ANALISIS KONSEKUENSI RADIOLOGIS PADA KONDISI ABNORMAL PLTN 1000 MWe MENGGUNAKAN PROGRAM RADCON

78 ISSN 0216-3128 Pande Made U., dkk. ANALISIS KONSEKUENSI RADIOLOGIS PADA KONDISI ABNORMAL PLTN 1000 MWe MENGGUNAKAN PROGRAM RADCON Pande Made Udiyani dan Sri Kuntjoro PTRKN-BATAN ABSTRAK ANALISIS KONSEKUENSI RADIOLOGIS PADA KONDISI ABNORMAL PLTN 1000 MWe MENGGUNAKAN PROGRAM RADCON. Pengoperasian Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) di Indonesia mengantisipasi kelangkaan energi akan menimbulkan berbagai tantangan, terutama tentang keselamatan PLTN. Sehingga pengelola instalasi nuklir harus menyediakan argumentasi ilmiah terhadap keselamatan PLTN, salah satunya dengan menyediakan dokumen analisis keselamatan. Perhitungan konsekwensi radiologis setelah kondisi abnormal menggunakan reaktor daya generik PWR-1000. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan paket program RadCon (Radiological Consequences Model), dengan kondisi yang dipostulasikan berdasarkan DBA (Design Basis Accident). Perhitungan konsentrasi radionuklida yang tersebar ke lingkungan menggunakan PC-Cosyma sebagai data input untuk RadCon. Simulasi perhitungan konsekuensi radiologis menggunakan data lingkungan daerah tapak contoh. Hasil analisis menunjukkan penerimaan konsekuensi radiologis maksimum untuk jalur paparan interna- eksterna jangka pendek (short term) maupun jangka panjang (longterm), diterima untuk daerah dalam radius di bawah 1 km dan masih di bawah batasan penerimaan dosis efektif untuk masyarakat umum dari kejadian abnormal tidak melebihi 5 msv (ICRP 1990). Kata kunci : konsekuensi radiologis, RadCon, PLTN. ABSTRACT RADIOLOGICAL CONSEQUENCES ANALYSIS FOR ABNORMAL CONDITION ON NPPs 1000 MWe BY USING RADCON MODEL. The operation of NPPs (Nuclear Power Plants) in Indonesia to anticipates rare of energy will generate various challenges, especially about NPPs safety. So installation organizer of nuclear must provide scientific argument to safety NPPs, one of them is by providing document of safety analysis. Calculation of radiological consequences after abnormal condition applies on generic PWR-1000 power reactor. Calculation is done by using program package RadCon (Radiological Consequences Model), with postulate condition is based on DBA (Design Basis Accident). Calculation of dispersion of radionuclide concentration is using PC-COSYMA as input data for RadCon. Simulation for radiological consequences analysis uses by site data sample. Analysis result shows that imum receiving of internal - externals radiological consequence for short term and long-term below 1 km radius area is below the limit acceptably effective dose for a member of the public as a result of an accident which should not exceed 5 msv (ICRP 1990). Keywords : radiological consequences, RadCon, NPPs. PENDAHULUAN encana pembangunan PLTN (Pembangkit Listrik R tenaga Nuklir) di Indonesia untuk antisipasi kelangkaaan energi pada masa mendatang, akan menimbulkan berbagai tantangan, terutama untuk masyarakat yang sensitif terhadap isue lingkungan. Untuk menjawab pertanyaan tersebut, maka para pengelola instalasi nuklir harus menyediakan argumentasi ilmiah terhadap keselamatan PLTN. Penjelasan tentang PLTN yang aman tertuang dalam bentuk dokumen keselamatan yang memuat tentang Bab-Bab yang salah satunya tentang penerimaan konsekuensi radiologis untuk masyarakat sekitar tapak reaktor. Perhitungan dan analisis konsekuensi radiologis dari pengoperasian normal dan abnormal untuk reaktor daya PWR 1000-1400 MWe generik untuk kondisi tapak di Pulau Jawa sudah dilakukan [1,2,3,4]. Perhitungan normal dilakukan dengan paket program PC-Cream dan CAP-88 [1,2], Sedangkan untuk perhitungan abnormal menggunakan paket program PC-Cosyma [3,4]. Pada penelitian ini akan dilakukan perhitungan konsekuensi radiologis menggunakan paket program RadCon [5]. Paket program RadCon (Radiological Consequences Model) dibuat oleh ANSTO (Australian Nuclear Science and Tecnology Organisasition). Program ini didesain dan diaplikasikan dengan fokus penggunaan model lingkungan khusus untuk Australia dan Asia Tenggara, sehingga diharapkan kandungan lokal perhitungan menghasilkan perhitungan yang lebih realistis. Program ini menghitung dan memvisualisasikan konsekuensi radiologis di lingkungan berdasarkan karakteristik sumber yang terdispersi di lingkungan dari kondisi abnormal yang terpostulasi yang telah dihitung PC-Cosyma [6]. Dengan menggunakan model pathway (alur paparan) yang disesuaikan dengan kondisi tapak studi, maka dapat dianalisis penerimaan konsekuensi radiologis yang diterima masyarakat dan lingkungan. Penggunaan program ini salah satunya adalah untuk mendapatkan data analisis untuk perhitungan PSA

