-".-
.
-,.
••••• _'""'"
L..-
Prosiding Presentasi IImiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, 20-2t Agustus t996
ISSN: 0854-4085
.~
~
~~
ESTIMASI PAPARAN RADIASI OI SEKITAR REAKTOR AKIBA T KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN (LOCA) PADA AB\VR ~~f"'..~ ~
01 A;£- ~
Ign. Djoko Irianto dan Sarwo D. Danupoyo Pus at Pengkajian Tcknologi Nuklir - Batan
~~
ABSTRAK ESTIMASI PAPARAN RADIASI DI SEKITAR REAKTOR AKIBAT KECELAKAAN KEIllLANGAN PENDINGIN (LOCA) PADA ABWR. Kecelakaan kehilangan pendingin (Loss-Oi-Coolan! Accident = LOCA) pada suatu reaktor nuklir adalah kecelakaan yang diasumsikan berawal dari adanya bocOl'an pada pipa sistem pendingin primer maupun pada bejana reaktor. Pada kecelakaan ini terjadi pelepasan pendingin yang dapat diil:uti oleh pelepasan produk fisi radioaktif ke bejana pengungkung primer, pengungk:ung sekunder, dan selanjutnya dilepas ke lingkungan. Selain kc lingkungan yang beresiko terhadap publik, pelepasan produk fisi radioak.1ifjuga terjadi di mang kendali yang beresiko terhadap pekelja. Proses pclepasan, lintasan pelepasan, aktivitas dan dosis paparan baik yang terjadi di lingkungan maupun di ruang kendali diestimasi dalam bahasan makalah ini. Aktivitas yang dilepaskan ke dalam pengungkcll1gprimer pada 2 jam pcrtama masing-masing adalah 2,21 x 107 Ci untllk yodium dan 3,43 x 108 Ci llntuk gas-gas mulia. Kenaikan aktivitas lingkcmgan dan dalam ruang kcndali masing-masing adalah 3,1 xl 04 Ci dan 2,0 x 103 Ci oleh isotop yodium dan 7,0 x 106 Ci dan 1,9 x 107 Ci untuk gas-gas mulia.
&>(P~
ABSTRACT RADIA TlON EXPOSURE ESTIMATION AROUND THE REACTOR DUE TO LOSS OF COOLANT ACCIDENT (LOCA) ON ABWR. Loss of coolant accident in a nuclear reactor is an accident which is a..<;sumcd be initialized by a leakage at the primary coolant piping or by a leakage at the reactor vessel. In this accident, the coolant will be released and can be followed by some radioactive fission product release to the primary containment, secondary containment and to the envirolUl1cnt.Beside to the envirolU11entwhich be a risk to the public, fission product released also occurred to the control room that will be a risk to the operator. Releasing process, pathway, activity and the cxposure dose to the environment and also to the control room are assessed and estimated in this paper. The activity which be released in the primmy contailU11entat the first t\\'O hours are 2,21 x 107 Ci for iodine and 3,43 x 108 Ci for noble gas. The increasing of the envirolUl1ent activity and in the control room are 3,1 x 104 Ci and 2,0 xl 03 Ci for iodine and 7,0 x lO6 Ci and 1,9 x 107 Ci for nQble gas, respectively.
p 13
t- I
Lf,i
PENDAHULUAN
Cr--.">'
.,.....,".
)~,. r...-...,
1(......)
