di: Jurnal Teknik Lingkungan, Vol 5, No 2 (2016)

Transkripsi

1 PERANCANGAN WADAH PENYIMPANAN SISTEM DRY-CASK UNTUK BBNB (BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS) RSG-LP (REAKTOR SERBA GUNA LABAORATORIUM PENGEMBANGAN) TIPE MTR (MATERIAL TESTING REACTOR) Ichwan Pratama Hardi *), Zainus Salimin **), MochtarHadiwidodo **) Program Studi Teknik Lingkungan Fakultas Teknik Universitass Diponegoro Jl. Prof. H. Sudarto, SH Tembalang, Semarang, Indonesia Abstrak BATAN atau Badan Tenaga Nuklir Nasional adalah sebuah badan milik pemerintah yang bergerak dalam bidang pengambangan teknologi nuklir di Indonesia. Salah satu pengembangan yang dilakukan yaitu pengembangan bahan bakar nuklir secara khusus dilakukan oleh PTBN (Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir).PTBN memiliki dua instalasi nuklir yaitu Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (IEBE) dan Instalasi Radiometalurgi (IRM). Pengoperasian instalasi nuklir tersebut menghasilkan limbah radioaktif tingkat tinggi dalam bentuk Bahan Bakar Nuklir Bekas (BBNB), BBNB tersebut tidak dapat diolah sebagaimana limbah lainnya, hanya dapat disimpan. Sistem penyimpanan BBNB terdiri dari 2 jenis, yaitu kolam/basah(spent fuel pond) dan kontainer/kering(dry cask storage). BATAN telah memiliki fasilitas penyimpanan kolam yaitu KHIPSB3, namun penyimpanan tipe kolam/basah tidak bisa digunakan untuk penyimpanan secaraa berkelanjutan, maka dari itu perlu dirancang sistem penyimpanan tipe kontainer/kering. Penyimpanan tipe kontainer harus memenuhi keselamatan radiasi maupun suhu, agar tidak membahayakan manusia dan lingkungan. BBNB yang digunakan untuk perancangan berasal dari rak 3, rak 8 dan rak 10. Berdasarkan desain dengan menggunakan perhitungan transfer panas trial and error dan juga pancaran dosis radiasi, maka dibutuhkan ketebalan shielding sebesar 0,1940 m untuk rak 3; 0,1954m untuk rak 8 dan 0,1912 m untuk rak 10. Shielding tersebut telah memenuhi aspek keselamatan baik radiasi maupun suhu. Kata kunci: BBNB, dry cask storage, transfer panas, pancaran radiasi 1 *) Penulis