Pande Made U., dkk. ISSN 0216-3128 79 Level-3 (Probabilistic Safety Analysis Level 3) dalam hal untuk kajian konsekuensi radiologis. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mendapatkan data analisis keselamatan yang komprehensif untuk reaktor daya PWR khususnya penerimaan konsekuensi radiologis apabila PLTN sudah dibangun dan dioperasikan. Data analisis yang diperoleh dapat digunakan sebagai acuan untuk mengisi Bab-Bab yang terdapat dalam dokumen LAK- PLTN. TEORI Sekuensi kecelakaan yang dipostulasikan memicu terjadinya kecelakaan parah adalah kecelakaan kehilangan pendingin (loss of coolant accident, LOCA) yang diikuti dengan kegagalan sistem pendingin teras darurat (emergency core cooling system, ECCS). Peningkatan temperatur mengakibatkan pelelehan bahan bakar dan materialmaterial struktur teras. Perhitungan lepasnya radionuklida dari teras reaktor meliputi asumsi fraksi total lepasan dari teras, fraksi yang lepas ke pengungkung (containment) dan fraksi yang tersisa di pengungkung setelah 2 jam. Fraksi yang lepas dari pengungkung jika kecelakaan dipostulasikan akibat LOCA terjadi kerusakan pengungkung (source term in containment). Kemudian diasumsikan besarnya kerusakan pengungkung, sehingga akan terjadi lepasnya radionuklida ke lingkungan. Dispersi radionuklida di lingkungan dipengaruhi oleh besarnya karakteristik sumber yang lepas ke lingkungan, kondisi cuaca (arah angin, kecepatan angin, stabilitas, solar radiasi, dan curah hujan), dengan mengikuti persamaan [7] : Untuk konsentrasi di atas permukaan tanah, z = 0, 2 2 Q y H χ = exp + 2 2σ 2σ 2 (1) πσ y σ x v y z Untuk konsentrasi di garis pusat (y = 0) persamaan (1) menjadi : Q H 2 χ = exp (2) πσ 2 y σ x v 2σ z Untuk konsentrasi di H = 0 persamaan (2) menjadi : Q χ = (3) πσ y σ x v dengan, χ(chi) : konsentrasi di udara (Bq/m 3 ), pada sumbu x searah angin, y tegak lurus arah angin, z ketinggian di atas permukaan tanah, Q : lepasan radioaktif rata-rata yang ke luar dari cerobong (Bq/dt), ϋ : kecepatan angin rata-rata (m/dt), : koefisien dispersi horizontal (m), σ y σ z : koefisien dispersi vertikal (m), H : tinggi cerobong efektif (m), y : jarak tegak lurus arah angin (m), z : ketinggian dari atas tanah (m). Dispersi radionuklida di udara dan yang terdeposisi di permukaan tanah lewat alur paparan utama yaitu alur interna (inhalasi dan ingesi) dan eksterna (paparan dari cloudshine dan grounshine) akan menimbulkan konsekuensi radiologis terhadap manusia. Penerimaan dosis mengikuti model paparan seperti gambar 1 [8]. Gambar 1. Model alur paparan dari lepasan di atmosfer ke manusia. Besar penerimaan dosis dipengaruhi oleh besar aktivitas radiasi di atmosfer dan yang terdeposisi di permukaan tanah, spesifikasi alur dan faktor pemindahan antar alur paparan, jenis dan konsumsi makanan yang terkontaminasi, ras, gender, jenis pekerjaan, kondisi sosial masyarakat, dsb. Paket program RadCon (Radiological Consequences Model) ini didesain dan diaplikasikan dengan fokus penggunaan model lingkungan khusus untuk Australia dan Asia Tenggara. Program ini menghitung dan memvisualisasikan konsekuensi radiologis di lingkungan berdasarkan karakteristik sumber yang terdispersi di lingkungan dari kondisi abnormal, menggunakan model pathway (alur paparan) yang disesuaikan dengan kondisi tapak studi. TATA KERJA Perhitungan lepasnya radionuklida dari teras sampai ke luar pengungkung reaktor dilakukan berdasarkan postulasi yang telah ditentukan [4,9], untuk reaktor daya PWR dengan kapasitas 1000 MWe, dengan asumsi asumsi fraksi kegagalan bahan bakar diambil 10 %, melalui gap inventori, asumsi fraksi dari inventori ke dalam gap adalah 10 % untuk gas mulia, 1 % Cs, dan 0,01 % elemen lain, Lepas dari inventori ke sungkup untuk Kr-85 (1 %), Xe-133 (1 %), I-131 (0,01 %) dan Cs-137 (0,01 %). Berdasarkan spesifikasi paket program RadCon, radionuklida yang menjadi fokus analisis adalah radionuklida Xe-133, Cs-137, Sr-90, dan I-131.

