:!sit Penetilian P2PLR Tahun 2002 TINJAUAN TENTANG PENYIMPANAN SEMENTARA BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR DAY A Pratomo B Sastrowardoyo, Mulyanto Pusat Pengemban..gan Pengelolaan Limbah Radioaktif ABSTRAK TINJAUAN TENTANG PENYIMPANAN SEMENTARA BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR DAY A. Suatu kajian tentang penyimpanan sementara bahan bakar bekas (ISFF), dari reaktor daya, telah dilakukan. Kajian awal ini dimaksudkan untuk memperoleh informasi tentang dimensi kolam ISSF. Metodologi yang diterapkan mengacu pada skenario kebutuhan listrik di Indonesia, berdasarkan studi kelayakan oleh BATAN-NEWJEC, yaitu pada asumsi awal pengoperasian 14 PL TN, masing-masing dengan daya 900 MW/reaktor untuk tipe PWR, BWR atau CANDU. Perh!~ungan dilakukan untuk optimalisasi debit air pendingin kolam penyimpanan sementara, suhu air rr.asuk, suhu kolam, dikaitkan dengan optimasi gap antar rak, serta perisai radiasi. Suhu program komputer digunakan untuk menghitung faktor-fa:<tor tersebut secara simultan. Hasil memperlihatkan bahwa sccara umum bahan bakar bekas yang berasai dari reaktor CANDU lebih sederhana pengelolaannya dibandingkan dengan bahan bakar bekas dari jenis reaktor 1ain ABSTRACT PRELIMINARY STUDI ON INTERIM STORAGE OF SPENT FUEL FROM POWER REACTOR. A preliminary study on interim storage of spen fuel (ISSF), from power reactors, has been conducted. The objective of this is to obtain the information about dimention of ISSF's pool. The adobted methodology was referred on the scenario of Indonesian electrical demand, based on feasibility study performed by BA TAN-NEWJEC. In this case, the 900 MW/reactor of 14 NPPs are operated, recpectively for PWR, BWR or CANDU type. The estimations were carried out for optimizing the water cooling debit in air in term storage pool, water temperature inlet and pool temperature, related to the optimizing of gap distance un between of the rack, and the radiation shielding. A computer program was used to calculate these factors simultanly. The result shows that spent fuels from CANDU are generally simpler to managed than other reactor types. PENDAHULUAN Dalam pemenuhan kebutuhan energi listrik masyarakat, khususnya di bidang industri, diperkirakan bahwa kapasitas instalasi pembangkit tenaga listrik mencapai sekitar 125 ribu Mwe pada tahun 2020. Dari kajian oleh Newjec diperkirakan bahwa sekitar 10% diantaranya perlu dipasok dari tenaga nuklir. Karena itu pada sekitar tahun 2019, perlu dioperasikanya 14 pembangkit listrik tenaga nuklir (PL TN), dengan kapasitas 900 MWe per unit[1]. Seperti telah banyak dikenal, bahwa pada pada pengoperasian PL TN umumnya digunakan uranium sebagai bahan bakar. Type reactor yang lebih populer umumnya dioperasikan di dunia hingga saat ini, digolongkan b~rdasarkan jenis pendingin, reaktor air ringan (LWR), dan reaktor air berat (CANDU). Untuk reaktor pendingin air ringan terdapat 2 jenis reaktor daya, yaitu reaktor air tekan (PWR) dan reaktor air mendidih (BWR). Keduanya menggunakan bahan bakar uranium yang diperkaya hingga sekitar 3% U-235), yang memberikan perbandingan konversi rendah.
