor lokasi yaitu fraksi waktu di luar ruangan x faktor perisai di luar ruangan + fraksi waktu di dalam ruangan x faktor perisai dalam ruangan d(r) = faktor konversi dosis ( Sv ) Bqs / m α(r,s) = faktor komponen bergerak λ(r) = laju peluruhan radionuklida (hari -1 ) λ 1 (r,s) = kecepatan migrasi komponen bergerak pada tanah ( hari -1 ) λ (r,s) = kecepatan migrasi komponen tetap pada tanah (hari -1 ) [t 0,t 1 ] = interval waktu, dihitung setelah satu hari (hari -1 ) = 3600 x 4 (detik hari -1 ) 3. METODE PERHITUNGAN 3.1. Analisis keselamatan radiologi Kecelakaan reaktor yang dipostulasi terjadi akan mengakibatkan zat radioaktif hasil belah dan aktivasi yang berupa gas terdispersi ke udara lewat cerobong reaktor. Besar dan jenis zat radioaktif itu disebut dengan istilah suku sumber (source term). Sedangkan kepulan zat radioaktif yang terdispersi disebut plume (beluk), mengikuti model dispersi Gaussian. Besarnya dampak yang ditimbulkan ke lingkungan dan masyarakat sekitar reaktor tergantung kondisi meteorologi, kondisi tapak reaktor, kerapatan penduduk, serta konsumsi hasil pertanian dan peternakan dari produksi lokal. Data meteorologi yang dibutuhkan untuk data inputan PC Cosyma adalah tingkat stabilitas cuaca, curah hujan, dan kecepatan angin, terdapat pada Tabel 1. Sedangkan kondisi tapak reaktor dipilih tipe smooth yaitu tipe untuk daerah bukan perkotaan dan pegunungan. Data inputan kerapatan penduduk terdapat pada Tabel. Dampak radiologi ini dihitung dengan PC Cosyma. Perhitungan dilakukan untuk 16 sektor dalam 5 radius (radius 0,5 sampai 5 km). Asumsi terhadap konsumsi hasil pertanian dan peternakan meliputi susu 50 kg/tahun, daging 5 kg/tahun, biji-bijian 90 kg/tahun, kentang 50 kg/tahun, ubi 50 kg/tahun, sayuran hijau 30 kg/tahun, dan sayuran bukan daun 5 kg/tahun. Parameter untuk proses deposisi radionuklida di permukaan tanah untuk laju deposisi kering 0,001 m/dt dan laju deposisi basah 8x10-5 m/dt untuk kelompok aerosol; laju deposisi kering 0,01 m/dt dan laju deposisi basah 8 x 10-5 m/dt untuk yodium elemen, dan laju deposisi kering 185

5 4 x 10-4 m/dt dan laju deposisi basah 8 x 10-7 m/dt untuk yodium organik. Tabel 1. Data meteorologi untuk inputan PC Cosyma Sektor Stabilitas Curah hujan (mm/jam) Kec. angin (m/dt) 1 D D D D D D D D-F D-F D D D-E D E D ,5 16 D Asumsi untuk parameter perhitungan dosis radiasi efektif digunakan parameter yang dikeluarkan ICRP-60 IAEA yaitu untuk laju pernafasan,67 x 10-4 m 3 /dt. Faktor lokasi yang dipakai untuk dosis dari permukaan tanah 0,14; dari awan radioaktif 0,16; dari inhalasi 0,55; dari proses resuspensi 0,55 ; dan dari deposisi di permukaan kulit dan pakaian sebesar 0,55. Tabel. Data kerapatan penduduk untuk inputan PC Cosyma Sektor Radius, km Hasil perhitungan berupa aktivitas radiasi di udara dan yang terdeposisi di permukaan tanah, dosis individu dan kolektif. Program PC Cosyma juga bisa menentukan tindakan antisipatif (counter measure) serta menghitung kerugian ekonomi yang ditimbulkan. Dampak yang dihitung adalah dampak dalam jangka pendek (short term) dan jangka panjang (long term). Suku sumber yang terdispersi dihitung dengan program