RISET PROSES PELELEHAN TERAS SAAT KECELAKAAN PARAH RINGKASAN Kecelakaan yang terjadi pada reaktor Three Mile Island No.2 (TMI-2) di Amerika Serikat pada bulan Maret 1979, telah mengakibatkan sekitar separuh dari teras reaktor meleleh. Kecelakaan ini merupakan kecelakaan yang melebihi kecelakaan dasar desain dan dikategorikan sebagai contoh konvensional kecelakaan parah (severe accident). Untuk memahami fenomena-fenomena kecelakaan parah dan tindakan pencegahannya, dilakukan penelitian proses pelelehan teras secara intensif oleh berbagai negara. Selanjutnya akan diuraikan status dan hasil penelitian di Jepang dan negara lainnya. URAIAN 1. Pendahuluan Kecelakaan parah (severe accident) adalah suatu kecelakaan yang melampaui asumsi-asumsi kecelakaan dasar desain (hal-hal yang berhubungan dengan kecelakaan yang diasumsikan untuk menguji kelayakan desain keselamatan pada instalasi reaktor) pada saat dilakukan desain keselamatan dan evaluasi terhadap reaktor (Gambar 1). Sebagai dasar desain, seandainya terjadi kecelakaan, pelelehan teras atau kerusakan bahan bakar yang lebih parah sekalipun dapat dicegah dengan bekerjanya peralatan keselamatan. Pada kecelakaan TMI-2, meskipun perlengkapan keselamatan bekerja, namun karena adanya faktor manusia, pendinginan teras reaktor tidak dapat dilakukan, sehingga berakibat teras meleleh. (Gambar 2). Meskipun penelitian yang berhubungan dengan pelelehan bahan bakar telah dilakukan sebelumnya, dengan adanya kecelakaan TMI-2, penelitian untuk menguak berbagai karakteristik saat kecelakaan parah dan penanggulangannya dilakukan secara intensif di berbagai negara. Penelitian proses pelelehan teras merupakan salah satu penelitian penting yang berhubungan dengan kecelakaan parah. 2. Penelitian proses pelelehan teras saat kecelakaan parah Pada saat terjadi kecelakaan parah, akibat gagalnya pendinginan teras, suhu bahan bakar naik secara tidak normal sehingga memungkinkan bahan bakar meleleh. Bila hal itu berlanjut dalam skala lebih besar, lelehan bahan bakar akan jatuh ke bagian bawah bejana reaktor dan mengakibatkan berkurangnya keutuhan bejana reaktor. Ada kemungkinan kondisi ini berkembang menjadi kecelakaan yang lebih parah disertai dengan emisi zat radioaktif dalam jumlah yang besar. Penelitian melelehnya teras, secara garis besar dibedakan menjadi pengujian parsial yang mempelajari karakteristik melelehnya bahan bakar di teras, dan pengujian integral yang mempelajari seluruh proses melelehnya teras. Pengujian parsial dilakukan untuk meneliti karakteristik selama terjadi kenaikan suhu pada bahan penyusun teras seperti bahan bakar, batang kendali, penjarak (spacer) dan lain-lain. Dalam penelitian, perbandingan material penyusun (Tabel 1 menunjukkan contoh prosentase unsur secara standar pada material penyusun teras utama) dan kondisi lingkungan diubah-ubah untuk meneliti oksidasi material, lelehan dan lain-lain. Dari hasil pengujian dapat diketahui secara kuantitatif bahwa pada saat logam yang berbeda bercampur, suhu leleh menjadi turun karena adanya fenomena meleleh secara bersama. Gambar 3 menunjukkan berbagai macam fenomena yang diperkirakan terjadi pada material penyusun teras pada saat terjadi kecelakaan parah. Gambar 4 menunjukkan pengaruh suhu terhadap faktor kecepatan reaksi di antara material-material penyusun. Pengujian integral skala bundel bahan bakar yang bertujuan meneliti karakteristik lelehan ditunjukkan pada Tabel 2. Pada Tabel tersebut ditunjukkan analisis survei terhadap kerusakan teras