80 ISSN 0216-3128 Pande Made U., dkk. Lepasan radionuklida tersebut menjadi data input untuk paket program PC-Cosyma. Dengan simulasi daerah studi Semenanjung Muria [10,11], maka kondisi cuaca yang digunakan dalam waktu setahun yang diukur setiap selang waktu 1 jam, meliputi parameter parameter : arah angin, kecepatan angin, stabilitas dan solar radiasi. Hasil perhitungan PC-Cosyma berupa konsentrasi Xe-133, Cs-137, Sr-90, dan I-131 yang terdispersi di udara dan yang terdeposisi dalam radius 20 km. Data output dari PC-Cosyma ini digunakan sebagai data input RadCon. Data input RadCon antara lain adalah lingkungan tapak, jenis dan konsumsi, pekerjaan, dan sosio-ekonomi masyarakat sekitar. Data luaran dari Radcon adalah penerimaan dosis radiasi berdasarkan pathway, jenis dan pola konsumsi, gender, umur, dan daerah evaluasi sekitar tapak reaktor. HASIL DAN PEMBAHASAN Berdasarkan postulasi dan asumsi aktivitas sumber dari teras PWR sampai lepas ke lingkungan, yang digunakan untuk data input paket program PC- Cosyma, terdapat pada tabel 1. Tabel 1. Aktivitas sumber ke lingkungan berdasarkan asumsi dan postulasi kejadian abnormal di PWR 1000 MWe. No. Nuklida Aktivitas di inventori, Bq Lepas dari pengungkung, Bq (data input PC-Cosyma) 1 Xe-133 1,45 x 10 18 0,29 x 10 15 2 Sr- 90 3,90 x 10 16 2,98 x 10 8 3 I-131 7,05 x 10 17 2,56 x 10 12 4 Cs-137 5,25 x 10 16 8,63 x 10 11 Simulasi perhitungan konsentrasi radioaktif yang terdispersi dan terdeposisi dihitung berdasarkan kondisi cuaca daerah tapak studi yang diambil dalam waktu setahun untuk parameter-parameter arah angin, kecepatan angin, stabilitas dan solar radiasi. Perhitungan dispersi dan deposisi dilakukan untuk 16 arah angin (setiap arah dipisahkan oleh sudut radial ± 22,5 o ) dimulai sudut 11,25 o dari arah utara, dan dalam radius 20 km yang dibagi dalam 5 jarak radius. Hasil perhitungan dari paket program PC-Cosyma untuk konsentrasi di udara dan yang terdeposisi di permukaan tanah ditampilkan pada tabel 2 dan tabel 3. Dari tabel 2 dan tabel 3 terlihat bahwa besarnya konsentrasi radionuklida yang terdispersi di udara sekitar reaktor bergantung pada laju keluaran sumber