2 Abstract [Dry-Cask Containment System Designing for RSG-LP MTR type Nuclear Spent Fuel]. BATAN or National Nuclear Agency was a gorvernmental institute which is implementing development on nuclear field technology in Indonesia. One of the devlopmentoccured was nuclear fuel developmnet tahat conducted by PTBN (Nuclear Fuel Technology Centre). PTBN had two instalation, IEBE (Experimentl Fuel Element Facility) and IRM (Radiometalurgy Facility). Operation of those installation producedd a high-level radioactive waste in form of nuclear spent fuel, nuclear spent fuel cannot be treated like any else waste, only can be contained. Containment system of nuclear spent fuel consisted on two kinds, spent fuel pond and dry cask storage. BATAN already owned a spent fuel pond called KHIPSB3, but spent fuel pond cannot be contained spent fuel for long term, that s why designing a dry cask storage was necessary. Dry cask storage should be fulfilled safety requirement of temperature and radiation dose, so it won t harm human being and the environment. Spent fuel for desingning came from rack 3, rack 8, and rack 10. By using trial and error heat transfer calculation and radiation dose, shielding thickness that met the requiremnent were 0,19400 m for rack 3, 0,1954 for rack 8, and 0,1912 for rack 10. Keyword: spent fuel, dry cask storage, heat transfer, radiation dose. PENDAHULUAN Kegiatan pengembangan dan kegiatan aplikasi teknik nuklir di Indonesia sudah berjalan sejak lama, yaitu sejak tahun Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) telah banyak mengembangkan kegiatan aplikasi teknik nuklir, salah satunya yaitu pengembangan teknologi bahan bakar nuklir yang dilakukan oleh Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN). PTBN memiliki dua instalasi nuklir yaitu Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (IEBE) dan Instalasi Radiometalurgi (IRM).Menurut International Atomic Energy Agency (IAEA) tahun 2007 dalam Operation dan Maintenance of Spent Fuel Storage and Transporation Casks/Containers, pilihan teknologi untuk penyimpanann bahan bakar nuklir bekas (BBNB) dapat dibedakan berdasarkan variasi karakteristik teknis seperti: metode transfer panas utama, jenis shielding, keberpindahan, lokasi dengan mempertimbangkan permukaan geologis, tingkat independesi dari tiap penyimpanan sendiri, struktur penyimpan. Ada beberapa jenis teknologi yang umum tersedia di pasar internasional.teknologi penyimpanan BBNB ada 2 macam, yaitu penyimpanan tipe basah dalam kolam air dan tipe kering dalam suatu kontainer. Tujuan dari perencanaan ini yaitu: 1. Menentukan jumlah BBNB tipe MTR optimum yang dapat dimuat dengan memenuhi aspek keselamatan yang telah ditentukan. 2. Menentukan tebal tebal kontainerberdasarkan perhitungan transfer panas peluruhan dari BBNB yang berada dalam kontainer menuju aliran udara yang berlangsung berturut turut melalui dinding kelongsong, 2 *) Penulis

3 dinding innert liner, dinding kontainer dan kemudian menuju aliran udara sehingga suhu pada permukaan dinding luar kontainer tidak terlalu tinggi ( 40 C). 3. Menentukan kontainer tebal shielding berdasarkan perhitungan pancaran radiasi BBNB dari dalam kontainer melewati ketebalan shielding menuju dinding luarnya berdasarkan batas maksimum pancaran permukaan kontainer radiasi luar sehingga pada dinding tidak melebihi batas aman yaitu 200 mrem/tahun. METODOLOGIPERENCANAAN 1. Pengukuran Dosis Paparan.Pengukurandosispaparanradiasid ilakukanpada BBNB yang saatinitersimpandalamm air kolam KH- 2 meter IPSB3.Dilakukanpadajarak hingga 0.8 meter.pengukurandosispaparanradiasi dilakukandengandetektorjenis Gamma Area Monitor danradiagem yang diletakkan di ataspermukaan air 3Hasil pengukuranadalahdosispaparanradiasi I sehingga I0 dapatdihitung. 2. Membuat Desain Kontainer Data dosis paparan radiasi hasil pengukuran diolah untuk ditentukan nilai I0, kemudian diambil nilai pada jarak terpendek (1.2 m) dan dimasukkan ke dalam bentuk grafik sehingga menjadi sebuah persamaan yang akan digunakann untuk proyeksi radiasi fungsi waktu.menentukan tebal shielding (x) berdasarkan radiasi peluruhan fungsi waktu yang dibutuhkan untuk menahan radiasi dari kelongsong menuju ke lingkungansehingga memenuhi aspek keselamatan yaitu 200 mrem/jam. Setelah ditentukan tebal shielding, kemudian ditentukann harga suhu. Persamaan panas peluruhan fungsi waktu (rentann masa simpan) dan jumlah BBNB untuk menghitung jumlah optimum bahan bakar berdasarkan nilai panas peluruhan terakumulasi menggunakan metode trial and error dengan persamaan trasfer panas empat tahanan seri dimana parameter suhu permukaan luar pada outer steel liner yang memenuhi batas keselamatan suhu. Menghitung akumulasi panas menggunakan persamaan berikut: Q= n.q...(1) Dimana Q ialah panas peluruhan terakumulasi, n dan q berturut adalah jumlah BBNB, dan panas peluruhan per BBNB dengan waktu peluruhan t. Menentukan tebal shielding (X 3 ) berdasarkan panas peluruhan terakumalasi dari jumlah optimum bahan bakar dengann menggunakan persamaan tahanan transfer panas konduksi susunan pada persamaan 2 dan 3 untuk menganalisis suhu akhir permukaan logam terluar (outer steel liner) yang menyentuh lapisan tipis udara memenuhi batas keamanan, yaitu C: = (2) =...(3) HASIL DAN PEMBAHASAN Desain yang dipilih dari beberapa konsep desain ialah Ontario Hydro CIC. Perhitungan Kebutuhan Tebal Shielding untuk Pancaran Dosis 3 *) Penulis