ORIGEN.1, yang dimodelisasi sesuai dengan model pelepasan yang diinginkan. Suku sumber dihitung selain berdasarkan kerapatan elemen bakar juga parameter neutronik lainnya yaitu panjang siklus operasi, muatan uranium, burn up (fraksi bakar) maksimum dan fluks neutron maksimum 4. HASIL DAN PEMBAHASAN Berdasarkan parameter neutronik teras silisida dengan kerapatan bahan bakar berbeda pada Tabel 3, suku sumber untuk inputan perhitungan keselamatan radiologi dihitung. Suku sumber dihitung dengan program ORIGEN.1, dengan keluaran jenis dan jumlah radionuklida terdapat pada Tabel 4. Postulasi yang digunakan adalah kecelakaan terparah yaitu rusaknya satu perangkat elemen bakar (sama dengan 1 plat elemen bakar) yang disebabkan adanya penyumbatan saluran pendingin (blockage cooling channel). Kecelakaan tersumbatnya saluran pendingin ini mengakibatkan nuklida hasil belah terlepas dari kelongsong (cladding) bahan bakar ke sistem pendingin dengan suatu fraksi tertentu, kemudian sebagian nuklida tersebut terlepas dari air pendingin (tangki reaktor) ke balai operasi reaktor (level 13 m). Akhirnya sebagian kecil dari radionuklida dapat terlepas dari balai operasi reaktor ke atmosfer (lingkungan). Perhitungan lepasnya radionuklida dari bahan bakar ke cerobong reaktor RSG-GAS dilakukan menggunakan persamaan (7) Hasil perhitungan lepasan radioaktif menggunakan program PC COSYMA. Hasil perhitungan berdasarkan inputan data suku sumber, data meteorologi, distribusi penduduk, produksi dan konsumsi hasil pertanian (Tabel 1 dan Tabel ), adalah konsentrasi zat radioaktif di udara seperti ditunjukkan dalam Tabel 5. Konsentrasi radionuklida yang terdeposisi di permukaan tanah diperlihatkan pada Tabel

6 Tabel 3. Parameter neutronik teras silisida [] PARAMETER Si,96 Si 3,55 Si 4,5 gu/cc Si 4,8 Panjang siklus operasi reaktor (MWD/hari) 615/ 0, / 4,3 1400/ 46,6 Fraksi bakar rerata BOC (%) 30,30 9,46 33,08 34,3 Fraksi bakar rerata EOC (%) 51,78 37,1 41,68 43,07 Fraksi bakar buang maksimum (%) 56,00 66,48 73,57 75,4 Reaktivitas teras lebih BOC dingin bebas xenon (%) 9,65 9,4 10,45 10,65 Reaktivitas lebih teras EOC panas xenon setimbang (%),86,85,33,37 Margin reaktivitas padam minimum (%) -1,30-3,89-3,33-3,0 PPF radial maksimum 1,3 1,5 1,31 1,31 Fluks neutron (x 1014 cm-s-1) CIP/IP 8 posisi Fluks neutron termal rerata,303,314,1937,1860 Fluks neutron termal maksimum,5107,546,4540,4430 Fluks neutron cepat rerata,0660,108,1369,1360 Tabel 4. Jenis radionuklida dari irradiasi satu elemen bakar silisida Radionuklida Y-90 I-131 Ru-103 Xe-133 Cs-134 Ba-140 Y-91 I-13 Ru-105 Xe-135 Cs-137 La-140 Kr-85 I-133 Ru-106 Xe-138 Cs-138 Ce-141 Kr-87 I-134 Sr-89 Mo-99 Zr-95 Ce-144 Kr-88 I-135 Sr-90 Mo-101 Zr-97 Fe-59 Rb-88 Sb-15 Te-13 Cr-51 Rh-105 Zn-65 Rb-89 Sb-131 Tabel 5. Konsentrasi radionuklida yang terdispersi di udara Nuklida Konsentrasi radionuklida di udara (Ci/m 3 ) Si,96 Si 3,55 Si 4,5 Si 4,8 Cs-137 4,3E+01 5,16E+01 6,78E+01 7,54E+01 I-131,55E+04 1,1E+06 1,8E+06 1,64E+06 Sr-90 4,07E+01 4,99E+01 6,5E+01 7,8E+01 Te-13 1,64E+05 1,58E+05 1,78E+05,60E+05 Xe-133 8,5E+10 1,16E+11 1,1E+11 1,69E+11 Kr-88 3,98E+05,3E+10 6,36E+05 3,5E+10 Jika jarak