radioaktif dari pengungkung reaktor dan karakteristik masing-masing radionuklida. Distribusi dispersi radionuklida di udara dipengaruhi oleh kondisi cuaca setempat yaitu arah angin, kecepatan angin, stabilitas cuaca, dan solar radiasi. Deposisi radionuklida di permukaan tanah dipengaruhi oleh distribusi dispersi radioaktif di udara, karaktristik radionuklida, jenis tanah, dan waktu paruh radionuklida. Data dari tabel 2 dan tabel 3 digunakan sebagai data input untuk menghitung besarnya konsekuensi radiologis di lingkungan dan masyarakat dengan menggunakan paket program RadCon. Selain data tersebut juga diperlukan input data tentang pola konsumsi, jenis konsumsi termasuk produk lokal atau di luar area estimasi, pola hidup masyarakat setempat, jenis pekerjaan, jenis domisili, ras, gender dan umur. Hasil perhitungan RadCon untuk konsekuensi radiologis yang diterima masyarakat dari kondisi operasi abnormal yang dipostulasikan dan asumsi asumsi pelepasan produk fisi dari teras reaktor ke luar cerobong, dengan kondisi cuaca setempat dari daerah studi, dan kondisi lingkungan dan sosial masyarakat setempat, yang dihitung dengan program RadCon terdapat pada tabel 4 dan 5. Tabel 2. Konsentrasi radionuklida Cs-137 dan I-131 terdispersi di udara dan terdeposisi (output Cosyma). Cs-137 di udara (Bq/m 3 ) Cs-137 yang terdeposisi (Bq/m 2 ) 11,25 o 3,2x10 3 1,2x10 3 0 0 0 3,24 1,2 0 0 0 34 o 3,3x10 3 1,2x10 3 0 0 0 3,25 1,21 0 0 0 56,5 o 3,3x10 3 1,5x10 3 0 0 0 3,52 1,48 0 0 0 70 o 4.1x10 3 2,2x10 3 6,7x10 3 0 0 4,09 2,20 0,69 0 0 101,5 o 4.9x10 3 3,8x10 3 2,0x10 3 4,8x10 3 0 4,99 3,83 1,99 0,49 0 124 o 6,2x10 3 7,4x10 3 8,2x10 3 4,8x10 3 9,9x10 2 6,23 7,37 8,18 4,77 0,99 146,5 o 1,2x10 8 3,2x10 6 2,5x10 5 1,1x10 5 3,6x10 4 1,1x10 5 3,2x10 3 2,5x10 2 1,1x10 2 3,6x10 1 169 o 5,2x10 8 4,1x10 7 1,3x10 7 5,5x10 6 1,9x10 6 5,3x10 5 4,8x10 4 1,3x10 4 5,5x10 3 1,9x10 3 191,5 o 7,1x10 8 7,7x10 7 3,7x10 7 1,9x10 7 1,0x10 7 7,1x10 5 7,7x10 4 3,7x10 4 1,9x10 4 1,0x10 4 214 o 7,1x10 8 7,4x10 7 3,6x10 7 1,8x10 7 9,7x10 6 7,0x10 5 7,5x10 4 3,6x10 4 1,8x10 4 9,7x10 3 236,5 o 4,9x10 8 3,8x10 7 1,1x10 7 4,2x10 6 1,5x10 6 4,9x10 5 3,6x10 4 1,0x10 4 