4 Berikut adalah hasil pengukuran pancaran dosis radiasi: Gambar 1. Grafik Hasil Pengukuran Pancaran Dosis Untuk mengetahui nilai dosis tanpa shielding, makaa dilakukan perhitungan balik dosis dengan shielding untuk nilai μ air = Sebagai contoh diambil RI-308 pada jarak 1.2 m, perhitungannya ialah sebagai berikut: =. 97,38 =. (,., ) = 97,38. (, ) = 135,78 Jadi untuk nilai dosis paparan radiasi RI-308 tanpa shielding air ialah 138,78 μsv/h..kemudian hasil dari perhitungan I 0 diplotting ke dalam grafik dan ditentukan persamaan yang digunakan sebagai persamaan proyeksi dosis radiasi fungsi waktu. Persamaan yang digunakan untuk proyeksi ialah persamaan grafik fungsi pangkat. Plotting grafik ialah sebagai berikut: Gambar 2 Proyeksi I 0 untuk persamaan pangkat Pemilihan nilai untuk plotting grafik ialah I 0 pada jarak 1,2 m karena yang paling mendekati I 0 pada kondisi riil, dari plotting tersebut didapatkan persamaan sebagai berikut: y = x Persamaan tersebut digunakan untuk proyeksi nilaii dosis paparan radiasi fungsi waktu, sebagai contoh menentukan nilai dosis pada BBNB berumur 9 tahun ialah, = 144,55. = 144,55.(9), = 130,0812 Maka berdasarkan persamaan proyeksi tersebut, nilai dosis untuk BBNB berumur 10 tahun ialah μsv/h.kemudian dari persamaan tersebut didapatkan lah data nilai dosis paparan radiasi berdasarkan umur BBNB sebagai berikut Tahun Unload Tahun Storage Input Umur Paparan (μsv/jam) Paparan (mrem/jam) Di dalam KH-IPSB3 terdapat 10 rak yang berisi 42 BBNB pada tiap raknya, diambil 3 buah Rak yang akan digunakan untuk perancangan. 3 rak tersebut dipilih berdasarkan komposisi BBNB. Dari ketiga Rak tersebut hanya akan diambil sejumlah 34 buah BBNB, karena canister yang berbentuk lingkaran dirancang menampung 34 buah BBNB. Sebagai contoh untuk perhitungan BBNB berusia 9 tahun dengan jumlah 2 ialah sebagai berikut: = 144,55. ^( 0,0 048). = 144,55.(9),.2 = 260,1624 / 4 *) Penulis