radius makin dekat dengan reaktor RSG-GAS konsentrasi radionuklida yang terdispersi di udara dan yang terdeposisi di tanah makin tinggi, Untuk besarnya suku sumber yang sama maka konsentrasi radionuklida yang terdispersi ke udara dari cerobong makin tinggi pada jarak radius yang paling dekat dengan reaktor. Hasil perhitungan menunjukkan konsentrasi tertinggi pada daerah dengan jarak radius 0,5 km dari reaktor RSG- GAS, Dari Tabel 5 untuk konsentrasi tertinggi pada sektor 9 (ke arah selatan dari reaktor RSG- GAS) dan jarak radius 0,5 km dari RSG-GAS, menghasilkan perbedaan besarnyan konsentrasi radionuklida yang terdispersi. Makin besar kerapatan elemen bakar, konsentrasi radionuklida yang terdispersi makin tinggi. Terlihat bahwa untuk suku sumber dengan postulasi kecelakaan satu bahan bakar meleleh, menghasilkan konsentrasi radionuklida terdispersi yang tertinggi pada kerapatan 4,8gU/cc. Perbedaan kerapatan elemen bakar mengakibatkan perbedaan pada suku sumber, Besarnya konsentrasi radionuklida yang terdispersi sebanding dengan besarnya suku sumber yang keluar dari cerobong reaktor RSG- GAS, Makin besar konsentrasi suku sumber maka makin tinggi konsentrasi radionuklida yang terdispersi. Konsentrasi radionuklida dari kelompok gas mulia (Xe-133 dan Kr-88) lebih tinggi dibandingkan dengan kelompok radionuklida lainnya. Gas mulia tidak bereaksi dengan materi lainnya, maka dosis radiasi dan efek radiasi pada manusia kecil. Paparan radiasi hanya berasal dari paparan eksternal dan berpengaruh jika konsentrasi gas mulia tinggi. Radionuklida yang terdeposisi di tanah seperti dalam Tabel 6, adalah dari kelompok radionuklida yang mempunyai perilaku seperti logam berat, yang bisa mengendap dan terdeposisi ke permukaan tanah, yaitu antara lain dari kelompok cesium, yodium, telurium, barium, lantanum, dan lainnya. 187

7 Tabel 6, Konsentrasi nuklida yang terdeposisi di permukaan tanah Konsentrasi radionuklida terdeposisi di Nuklida permukaan tanah (Ci/m ) Si,96 Si 3,55 Si 4,5 Si 4,8 Cs-137 4,3E-0 5,16E-0 6,78E-0 7,54E-0 I-131 3,78E+03 5,4E+03 6,19E+03 7,91E+03 Sr-90 4,07E-0 6,5E-0 7,8E-0 8,99E-0 Te-13 1,64E+0 1,58E+0 1,78E+0 1,84E+0 Untuk unsur-unsur lain yang tidak terdapat dalam Tabel 6 adalah unsur yang terdeposisi di permukaan tanah dengan konsentrasi rendah. Besarnya radionuklida yang terdeposisi di permukaan tanah bergantung pada besarnya aktivitas yang terdispersi di tanah, jenis radionuklida dan proses deposisi, serta waktu paruh radionuklida. Faktor-faktor ini bisa berpengaruh secara individual atau kombinasi beberapa faktor. Konsentrasi radionuklida terdeposisi yang mempunyai kemampuan deposisi tinggi tetapi waktu paruh pendek tentu saja akan berbeda dengan radionuklida yang mempunyai waktu paruh panjang. Seperti juga aktivitas radiasi di udara, aktivitas udara yang terdeposisi di tanah akan makin kecil dengan jarak radius dari reaktor RSG-GAS. Untuk yang terdeposisi di tanah pada jenis radionuklida yang sama, konsentrasinya lebih kecil dibandingkan dengan konsentrasi di udara yang disebabkan karena faktor waktu paruh, karena sebagian radionuklida yang terdispersi di udara akan meluruh sebelum