bersamaan diik.lIti oleh bekerjanya
~ komponen
SSE
(SaJe
pendingin (Losspada sllatu reaktor nuklir adalah kecclakaan yang diasumsikan berawal dari adanya bocoran pada pipa sistem pendingin primer mallplln pada bejana reaktor( I]. Kej adian ini dapat menyebabkan naiknya suhu kelongsong bahan bakar yang berakibat pada kemsakan kelongsong tersebut sehingga dapat terjadi pelepasan produk fisi dari elemen bakar. Tingkat resiko terhadap sistem reaktor yang terjadi akibat LOCA ini berbeda-beda bergantung pada banyaknya air pendingin yang hilang dari reaktor sehingga menunmkan kemampuan pendinginan teras reaktor. LOCA yang terjadi pada reaktor air didih (Boiling Water Reactor = BWR) dapat dibedakan menllmt: ukuran, tipe, dan lokasi bocoran. Tipe bocoran mencakup daerah atau jalur sistem untuk proses \lap mallpun air. Pada kejadian ini secara Kecelakaan
Of-Coolant
kehilangan
Accidents
PSPKI,;-13ATAN
= LOCA)
Shutdown Earthquake) yang akan melakukan shut down terhadap reaktor sccara otomatis. Bocomya pendingin primer pada reaktor ABWR akan dapat diantisipasi oleh bekerjanya Namun sistem shut down secara otomatis. demikian pelepasan pendingin primer yang mengandung produk fisi radioakti[ kc bejana pengungkung dan ke lingkungan akan sangat bcrbahaya baik terhadap pekerja maupun masyarakat di sekitarnya. Pelepasan produk fisi radioakti[ ke bejana pengungkung pada kecelakaan kehilangan pendingin ini temtama diakibatkan olch adanya bocoran pendingin primer yang mengandung produk fisi pada pipa sirkulasi primer. Dampak pada sistem reaktor yang paling parah dan mempunyai kemungkinan terbesar adalah pelepasan material radioakti[ ke bcjana pengungkung yang disebabkan oleh bocomya salah satu atau kedua jalur pcnginjeksi sistem
134
Prosiding Prescntasi Ilmiah Kcsclamatan Radiasi dan Lingkungan, 20-21 Agustus 1996 ISSN : 0854 - 4085
pembaI~ir
teras bertekanan
tinggi pada ABWR
[1]. Dalam makalah ini dibahas tcntang pelepasan produk fisi dan konsekuensi radiasi yang diakibatkan oleh timbulnya boeoran pendingin primer pada rancangan reaktor ABWR. Analisis dilakukan terhadap dua lokasi yaitu di dalam ruang kendali dan di daerah sekitar lokasi reakior. Evaluasi dilakukan baik terhadap nuklida yang dilcpaskan maupun dosis paparan radiasi di kedua lokasi tcrsebut.
PELEPASAN LINTASANNYA
PRODUK FISI KE LINGKUNGAN
(I'ENOUN(J"'~'NU OIDtlNO REAKTOR SEKUNDER)
DAN
§
n ~
~
OEOUNOT\1JUID'l
\
C-;.
fA'\.
\
HET
liEU
Gambar
1. Lintasan pelepasan akibat LOCA.
produk
fisi
1.0
0.'
~ 0.8 -<
E
0.1
"
~ 0.' ~ O.! ~
~
0.4
~ 0.3 0.2
0.' ORYWElL
40
20
60
80
100
W AKTI' (DETIK)
Gambar
2.
Yodium
tersisa
dalam
pengungkung primer fase kecelakaan.
selama
Analisis pclcpasan produk fisi dilakukan dengan asumsi bahwa produk fisi yang dilepaskan ke pengung\.amg primer adalah gas-gas mulia dan
PSPKR-BA T AN
gas yodium yang terdapat dalam teras. Dalam ABWR, ketika terjadi LOCA, sistem pcndingin teras darurat (Emergency Core Cooling System = ECCS) akan bekeIja dan mengakibatkan kcnaikan tekanan bagian drywell pada penglmgkung primer, yang selaI~utnya diikuti dengan pcmbersihan gasgas dari dlywell melalui suppression pool menuju daerah wetwell sepcrti ditunjukkan pada Gambar I. Analisis gas yang lcwat sclama pcriode ini mcnllnjukkan bahwa dalam waktu dlla menit hampir 100%produk fisi yang dilcpas ke drywell dibuang ke wetwell [2]. Hasil pcrhitungan yang ditUl~ukkan pada Gambar 2. mcnunjukkan bahwa dalam dua menit terdapat sckitar 10% gas yodium inorganik yang dilcpaskan kc drywell masih tcrsisa di dalam wetwell. Di Illar waktu yang dua mcnit ini, diasumsikan bahwa tidak terjadi lagi pcmbersihaIl gas sehingga produk fisi yang masuk ke dalam suppression pool akan bcrtahan berada di dalam kolam. Tindakan ECCS berikutnya yang mcngakibatkan tekanan ncgatif di dalam drywell terhadap wetwell akan mengakibatkan pembukaan katup vakum (vacuum breakers) dan mencampurkan udara pada drywell dan pada wetwell. Oleh karena