5 Maka untuk BBNB berumur 9 tahun dengan jumlah 2 buah ialah 260,1624 μsv/h, jika dikonversikan dalam satuan mrem menjadi : 26,016 mrem/h. Standar keamanan untuk nilai dosis paparan radiasi ialah 200 mrem/h Berikut adalah nilai total radiasi berdasarkan rak yang dipilih tersebut. Tabel 1 Dosis Rak 8 Rack 8 Umur Jumlah Paparan Total Tabel 2 Dosis Rak 10 Rack 10 Umur Jumlah Paparan Total Tabel 3 Dosis Rak 3 Umur Total Rack 3 Paparan Jumlah Dari tabel-tabel tersebut bisa dilihat bahwa komposisi rak yang memiliki nilai dosis paparan radiasi paling besar ialah Rak 8, kemudian rak 10, yang paling kecil ialah rak 3. Kemudian dapat ditentukan ketebalan shielding yang tepat agar radiasi yang terpancar dari dry cask aman: Sebagai contoh perhitungan, rak 8 dengan dosis radiasi sebesar 446,334 mrem/h, maka akan membutuhkan tebal concreteshielding sebesar: =. ( ) 200 = 446,344. (,. ) (. ) = ,3444 (. ) (, ) = = ln = = 19,5 54 Jadi untuk canister yang berisi komposisi BBNB dari Rak 8 membutuhkan shielding sebesar 19,54 cm. Perhitungan Kebutuhan Tebal Shielding Berdasarkan Transfer Panas Transfer Panas Konduksi Tabel 4 Temperatur BBNB No. Rack Temperatur Dilakukan perhitungan trial and error untuk menentukan shielding yang sesuai dengan temperatur yang telah kita hitung sebelumnya. Sebagai contoh untuk rak 3 tadi, Sebagai contoh untuk rak 3 tadi, kita gunakan ketebalan 0,1915 m. 5 *) Penulis

6 Maka nilai panas ialah: = + + = 0, , , , ,5.3,389 = = = , , ,689 = 179, yang dihasilkan Jadi, untuk ketebalan 0,1915 m pada rak 3 tidak memenuhi, karena panas yang dihasilkan ialah sebesar watt. Jadi untuk trial berikutnya maka shielding akan dikurangi ketebalannya sebesar 0,0002 untuk trial berikutnya. Dan yang memenuhi yaitu ketebalan 0,1912 m pada rak 3 karena panas yang dihasilkan ialah sebesar watt. Sesuai dengan nilai panas yang dihasilkan oleh kombinasi rak 3. Berdasarkan trial and error, ketebalan shielding beton untuk transfer panas konduksi tidak jauh berbeda atau bisa dikatakan sama. Sehingga tebal shielding untuk rak 8 ialah m, rak m, sedangkan untuk untuk rak 3 ialah m. Transfer Panas Konveksi dan Setelah panas BBNB melewati tahanan transfer panas konduksi, maka panas tersebut akan melalui transfer secara konveksi. Konveksi terjadi pada lapisan tipis udara yang beraliran turbulen, sehingga untuk mncari nilai h berlaku persamaan h=2.( T)^1/4, dengan suhu awal 40 C (313 K) dan suhu yang + diharapkan sekitar Maka: h = 2.( ) h = 2.( ) h = 3,557 Setelah mendapatkan nilai h, kemudian menggunakan persamaan 2.28 untuk menentukan suhu akhir yang mengalir di atmosfer. Sebagai contoh perhitungan digunakan nilai panas dari rak 8: = h ( )+ ( ) (h + ) = h ( ) + ( ) 334,9767 (3, , ,727.0,78.5, ) = 3,557.3,727. 3,727.0,78.5, , = ,47 = (1.64 7) = 302,88 30 Perhitungan Massaa Kosong dan Massa Isi Dry Cask Storage 30 C (303 K). Dalam perhitungan massa, dihitung volume BBNB, canister dan volume tiap lapisan dari inner steel liner hingga outer steel liner. Volume lapisan utuh diperoleh dengan perhitungan selisih volume antar diameter dalam dan diameter luar yang dihasilkan oleh ketebalan lapisan, kemudian dengan menggunakan = ditentukan massa dari tiap lapisannya, canister, serta BBNB. Beriku adalah diameter yang diperoleh: 6 *) Penulis