4,2x10 3 1,5x10 3 259 o 7,6x10 7 1,7x10 6 1,1x10 5 7,2x10 4 2,7x10 4 7,6x10 4 1,7x10 3 1,1x10 2 7,2x10 1 2,8x10 1 281,5 o 6,3x10 3 7,0x10 3 7,2x10 3 3,9x10 3 7,1x10 2 6,12 6,98 7,23 3,92 0,71 304 o 4,9x10 3 3,7x10 3 1,8x10 3 0 0 4,91 3,66 1,82 0 0 326,5 o 4,1x10 3 2,1x10 3 6,5x10 3 0 0 4,04 2,13 0,65 0 0 349 o 3,5x10 3 1,5x10 3 0 0 0 3,49 1,45 0 0 0

Pande Made U., dkk. ISSN 0216-3128 81 I-131 di udara (Bq/m 3 ) I-131 yang terdeposisi (Bq/m 2 ) 11,25 o 9,3x10 4 3,4x10 4 0 0 0 8,2x10 2 3,1x10 2 0 0 0 34 o 9,4x10 4 3,5x10 4 0 0 0 8,4x10 2 3,1x10 2 0 0 0 56,5 o 1,1x10 5 4,3x10 4 0 0 0 9,1x10 2 3,8x10 2 0 0 0 70 o 1,2x10 5 1,1x10 5 1,9x10 4 0 0 1,1x10 3 5,7x10 2 1,7x10 2 0 0 101,5 o 1,4x10 5 1,1x10 5 5,7x10 4 1,4x10 4 0 1,3 x10 3 9,9x10 2 5,1x10 2 1,2x10 2 0 124 o 1,8x10 5 2,1x10 5 2,4x10 5 1,4x10 5 2,8x10 4 1,6x10 3 1,9x10 3 2,1x10 3 1,2x10 3 2,5x10 2 146,5 o 3,5x10 8 9,8x10 7 7,4x10 6 3,1x10 6 1,1x10 6 3,2x10 7 8,8x10 5 6,7x10 4 2,8x10 4 9,1x10 3 169 o 1,6x10 10 1,2x10 9 3,9x10 8 1,6x10 8 5,5x10 7 1,4x10 8 1,1x10 7 3,5x10 6 1,5x10 6 4,9x10 5 191,5 o 2,2x10 10 2,3x10 9 1,1x10 9 5,7x10 8 2,9x10 8 1,9x10 8 2,1x10 7 1,0x10 7 5,2x10 6 2,7x10 6 214 o 2,2x10 10 2,2x10 9 1,1x10 9 5,4x10 8 2,8x10 8 1,9x10 8 2,0x10 7 9,5x10 6 4,9x10 6 2,5x10 6 236,5 o 1,5x10 10 1,1x10 9 3,1x10 8 1,3x10 8 4,4x10 7 1,3x10 8 9,7x10 6 2,8x10 6 1,1x10 6 3,9x10 5 259 o 2,3x10 9 5,1x10 7 3,3x10 6 2,1x10 6 7,9x10 5 2,1x10 7 4,6x10 5 3,1x10 4 1,9x10 4 7,1x10 3 281,5 o 1,8x10 5 2,1x10 5 2,1x10 5 1,1x10 5 2,0x10 4 1,6x10 3 1,8x10 3 1,9x10 3 1,1x10 3 1,8x10 2 304 o 1,4x10 5 1,1x10 5 5,2x10 4 0 0 1,3x10 3 9,5x10 2 4,7x10 2 0 0 326,5 o 1,2x10 5 6,1x10 4 1,8x10 4 0 0 1,1x10 3 5,5x10 2 1,6x10 2 0 0 349 o 1,0 x10 5 4,2x10 4 0 0 0 9,1x10 2 3,7x10 2 0 0 0 *Keterangan : Setiap arah dipisahkan oleh sudut radial ± 22,5 o dimulai sudut 11,25 o dari utara. Tabel 3. Konsentrasi radionuklida Sr-90 dan Xe-133 terdispersi di udara dan terdeposisi (keluaran PC-Cosyma). Sr-90 di udara (Bq/m 3 ) Sr-90 yang terdeposisi (Bq/m 2 ) 11,25 o 2,8x10 1 1,1x10 1 0 0 0 2,8x10-2 1,1x10-2 0 0 0 34 o 2,8x10 1 1,1x10 1 0 0 0 2,8x10-2 1,1x10-2 0 0 0 56,5 o 3,1x10 1 1,3x10 1 0 0 0 3,1x10-2 