sampai terdeposisi di tanah. Karena bersifat inert maka radionuklida gas mulia tidak ada yang terdeposisi di tanah. Dosis individu digolongkan menjadi dua kategori yaitu dosis efektif jangka pendek dan dosis efektif jangka panjang. Dosis individu dalam jangka pendek serta jangka panjang masing-masing ditunjukkan pada Gambar 1 dan Gambar. Dosis individu jangka pendek dihitung dalam waktu satu tahun, sedangkan dosis jangka panjang dihitung sampai waktu 50 tahun. Besaran yang penting akan menentukan akumulasi dosis adalah waktu paruh dan alur paparan (pathway) radionuklida. Dosis individu jangka pendek berasal dari alur paparan eksternal (alur awan radioaktif cloudshine, dan permukaan tanah - groundshine); internal (inhalasi dari cloudshine, dan ingestion dari makanan dan minuman yang terkontaminasi langsung di makanan). Pada Gambar 1 dengan postulasi kecelakaan satu bahan bakar meleleh, terlihat penerimaan dosis radiasi tertinggi dari penggunaan teras reaktor dengan kerapatan elemen bakar 4,8 gu/cc yang mencapai 6,36E-04 Sv/tahun yang setara dengan 6,36E-01 msv/tahun. Nilai ini masih di bawah batas yang diijinkan oleh BAPETEN (5 Sv/tahun) dan ICRP-60 (1 msv/tahun). Dosis efektif 1 tahun (Sv) 7.00E E E E E-04.00E E E Jarak radius (km),96 g/cc 3,55 g/cc 4,5 g/cc 4,8 g/cc Gambar 1. Dosis individual efektif dalam 1 tahun (Sv) Dosis efektif jangka panjang seperti ditunjukkan pada Gambar, berasal dari alur makanan dan minuman dari radionuklida dengan waktu paruh panjang dan aktivitas tinggi yang terdeposisi di tanah. Jika radionuklida yang terdeposisi di permukaan tanah mempunyai waktu paruh panjang dan aktivitas yang tinggi, maka dosis radiasi bisa berasal dari alur eksternal dan inhalasi, Dosis Efektif individual long-term (S v) 7.00E E E E E-04.00E E E Jarak radius (km),96gu/cc 3,55 gu/cc 4,5 gu/cc 4,8 gu/cc Gambar. Dosis efektif individual (longterm dose) selama 50 tahun, Perbedaan pengaruh terhadap keselamatan radiologi reaktor RSG-GAS dengan perbedaan kerapatan elemen bakar disebabkan adanya perbedaan besarnya suku sumber yang keluar yang dihitung dengan postulasi kecelakaan satu bahan bakar meleleh. Besarnya suku sumber salah satunya bergantung pada parameter neutronik yang berbeda karena adanya 188

8 perbedaan kerapatan elemen bakar diantaranya panjang siklus operasi, fraksi buang maksimum, serta fluks neutron maksimum yang ditimbulkannya. 5. KESIMPULAN Analisis terhadap pengaruh perbedaan kerapatan elemen bakar terhadap keselamatan radiologi sudah dilakukan, dengan postulasi terjadinya kecelakaan terparah yaitu satu bahan bakar meleleh. Perbedaan besarnya konsentrasi radionuklida yang terdispersi dari reaktor RSG- GAS serta dampak penerimaan dosis ke masyarakat terjadi karena kerapatan elemen bakar yang berbeda. Perbedaan pengaruh terhadap keselamatan radiologi reaktor RSG- GAS dengan kerapatan elemen bakar disebabkan besarnya suku sumber yang keluar. Dosis individu efektif yang maksimum diterima pada radius 0,5 km di sektor sembilan (ke arah selatan dari reaktor RSG-GAS) sebesar 3,4E-04 Sv/tahun untuk kerapatan,96 gu/cc; untuk kerapatan 3,55 gu/cc sebesar 3,53E-04 Sv/tahun; 4,99E-04 Sv/tahun untuk kerapatan 4,5 gu/cc; dan 6,36E-04 Sv/tahun untuk kerapatan 4,8 gu/cc. Hasil ini masih memenuhi syarat dosis radiasi yang diterima masyarakat sekitar reaktor RSG-GAS yang diijinkan oleh BAPETEN yaitu sebesar 5 msv/tahun. 