Oitinjau dari aspek ekonomi, keselamatan, efisiensi teknik, serta kemapuan pendayagunaan bahan bakar uranium, keduanya memiliki karakteristik yang setara. Jenis reactor daya dengan pendingin 020, menggunakan bahan bakar uranium alami. Oalam reaktor nuklir, panas yang terjadi berkaitan dengan adanya reaksi fisi terkendali terhadap uranium[2j. Kemudian panas yang terjadi dikonversi menjadi energi listrik, yang digunakan untuk banyak kegunaan. Bahan bakar uranium dikemas dalam bentuk pellet yang dimasukkan ke dalam batangbatang kelongsong bahan bakar, dan kelongsong-kelongsong berisi bahan bakar tersebut disusun untuk membentuk assembly (LWR) atau bundel-bundel (Candu). Selama pengoperasian PL TN, limbah yang ditimbulkan disamping berupa limbah aktivitas rendah dan sedang dari air pendingin reaktor, juga limbah aktivitas tinggi berupa bahan bakar bekas. Selain sarat dengan kandungan radil)nuklida aktivitas tinggi dan umu;- panjang. Bahan bakar bekas mempunyai karakteristik paparan panas. Karena itu perlu adanya pengelolaan yang memadai, yang memenuhi kriteria keselamatan bagi manusia dan lingkunga!:1nya. Sebetum dilakukan penyimpanan akhir bahan bakar bekas (interim storage) atau dilakukan olah ulang (reprocessing), bahan bakar bekas ditempatkan di penyimpanan sementara, untuk menurunkan tingkat radiasi maupun tingkat pencaran panas yang ditimbulkannya.!:-1j()nesia hingga saat ini menganut system daur terbuka. Oalam hal ini bahan bahan bakar bekas diperlakukan sebagai limbah aktivitas tinggi. Berbagai hasil kajian yang berkaitan dengan ISSF telah dilaporkan[4-6j. Penyimpanan bahan bakar bekas, dilaksanakan di kolam reactor selama 1-5 tahun. Pada perioda awal tersebut, penyimpanan di kolam reactor dimaksudkan untuk mengurangi sejumlah radionuklida valotil, menurunkan tingkat radiasi serta paparan panas yang timbul. Setelah itu kemudian bahan bekar bekas dipindahkan ke penyimpanan sementara (ISSF). Oalam hal ini terdapat 2 sistem ISSF, yaitu system penyimpanan system basah (wet storage) dan penyimpanan system kering (dry storage). Untuk penetapan tapak ISSF, terdapat 2 opsi yang dapat dipilih, yaitu tergantung kebijakan yang dipilih. Tapak ISSF dapat terletak dekat reaktor, pad a reaktor, atau jauh dari reaktor, away from reactor. Pada sistem penyimpanan bahan bakar bekas di kolam penyimpanan dekat reactor, bahan struktur ISSF terutama berupa beton, yang kemudian dilapisi perisai stainless steel atau logam aluminium. Selama pengoperasian fasilitas penyimpanan, dilakukan pemantauan yang terutama meliputi tingkat kemurnian dan suhu air pendingin, pengaruh kimia dan fisika selongsong bahan bakar beka. Kelongsong bahan bakar bekas dipertahankan agar tetap terendam dalam air pendingin, dengan suhu air dipertahankan agar berada dibawah 40 C, dan suhu udara dalam ruangan disekitarnya dijaga pada 20.- 25 C. 133
~ Hasil Penelitian P2PLR Tahun 2002 Dalam makalah ini disajikan informasi awal tentang sistem penyimpanan semenatara bahan bakar bekas, khususnya untuk penyimpanan system basah, untuk perhitungan kapasitas ruangm, berdasarkan type reaktor yang LWR dan Candu. METODOLOGI Metodologi penelitian mangacu pada skenario kebutuhan listrik di Indonesia, berdasarkan studi kelayakan oleh BATAN- NEWJEC. Asumsi awal yaitu rencana pengoperasian 14 PL TN, masing-masing dengan daya 900 MW/reactor, untuk type PWR, BWR atau CANDU. Reaktor dibangun 1 unit pertahun, dan