1,3x10-2 0 0 0 70 o 3,5x10 1 1,9x10 1 5,94 0 0 3,5x10-2 1,9x10-2 0,0059 0 0 101,5 o 4,3x10 1 3,2x10 1 1,7x10 1 4,21 0 4,3x10-2 3,3x10-2 0,0170 0,0042 0 124 o 5,4x10 1 6,4x10 1 7,1x10 1 4,1x10 1 8,58 5,4x10-2 6,4x10-2 0,0071 0,0410 0,0086 146,5 o 9,9x10 5 2,8x10 4 2,2x10 3 9,2x10 2 3,1x10 2 9,9x10 2 2,8x10 1 2,16 0,920 0,310 169 o 4,5x10 5 3,5x10 5 1,2x10 5 4,8x10 4 1,6x10 4 4,5x10 3 3,5x10 2 1,1x10 2 4,8x10 1 1,6x10 1 191,5 o 6,2x10 6 6,7x10 5 3,2x10 5 1,7x10 5 8,9x10 4 6,2x10 3 6,7x10 2 3,2x10 2 1,7x10 2 8,9x10 1 214 o 6,1x10 6 6,5x10 5 3,1x10 5 1,6x10 5 8,4x10 4 6,1x10 3 6,6x10 2 3,1x10 2 1,6x10 2 8,4x10 1 236,5 o 4,2x10 6 3,1x10 5 8,9x10 4 3,7x10 4 1,3x10 4 4,2x10 3 3,1x10 2 8,9x10 1 3,7x10 1 1,3x10 1 259 o 6,6x10 5 1,5x10 4 9,710 2 6,2x10 2 2,4x10 2 6,7x10 3 1,9x10 1 0,970 0,620 0,240 281,5 o 5,3x10 1 6,1x10 1 6,3x10 1 3,4x10 1 6,110 5,3x10-2 6,5x10-2 6,3x10-2 3,5x10-2 6,1x10-3 304 o 4,3x10 1 3,8x10 1 1,6x10 1 0 0 4,3x10-2 3,2x10-2 1,6x10-2 0 0 326,5 o 3,5x10 1 1,8x10 1 5,610 0 0 3,5x10-2 1,8x10-2 5,6x10-3 0 0 349 o 3,1x10 1 1,3x10 1 0 0 0 3,6x10-2 1,2x10-2 0 0 0 Xe-133 di udara (Bq/m 3 ) Xe-133 yang terdeposisi (Bq/m 2 ) 11,25 o 2,2x10 4 8,3x10 3 0 0 0 0 0 0 0 0 34 o 2,2x10 4 8,4x10 3 0 0 0 0 0 0 0 0 56,5 o 2,4x10 4 1,1x10 4 0 0 0 0 0 0 0 0 70 o 2,8x10 4 1,5x10 4 4,9x10 3 0 0 0 0 0 0 0 101,5 o 3,4x10 4 2,6x10 4 1,4x10 4 3,4x10 3 0 0 0 0 0 0 124 o 4,2x10 4 5,0x10 4 5,6x10 4 3,3x10 4 7,1x10 3 0 0 0 0 0 146,5 o 7,5x10 8 2,1x10 7 1,7x10 6 7,1x10 5 2,4x10 5 0 0 0 0 0 169 o 3,9x10 9 2,7x10 8 8,7x10 7 3,7x10 7 1,3x10 7 0 0 0 0 0 191,5 o 4,7x10 9 5,2x10 8 2,5x10 8 1,3x10 8 7,0x10 7 0 0 0 0 0 214 o 4,6x10 9 4,9x10 8 2,4x10 8 1,2x10 8 6,6x10 7 0 0 0 0 0 236,5 o 3,2x10 9 2,4x10 8 6,9x10 7 2,8x10 7 1,1x10 7 0 0 0 0 0 259 o 5,0x10 8 1,1x10 7 7,5x10 5 4,8x10 5 1,9x10 5 0 0 0 0 0 281,5 o 4,2x10 4 4,8x10 4 4,9x10 4 2,7x10 4 5,0x10 3 0 0 0 0 0 304 o 3,3x10 4 2,5x10 4 1,3x10 4 0 0 0 0 0 0 0 Sr-90 di udara (Bq/m 3 ) Sr-90 yang terdeposisi (Bq/m 2 ) 326,5 o 2,8x10 4 1,5x10 4 4,6x10 3 0 0 0 0 0 0 0 349 o 2,4x10 4 1,0x10 4 0 0 0 0 0 0 0 0 * Keterangan : Setiap arah dipisahkan oleh sudut radial ± 22,5 o dimulai sudut 11,25 o dari utara.