itu, untuk tujuan analisis ini, diasumsikan bahwa prod uk fisi yang tersisa terdistribusi secara mcrata di seluruh ruangan pcngungkung primer. Analisis pelepasan produk fisi ke lingkungan dilakukan terhadap dua jalur lintasan. Pertama adalah lintasan bocoran ke gedung reaktor (pengungkung sekundcr) melalui penetrasi oleh komponen rekayasa keselamatan. Evaluasi terhadap bocoran pada lintasan ini menunjukkan bahwa nilai boeoran tidak lebih bcsar dari 0,5% volume per hari pada volume udara dalam pcngungkung primer untuk 24 jam pertama, dan me1~adi setengahnya pada 24 jam berikutnya [3]. Penurunan boeoran diasumsikan terjadi karena tekaIlan pengungkung primer turun dcngan faktor setengah, sehingga gaya dorong untuk bocoran melalui lintasan ini juga menurun. Pengungkung sekunder terdiri atas banyak ruaIlgan yang dipertahankan pada tekanan negatif terhadap tekanan lingkungan, dengan demikian perlu penyediaan suatu volume untuk menampung pclepasan produk fisi. Aliran melalui gedung reaktor/ pengungkung sckunder seeara langsung dilcwatkan oleh sistem pengolah gas cadangan (Standby Gas Treatment System = SGTS) kc eerobong melalui bebcrapa filter arang. Karcna rancangan reaktor dcngan gedung rcaktor seeara penuh terhmgkung di dalam pengungkung primer. maka tidak terdapat bypass bocoran kccuali \ang
135
Prosiding Prcsentasi I1miah Kcsclamatan Radiasi dan Lingkungan, 20-21 Agustus 1996 ISSN : 0854 - 4085
langsung mclalui jalur pipa uap utama. Pelepasan dari gedung reaktor diasumsikan mclalui SGTS yang sclanjutnya menuju cerobong yang terletak pada gcdung reaktor. Sclanjutnya dari cerobong dengan ketinggian 76 meter, dilcpaskan kc Iingkungan. Proses pclepasan gas-gas mulia dan gas yodium selama LOCA ditunjukkan dalam Gambar 3 dan 4.
Lintasan pclcpasan yang kcdua adalah mclalui bocoran pada jalur pipa uap utama yaitu bocoran dalam katup isolasi jalur pipa uap utama. Selanjutnya diaswnsikan bahwa satu katup isolasi gagal dalam kcadaan tcrbuka. Aliran dari katup isolasi kemudian sccara langsung mcnuju jalur pipa uap utama kc gcdung turbin mclalui jalur bypass turbin.
Pelepasan gas-gas mulia dari bahan bakar
t
Pelepasan ke dalam bejana pengungkung
reaktor
t Gas-gas mulia dalam ruangan di dalam bejana pengungkung
reaktor
'f Bocoran dari bejana pengungkung reaktor Laju bocoran : antara 0-1 jam 0,006/hari setelah I jam O,003/hari lamanya bocoran : dalam peri ode tak terbatas ~ Gas-gas mulia dalam daerah reaktor di dalam gedung reaktor
t
Sistem Pengolah Gas Cadangan laju ventilasi : 0,5/hari
t Pelepasan gas mulia dalam ~umlah besar sekitar 3,5 x 101 Bq
t Pelepasan dari j aIm ventilasi SGTS
Gambar 3. Proses pelepasan gas-gas mulia ke atmosfer selama LOCA
Ruang kcndali ABWR sccara fisik terintegrasi dcngan gedung reaktor dan gedung turbin, dan tcrlctak di antara keduanya. Sclama LOCA, paparan radiasi terhadap operator tcrdiri atas produk fisi yang betcrbangan masuk ke dalam sistem vcntilasi ruallg kendali, dan pancaran radiasi dari sinJr gamma dari gcdung rcaktor. PSPKR-BATAN
Karcna ruang kendali ABWR secara fisik terletak di bawah tanah, maka kemungkinan kcdua dapat diabaikan. Olch brena itu, paparan radiasi tcrhadap operator sclurulmya diasumsikan tcrdiri atas produk fisi yang masuk kc dalam lingkungan ruang kcndali dari atmosfer.
136
Prosiding Presentasi I1miah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, 20-21 Agustus 1996 ISSN : 0854 - 4085
Pelepasan yodiwl1tambahan daribahanbakar kurang Iebih 5,5 x 1013 Bq
Proscntase yodium dalam pendingin kurang lebih 9,6 x 1011 Bq
Pelepasan ke dalam bejana pengungkung rea!c1or Prosentase pelepasan : 100 %
Pelepasan ke dalam bejana pengungkung reaktor Prosentase pelepasan : 100 %
, '
yt
f
Yodium inorganik
Yodium organik
Reduksi karena pengendapan dU. dalam bejana pengungkung reaktor: 50
%
Redllksi karena air penyemprot bejana pengllngkung rea!c1ordU.
Yodium dalam rongga udara dalam bejana pengungkung reaktor .