7 Tabel 5 Diameter Dry Cask D₁ X₂ D₂ X₃ D₃ X₄ D₄ Rack Rack Rack Selain diameter, ketebalan lapisan juga mempengaruhi tinggi dari cask. Berikut adalah tinggi per lapisan tersebut: Tabel 6 Tinggi Dry Cask Berikut adalah perhitungan volume yang dibutuhkan: = + (2. ) = 0,94 + (2.0,033)= 1,006 = + (2. ) = 1,1 + (2.0,033)= 1,166 = = 1 4 H₁.1,006.1,1 166 = 0,9623 = = 0, ,7630 = 0, Perhitungan massa ialah sebagai berikut,contoh volume concrete shielding ialah: = = H₂₂ H₃ H₄ Rack Rack Rack salah satu hasil dari pelapis cask = = ,2230 = 5335,2 5,33 Perhitungan massa udara dibutuhkan untuk mengetahui apakah udara yang tersedia di lingkungan tempat akan dibangunnya dry cask dapat digunakan sebagai udara pendingin. Berikut adalah perhitungan udara pendingin yang dibutuhkan dengan Cp dari udara sebesar = 1,008 kj/kg.k dengan nilai Q diambil pada rak 3 sebesar 179,6360 watt dalam waktu 120 detik (21,56 kj): =..( ) =.( ) 21,56 = 1,008.( ,93) = 0,00352 Massa udara tersebut adalah massa udara yang dibutuhkan untuk pendinginan dry cask, kemudian massa udara tersebut dikomparasi dengan massa udara yang terdapat di kawasan nuklir Serpong. Dimana diketahui ρ udara sebesar 1,225 kg/m 3 dan kecepatan udaraa rata-rata pada tahun 2013 sebesar 2,862 m/s. Maka massa udara yang tersedia di kawasan nuklir Serpong adalah sebesar: =.. = 1,225.2,826.3,7 727 = 12,902 Massa udara yang tersedia ialah sebesar 12,902 kg untuk pendinginan dry cask dengan kombinasi rak 8. Jika dikomparasi dengan kebutuhan massa udara pendingin sebesar 0,00394 kg maka massa udara yang tersedia sangat mencukupi 7 *) Penulis

8 DAFTAR PUSTAKAA BATAN Keputusan Badan Tenaga Nuklir Nasional Nomor:135/KA/VIII/2009 tentang Pengelolaann Rencana Lingkungan dan Rencana Pemantauan Lingkungan Kawasan Nuklir Serpong. Tangerang: BATAN Coulson, J.M dan Richardson, J.F. Chemical Engineering Vol.1 Fourth 1990.Oxford: Edition. Pergamon Press Kern, Donald Q. Process Heat Transfer Singapore: McGraw Hill Book Co. Republik Indonesia Peraturan Pemerintah Republik Indonesia Indonesia tentang Pengelolaann Radioaktif. Limbah Jakarta: Sekertariat Negara Salimin, Zainus dan Gunandjar Pengelolaann Bahan bakar Nuklir Bekas Radioaktif sebagai Bentuk Akhir Limbah Radioaktif. Tangerang: BATAN Salimin, Zainus dan Rahayu, Dyah Sulistyani Pengelolaann Bahan Bakar Nuklir Bekas sebagai Penentu Program Pembangunan PLTN. Jakarta: BATAN Rahayu, Dyah Sulityani dan Budianti, Arie Pemindahan Bahan Bakar Nuklir Bekas dari Kolam Reaktor ke Cask Transnuclear Material Testing Reactor. Jakarta: BATAN Salimin, Zainus dan Rahayu, Dyah Sulistyani Unjuk Kerja Penyimpanan Bahan Bakar Nuklir Bekas PLTN dalam Kaitan Dengan Teknologi Penyimpanannya. Tangerang: BATAN Rahayu, Dyah Sulistyani Pengembangan Teknologi Pengelolaan Bahan Bakar Nuklir Bekas dan Material Teriradiasi di KHIPSB3. Tangerang : BATAN Creer, James M., et al Selected Concrete Spent Fuel Storage Cask Concept and the DOE/PSN Cooporative Cask Testing Program. Journal of The Institute of Nuclear Materials Management 8 *) Penulis