82 ISSN 0216-3128 Pande Made U., dkk. Tabel 4. Penerimaan dosis radiasi dalam Sv kondisi short time (6 jam). Radionuklida Pathway Cloud-shine Inhalasi Ground-shine Cs-137 I-131 Sr-90 Xe-133 3,784 x10-6 2.071x10-5 1.756 x10-5 2.575x10-1 0 0 2,.016 x10-6 3,.571x10-3 7,922 x10-4 2,169 x10 1 1,674x10-6 2,575 x10-1 0 5,196 x10-6 1,851 x10-5 7,082 x10-6 1,087 x10-1 0 0 Tabel 4 mengenai data penerimaan dosis yang diterima untuk kondisi short time (6 jam setelah pelepasan radionuklida ke lingkungan), single periode, untuk 4 radionuklida yang diestimasi dari berbagai pathway yang diterima masyarakat di daerah dalam radius di bawah 1 km. Penerimaan radiasi pada kondisi jangka pendek yang dihitung dalam rentang waktu 6 jam setelah lepasan, mengikuti alur paparan interna inhalasi (pernafasan) dan awan radioaktif (cloudshine). Alur paparan dari awan radioaktif menyumbang dosis radiasi lewat inhalasi dan paparan langsung. Dari tabel 4, alur inhalasi disumbang melalui semua radionuklida, dengan sumbangan terbesar lewat I-131. Alur dari awan radioaktif disumbang oleh Cs- 137 dan Xe-133 melalui paparan langsung. Sedangkan dari permukaan tanah disumbang oleh I-131, melalui deposisi nuklida ini di tanah. Penerimaan dosis jangka pendek yang aktivitasnya tinggi adalah inhalasi dari I- 131, yang bisa diantisipasi dengan memberikan tablet kalium jodida terhadap masyarakat yang berdomisili di daerah yang terkontaminasi yaitu dalam radius di bawah 1 km. Penerimaan dosis radiasi dari jangka panjang dalam waktu 1 tahun pada tabel 5, bersumber dari deposisi radionuklida yang terdispersi di atmosfer yang jatuh ke permukaan tanah. Lewat rantai makanan, akan berujung pada manusia dan lewat alur food stuff masuk ke alur ingesi. Disamping lewat alur ingesi, jika deposisi radioaktif di permukaan tanah dalam jumlah yang berarti, paparan radiasi bisa lewat paparan langsung yang bersumber dari permukan tanah (ground shine). Tabel 5. Penerimaan dosis radiasi dalam Sv kondisi long time (1 tahun). Radionuklida Pathway Cs-137 I-131 Sr-90 Xe-133 Cloud-shine 0 0 0 0 Inhalasi 0 0 0 0 Ground-shine 1.715x10-6 6.571 x10-6 3.318 x10-6 4.979 x10-11 1.768 x10-3 8.152 x10-9 Penerimaan dosis lewat alur ingesi dipengaruhi oleh jenis konsumsi lokal, pola konsumsi 0 masyarakat sekitar, dan model penerimaan paparan yang diambil. Model paparan mengikuti rantai makanan yang diasumsikan bisa terjadi. Tabel 6 memuat jenis makanan dan perkiraan penerimaan dosis radiasi dari makanan yang terkontaminasi sesuai dengan kondisi lingkungan daerah studi. Penerimaan paparan yang berlebihan dari konsumsi makanan yang terkontaminasi, bisa diantisipasi dengan melakukan batasan konsumsi makanan tertentu (food banning) terhadap produk lokal dari daerah yang terkontaminasi dalam rentang waktu tertentu. Hasil analisis menunjukkan penerimaan konsekuensi radiologis maksimum untuk jalur paparan interna dan eksterna jangka pendek (short term) maupun interna dan eksterna jangka panjang (longterm), diterima untuk daerah dalam radius < 1 km, masih di bawah batasan penerimaan dosis efektif untuk masyarakat umum dari kejadian kecelakaan tidak melebihi 5 msv (ICRP 1990). Tabel 6. Penerimaan dosis radiasi (Sv) dari makanan kondisi long time (1 tahun) untuk kontaminan Cs-137. N0. Jenis Makanan Single Periode Akumulasi 1 Beras 1,489 x10-3 1.489 x10-3 2 Biji bijian 1,310 x10-4 1,310 x10-4 3 Sayuran Hijau 4,952 x10-4 4,952 x10-4 4 Umbi-umbian 1,859 x10-5 1,859 x10-5 5 Tree Fruit 9,571 x10-4 9,571 x10-4 6 Ground Fruit 2,186 x10-5 2,186 x10-5 7 Tubers 2,236 x10-5 2,236 x10-5 8 Legumes Pulses 1,958 x10-5 1,958 x10-5 9 Sapi 1,326 x10-5 1,326 x10-5 10 Babi 3,106 x10-12 3,106 x10-12 11 Kambing 1,809 x10-11 1,809 x10-11 12 Fowl 1,511 x10-10 1,511 x10-10 13 Buffalo 1,326 x10-5 1,326 x10-5 14 Susu Sapi 4,070 x10-6 4,070 x10-6 Semua antisipasi