•
Bocoran dad bejana pengllngkllng reaktor Lajll bocoran: an tara 0-1 jam 0,6'Yclhari . setelah 1jam 0,3%11ari Lamanya bocoran: dalam periode tak terbatas
Yodium di dalam daerah reaktor pada gedung reaktor
•
Sistem Pengolah Gas Cadangan Laju ventilasi: 0,5'Yclhari Keefektifan pembllangan Iodine: 99,99 %
Banyaknya pelepasan Yodium kurang Iebih 6,3 x 106 Bq
•
Pelepasan dari jalur vent1lasiSGTS
Gambar 4. Proses pelepasan gas yodium ke atmosfer selama LOCA (setara 1-131)
EV ALUASI JUMLAH PELEPASAN PRODUK FISI DAN DOSIS EKUIV ALEN
a)
a.
Kondisi Analitis Jumlah Pelepasan Produk fisi Pergerakan dan jumlah produk fisi yang dilcpaskan selama tcrjadinya kecelakaan dicyaluasi dengan asumsi sebagai berikut: PSPKR-BATAN
b)
Hingga terjadinya kecelakaan, diasumsikan bahwa reaktor telah bcropcrasi untukjangka waktu yang lama (1000 hari) dengan daya operasi sekitar 4005 MWt. Konsentrasi produk fisi dalam pendingin primer pada saat teIjadinya kecelakaan adalah sekitar 1,3 x 103 Bq/g yaitu konsentrasi 1-131 maksimum yang diijinkan dalam operasi 137
Prosiding PrescnL1si Ilmiah KeselamaL1n Radiasi dan Lingkungan, 20-21 Agustus 1996 ISSN : 0854 - 4085
reaktor. TabcI I l11enunjukkan konsentrasi berbagai nuklida dalam pendingin atau yang dilepaskan dari bahan bakar. c) J umlah produk fisi yang dilepaskan dari batang bahan bakar pada bagian rongga akibat penurunan tekanan reaktor, yaitu 1131, sebcsar 3,7 x 1013 Bq. Jlll111ahllntuk produk fisi yang lain diperolch dengan asul11si bahwa komposisinya berada pada kOl11posisikesetimbangan. d) 4% gas yodium yang dilcpaskan ke dalam bejana pengungkung adalah yodilll11organik, scdangkan sisanya yang 96% adalah yodium inorganik. e) Sebesar 50% yodium inorganik akan mcnempcl pada bejana pengllngkung atau peralatan lain di dalamnya, schingga tidak memberikan kontribusi terhadap bocoran dari bej ana pengungkung ke lingkungan. f) Produk fisi yang dilepaskan kc dalam bejana pcngungkung, scbanyak 100% yodium inorganik yang terlarut dalam kolam yang bcrada di dalam suppression-chamber. g) Pcluruhan produk fisi yang tcrjadi di dalam bej ana pengungkung juga dipcrtil11bangkan. h) Oalal11kondisi operasi nODnal,buangan dari sistel11ventilasi reaktor beserta daerah turbin dialirkan ke SGTS. i) Filter yang dib'lmakan dalam SGTS l11el11punyai kecfek1:ivanpCl11buanganyodium sebesar 99,99%. j) Harga yang telah ditetapkan dalam desain (0,5 kali/hari) digllnakan untuk harga kapasitas SGTS. k) Periode evaluasi kecelakaan adalah periode hingga tekanan di dalam bejana pengungkung turun ke tingkat yang bocoran dari bejana pcngungkungnya dapat diabaikan (di sini diasumsikan untuk periode yang tak terhingga). 1) Produk fisi yang bocor ke dalam daerah reaktor dari bejana pengungk,mg akan dilepaskan ke atmosfer melalui cerobong utama setelah diolah oleh SGTS. b.l. Kondisi Analitis Dosis Ekuivalen Produk fisi yang dilcpaskan ke lingkungan diasumsikan hanya dihan1burkanmelalui cerobong utama. Oosis ekstemal yang diakibatkannya, dihitung dengan dasar asumsi scbagai bcrikut: a) Konscntrasi pada pcrmukaan tanah di luar batas lokasi dapat diperoleh dengan mengalikan jllllllah prodllk fisi total yang PSPKR-BATAN
b)
dilcpaskan dengan konsentrasi relatif. Oosis sinar gamma ekstemal yang discbabkan oleh gas-gas mulia di lliar batas lokasi dapat diperoleh dengan mcngalikan jUl11lahgas-gas mulia total yang dilcpaskan dengan konsentrasi relatif.