6, DAFTAR PUSTAKA 1. LIEM P.H., dkk., Fuel Management Strategy For The New Equilibrium Silicide Core Design Of RSG GAS (MPR-30), Jurnal of Nuclear Engineering and Design 180 (1998).. SUPARLINA L., dan SEMBIRING T.M.,Laporan Hasil Penelitian PPTRR, Serpong,, (000). 3. KUNTORO I. dan SEMBIRING T.M., Kemampuan Batang Kendali Berbahan Penyerap B4C Pada Teras Silisida RSG- GAS, Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir Tri dasa Mega, Volume 3, Nomor, Juni (001). 4. BATAN, Multipurpose Reactor GA Siwabessy, Safety Analysis Report, Rev, 9, (001). 5. HASTOWO H, Investigation on ATWS and Hypothetical Accidents for the Indonesian Multipurpose Research Reactor RSG-GAS, PhD Disertation, Gadjah Mada University, Yogyakarta, (1996) 6. PANDE M.U., Perhitungan deterministik terhadap dispersi lepasan radioaktif dari RSG-GAS pada kondisi kecelakaan, Seminar Nasional Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir (TKFN-1), Yogyakarta, (006). 7. PUDJIJANTO M.S., dan PANDE M,U, Pengaruh Kondisi Tapak Reaktor terhadap Aktivitas dan Dosis Radiasi Lingkungan, Proseding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir, Yogyakarta, (006). 8. EUROPEAN COMMISSION, PC COSYMA, version.0. User Guide, National Radiological Protection Board, Forschungzentrum Karlsruhe GmbH, (1995). 9. WILLERS A., Source terms, A Radiological Consequences Model, User Guide, ANSTO M-16, ISBN , (005). 10. PARKS B., Mathematical Models, CAP88- PC Version.0., US, Department of Energy ER-8/GTN Germantown, Maryland, (1977). 11. CRAWFORD J., and DOMEL R.U., Radcon: A Radiological Consequences Model,User Guide, ANSTO M-16, ISBN DISKUSI Teuku Alfa PTNBR-BATAN : 1. Bagaimana akurasi dari model Gausian (1 dimensi). Apakah ada model lain yang lebih akurat (3D)?. Data meteorologi tiap sektor apakah diukur? Bukankah tiap hari bertambah? Bagaimana merata-ratakan stabilitas dan arah? 3. Peta sektor perlu ditunjukkan. Pande Made : 1. Untuk PC Cosyma sudah dilakukan 3 dimensi dengan rumus Gaussian yang dimodifikasi. 189

9 . Data meteorologi diperoleh dari BMG yang diambil tiap jam, Yang ditampilkan adalah range untuk 1 tahun 3. Peta sektor ditampilkan untuk revisi paper terakhir. P. Ilham,Y PTNBR-BATAN : 1. Apa yang dihasilkan oleh program ORIGEN,1 dalam perhitungan ini?. Cross Section library apa yang digunakan? 3. Perhitungan ORIGEN berdasarkan fluks atau daya? Darimana besaran itu diperoleh? Pande Made : 1. Yang dibutuhkan sebagai inputan PC-Cosyma (program dispersi) berupa data-data radionuklida yang keluar dari hasil iradiasi bahan bakar yang terjadi dengan daya tertentu, lama iradiasi, burn-up, gram uranium teras, fluks neutron, dari bahan bakar yang meleleh dengan postulasi tertentu.. Nilai-nilai library yang terdapat pada ORIGEN,1. 3. Perhitungan dilakukan berdasarkan fluks dan daya reaktor 30 MW, Data yang dipakai dari hasil perhitungan parameter neutronik pada teras dengan kerapatan yang berbeda. 190