seperti pemberian kalium jodida dan pembatasan makananan tertuang dalam dokumen kedaruratan (emergency preparedness) yang termasuk dalam dokumen LAK (Laporan Analisis Keselamatan) reaktor daya. Dari hasil penelitian ini terlihat bahwa penggunaan paket program RadCon untuk menghitung konsekuensi radiologis pada kondisi abnormal mempunyai kelebihan dan kekurangan. Kelebihan dari paket program ini adalah kekhususan penggunaan untuk daerah Australia dan Asia Tenggara, sehingga inputan data sudah memuat lebih banyak data lokal. Selain itu tampilan visual lebih akomodatif. Karena RadCon lebih teliti dalam hal aspek tinjauan dan banyak memuat data lokal tapak, maka diperlukan waktu lama untuk mempersiapkan inputan. Selain itu program ini masih tergantung pada program lain, khususnya PC-Cosyma, karena input data berupa aktivitas radiasi yang terdispersi dan terdeposisi di area tapak merupakan keluaran PC-Cosyma. Hasil perhitungan tidak berbeda

Pande Made U., dkk. ISSN 0216-3128 83 secara signifikan dengan perhitungan hasil dari penggunaan program PC-Cosyma [4]. KESIMPULAN Analisis konsekuensi radiologis dari pengoperasian PLTN tipe PWR-1000 pada kondisi abnormal yang dipostulasikan untuk daerah tapak studi di Semenanjung Muria, bisa dilakukan dengan menggunakan paket program RadCon (Radiological Consequences Model) yang dibuat oleh ANSTO. Hasil analisis menunjukkan penerimaan konsekuensi radiologis maksimum untuk jalur paparan interna dan eksterna jangka pendek (short term) maupun interna dan eksterna jangka panjang (longterm), diterima untuk daerah dalam radius < 1 km, masih di bawah batasan penerimaan dosis efektif untuk masyarakat umum dari kejadian kecelakaan tidak melebihi 5 msv (ICRP 1990). DAFTAR PUSTAKA 1. PANDE, M.U., KUNTJORO S., DAN D.T.SONY TJAHYANI, Analisis Karakteristik Sumber dari Reaktor PWR Kapasitas 1000 MWe pada Kondisi Operasi 3 Tahun, Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir, TDM, Vol.10, No.2, Juni (2008). 2. PANDE, M.U., Analisis Emisi Udara Radioaktif dari Reaktor Air Tekan Menggunakan Paket Program Cap 88, Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir, ISSN 026-3128, Yogyakarta (2008). 3. KUNTJORO S., Analisis Sebaran Radionuklida pada Kondisi Kecelakaan LOCA Reaktor Daya PWR APR-1400, Proseding Seminar ke-14 Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir ISSN 0854-2910, Bandung (2008). 4. PANDE, M.U., DAN KUNTJORO S., Analisis Fenomena Transport Radionuklida Kecelakaan Reaktor Daya Tipe PWR dari Inventori untuk Kejadian Teras Meleleh, Prosiding Laporan Teknis Penelitian-PTRKN, (2009). 5. ANSTO, RadCon: A Radiological Consequences Model, Australian Nuclear Science and Technology Organisation, ISBN 0-642-59983-1 (2000). 6. EUROPEAN COMMISSION, PC COSYMA, version 2.0. User Guide, National Radiological Protection Board, Forschungzentrum Karlsruhe GmbH, (1995). 7. PARKS, B., Mathematical Models, CAP88-PC Version 2.0. US. Department of Energy ER- 8/GTN 19901 Germantown, Maryland, (1977) 1-3. 8. CRAWFORD, J., DOMEL R.U., RadCon: a Radiological Consequences Model, User Guide, ANSTO M-128, ISBN 0-642-59983, Sydney, (2000) 2-10. 9. EUROPEAN COMMISSION, Determination of the In-Containment Source term for a Large- Break Loss of Coolant Accident, EUR 19841 EN, (2001). 10. BMG-BATAN, Data Meteorologi-Ujung Watu, Jepara, 2007. 11. BPS-JEPARA, Jepara dalam angka, 2006. TANYA JAWAB Yusri Heni Apakah dalam AMDAL PLTN sudah ada keharusan untuk mencantumkan dampak radiologis untuk setiap kecelakaan yang dipostulasikan? P. Made Udiyani Di dalam AMDAL yang diperlukan adalah dampak penting yang ditimbulkan oleh suatu kegiatan yang mengakibatkan perubahan dampak penting di lingkungan. Karena probabilitas kecelakaan nuklir sangat kecil (± 10-5 )/kejadian, maka perlu dihitung apakah sudah termasuk dampak penting.