tiap reactor diopersaikan selama 40 tahun. Setiap tahun dilakukan penggantian bahan bakar. Jumlah kemasan bahar bakar bekas pada akhir pengoperasian seluruh PL TN, untuk tiap type reactor dihitung. Kapasitas penyimpanan sementara dihitung untuk jumlah bahan bakar bekcls pad a akhir pengoperasian reactor PL TN. Sejumlah assembly atau bunde! bahan bakar ditempatkan dalam rak-rak di dasar kolam penyimpanan, dengan dimensi disesuaikan untuk tiap jenis reactor. Perhitungan dilakukan untuk optimalisasi debit air pendingin kolam penyimpanan sementara, suhu air masuk, suhu kolam, dikaitkan dengan optimasi gap antar rak, serta perisai radiasi. Suatu program komputer digunakan untuk menghitung faktor-faktor tersebut secara simultan. HASIL Pada bagian ini disajikan data dasar. bahan bakar bekas, untk masing2 type reactor. Rangkuman data dasar tersebut untuk sampai akhir pengoperasian PL TN disajikan dalam Tabel 1, sedangkan pada Tabel 2. disajikan dimensi rak sebagai dc-.sar untuk penetapan luasan penyimpanan sementara. Tabel1. Data dasar bahail bakar bekas untuk berbagai jenis reactor PLTN PWR BWR Candu Jumlah per reactor PL TN I 157 Pen(](}antian ti$p PL 1N per lahul! 5920 134
Tabel 2. Luasan penyimpanan sementara. L bahan bakar bekas untuk berbagai jenis reaktor PL TN Type reactor PWR BWR Candu Rak peny1mpaflan Assenl~ly/bundel I Dimensi rak (cm x cm) I linggi (cm) I Jumah assembly/bunde! per Rak dalam kolam rak Jum.lah ~r kolam (unit rak} Kapasft.oo :PeI1yimpanan (unit 295 x 195 419 210x210 444 343 x ~3 544 23 169 800 50 x 26 41 x 12 81 x 65 29.900 83.148 4.212.000 ~ 3~sembly/bunde!L luasan kolam (am x cm) 14750 x 5070 8610 x 2520 27783 x 22295 Hasil perhitungan disajikan pada Gambar 1 sid Gambar 4, dan skema luasan kolam disajikan pada Gambar 5. 135
Gambar 2. Pengaruh Debit Alir Terhadap Suhu Air Kolam ISSF Gambar 3 Debit Alir Dibutuhkan Agar Suhu Air Kolam ISSF Konstant, Versus Gap Antar Rak (0,1 SID 0,5 M)
HasiJ PeneJitian P2PLR Tahun 2002 Gambar 4. Tebal Perisai Radiasi, Digunakan Versus Gap Antar Rak (0,1 SID 0,5 M) Pada ISSF, :0... I 1, -..!.01..! " f ;0!,+, I.c. i '~.. ~ O ld 1.iD ' ~r.k.., f '~ f t : ~ i' c~ ~;~~~I Gambar 5. Penampang lintang kolam ISSF 137
PENUTUP Secara umum bahan bakar bekas yang berasal dari reactor Candu lebih sederhana penq~lolaannya, dibandingkan jenis reactor lain. DAFTt.R ACUAN 1. NEWJEC INC, "Waste Management and Decommisioning", Report of Feasibility Study of the First Nuclear Power Plans at Muria PeninsulaRegion, Jakarta, f\jewjec INC, September 1993. 2. M. BENEDICT, T.H. PIGFORD, H.W. LEVI, "Nuclear Chemical Engineering", 2nd Ed., McGraw-Hili Book Company, New York, 1981. 3. MARTONO, H., "Keselamatan Penyimpanan Bahan Bakar Bekas Sistem Basah dan Kering", Hasil Penelitian Pusat Teknologi Pengelolaan Limbah Padioaktif 1995/1996, BATAN, 1996. 4. SALIMIN, Z., "Tansfer Panas Bahan Bakar Bek::1s PL TN Dalam Sistem Penyimpanan Sementara Type Basah". Hasil Penefitian Pusat Teknologi Pengelolaan Limbah Radioaktif 1995/1996, BATAN, 1996. 5. SALIMIN, Z. & SURIPTO, A., 2003, "Spent Fuel Management Strategy for Future Nuclear Power Plan Operation in Indonesia", Paper presented in International Conference on Storage of ~pent Fuel from Power Reactor, Vienna, June 2-6, IAEA, 2003. 6. IAEA, "Evaluation of Spent Fuel as a Final Waste Form", Technical Reports Series No. 320, International Atomic Energy.'\gency, Vienna, 1991.