TMI-2. Selain itu, sebagai bagian dari SFD-Plan (Severe Fuel Damage and Fission Product Source Term Research Plan) Amerika Serikat eksperimen PBF-SFD, ACPR-DF, NRU-FLHT dilakukan untuk meneliti karakteristik bahan bakar. Program ini selanjutnya diperlebar untuk melibatkan berbagai negara dalam penelitian kecelakaan parah. Program tersebut dinamakan CSARP-Plan (Cooperative Severe Accident Research Program). Eksperimen CORA adalah eksperimen yang dilakukan dengan pemanasan model bahan bakar secara elektrik di Jerman, dengan memanfaatkan kelebihan eksperimen di luar reaktor. Eksperimen dilakukan lebih dari 20 kali dan diperoleh banyak pengetahuan. Eksperimen OECD/LOFT adalah eksperimen skala besar di Amerika Serikat yang menggunakan reaktor LOFT dan setelah itu dilakukan evaluasi hubungan eksperimen skala kecil dan kecelakaan TMI-2. Ensiklopedi Teknologi Nuklir Batan 1/7
Di sisi lain, sebagai wakil dari penelitian yang berhubungan dengan keutuhan bejana reaktor akibat jatuhan lelehan bahan bakar ke bagian bawah bejana reaktor, dilakukan eksperimen seperti yang ditunjukkan pada Tabel 3. Di antaranya, adalah ALPHA-Plan yang dilakukan di JAERI Jepang, yang merupakan eksperimen sifat pendinginan lelehan teras di dalam bejana reaktor dengan menggunakan Alumina sampai sebanyak 50 kg, dengan tujuan mempelajari mekanisme pendinginan bagian bawah lelehan teras. 3. Hasil Penelitian Dari serangkaian eksperimen parsial dan integral tersebut, diperoleh hal-hal sebagai berikut: 1. Sebelum pelelehan bahan bakar, material penyusun teras akan meleleh terlebih dulu karena mempunyai titik leleh lebih rendah dari bahan bakar. Hal ini mengakibatkan kerusakan keseluruhan bundel bahan bakar. 2. Bersentuhnya logam berlainan (misalnya: B 4 C yang merupakan bahan batang kendali dengan baja tahan karat (stainless steel); Ag-In-Cd dengan Zircalloy; Zircalloy sebagai bahan kelongsong bahan bakar dengan Inconel sebagai bahan penjarak; UO 2 dengan Zircalloy, dan lain-lain), akibat tingginya suhu dan pengaruh fenomena meleleh bersama, maka akan meleleh pada suhu yang lebih rendah daripada suhu leleh masing-masing. 3. Karena pada bagian bawah teras suhunya rendah, bahan bakar yang meleleh di bagian atas akan mengeras di bagian bawah, hal ini mengakibatkan tersumbatnya aliran pendingin dan menghalangi proses pendinginan teras. 4. Berdasarkan eksperimen ALPHA-JAERI mengenai sifat pendinginan lelehan teras di dalam bejana reaktor, bila terdapat air pendingin, maka akan terjadi celah antara dinding bejana reaktor dan alumina yang mengeras. Hal ini disebabkan air yang masuk mempunyai efek pendinginan dan efek penghambat panas, sehingga dapat mencegah melelehnya bejana reaktor. Ensiklopedi Teknologi Nuklir Batan 2/7
TABEL DAN GAMBAR : Tabel 1. Prosentase masing-masing unsur pada material penyusun teras (Untuk TMI-2) Tabel 2. Eksperimen yang mewakili kerusakan dan lelehan dalam skala bundel bahan bakar Tabel 3. Uji keutuhan Bejana Tekan Reaktor Ensiklopedi Teknologi Nuklir Batan 3/7
Gambar 1. Fenomena yang utama di dalam kontainer reaktor pada saat kecelakaan parah Ensiklopedi Teknologi Nuklir Batan 4/7
Gambar 2. Gambar perkiraan kondisi kerusakan teras setelah berhentinya kecelakaan TMI-2 Ensiklopedi Teknologi Nuklir Batan 5/7
Gambar 3. Fenomena yang terjadi pada material penyusun teras pada saat terjadi kecelakaan parah Ensiklopedi Teknologi Nuklir Batan 6/7
Gambar 4. Pengaruh suhu terhadap faktor kecepatan reaksi diantara material penyusun teras Ensiklopedi Teknologi Nuklir Batan 7/7