b.2. Mctode Analitik Dosis Thyroid Oosis thyroid HI (rem) di luar daerah batas lokasi reaktor dapat dihitllng dengan mcnggllnakan persamaan (I) sebagai berikut: HI = R. Hex> . fc. xlQ . QI . 100
(1)
dcngan R
Laju napas manllsia ( 2,66 x 10-4 m 3 / s), didasarkan pada "Report of the Task Group on Reference Man" yang dikeluarkan oleh ICRP. Oosis thyroid orang dcwasa bila terhisap gas yodium sebesar I Bq (8,8 x 10-7 rem!Bq) Koefisien konversi dosis thyroid dewasa ke dalam dosis thyroid bayi [2] Konsentrasi rclatif (s/m3) Jumlah yodiul11 yang dilepaskan ke atmosfer selama periode kccelakaan (Bq) (Setara 1-131)
Tabel5 memberikan harga KR, yaitu faktor konvcrsi yang menggambarkan pengaruh nuklida yodiul11 yang lain terhadap thyroid bila diasul11sikan bahwa pengaruh 1-131 terhadap thyroid adalah satu. Dosis Ekuivalen Persal11aan(2) digunakan untuk l11enghitung Hr (rem), dosis ekstcmal sinar gamma di luar batas lokasi reaktor. Hr = K . O/Q . Qy . 100 dengan K
O/Q
Qy
(2)
Koefisien konvcrsi dari dosis absorpsi kc dosis ekstemal ( K = 100 rel11/Gy) Oosis relatif (Gy/Bq) Banyaknya gas-gas mulia yang dilepaskan ke udara selama periode kecclakaan (Bq)
Prosiding Presentasi I1miah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, 20-21 Agustus 1996 ISSN : 0854 - 4085
HASIL DAN PEMBAHASAN a. Jurnlah Pelepasan Produk Fisi Aktivitas yang dilepaskan ke lingl\.lmgan, yang dihitung berdasarkan kondisi analitis di atas ditunjukkan pada Tabel 2. Sedangkan aktivitas di dalam pengungkung primer dan aktivitas akibat masuknya produk fisi dari atrnosfer ke dalam ruang kendali, masing-masing ditunjukkan pada Tabel3 dan Tabel4. Baik isotop yodium maupun gas-gas mulia yang dilepaskan ke lingkungan, harga aktivitasnya cenderung rneningkat dengan bertarnbahnya wakiu. Hal yang sarna terjadi dalam ruang kendali karena akiivitas di dalam ruang kendali berasal dari atmosfer. Aktivitas ini merupakan harga aktivitas aklll11ulasi di lingkungan yang berasal dari pengungkung pnmer. Sedangkan akiivitas di dalam pengungkung primer menurun sebagai fungsi waktu, hal ini disebabkan oleh bekeIjanya sistem shut down secara otomatis dan bekeIjanya katub isolasi gedung reaktor. Karena reaktor shut down, maka tidak ada lagi pelepasan produk fisi dari bahan bakar. b. Dosis Ekuivalen Tabel 6 adalah hasil yang diperoleh apabila dosis eksternal di luar batas lokasi reaktor dievaluasi berdasarkan pada prakondisi di atas. Sedangkan dosis radiasi di dalam ruang kendali ditunjukkan dalam Tabel 7. Baik dosis thyroid maupun dosis yang diterima oleh seluruh tubuh menunjukkan peningkatan dengan bertambahnya wakw. Namun peningkatan ini relatif kecil sehingga dosis yang diterima oleh seluruh tubuh padajarak 800 m setelah 30 hari sebesar 3,9 rem. Sedangkan dosis thyroid pada jarak 800 m setelah 30 hari adalah2.S x 102 rem. Harga-harga tersebut menunjukkan bahwa resiko radiasi terhadap masyarakat di sekitar yang mungkin terkena paparan radiasi sebagai akibat teIjadinya kecelakaan (LOCA) adalah relatif kecil.
b)
dan 7,0 x 106 Ci untuk gas-gas mulia. Pelepasan produk fisi tersebut memberikan dosis yang ditcrima oleh publik untuk seluruh tubuh sebesar 3,9 rem pada jarak 800 meter setelah 30 hari. Peningkatan aktivitas radiasi pada ruang kendali dapat dimungkinkan mclalui penyerapan produk fisi dari atmosfer oleh sistem ventilasi ruang kendali. Aktivitas dalam ruang kendali akibat pelepasan produk fisi ini sebesar 2,0 x 103 Ci untuk isotop yodium dan 1,9 x 107 Ci untuk gas-gas mulia total. Akiivitas ini akan memberikan dosis seluruh tubuh sebesar 4,5 x 10-1 rem setelah 30 hari.
DAFf AR PUST AKA 1. IGN. DJOKO IRIANTO and SARWO D. DANUPOYO, "Studi Sistem Keselamatan ABWR untuk Antisipasi LOCA," Prosiding Seminar III Tek-rlOlogi dan Keselamatan PL TN serta Fasilitas Nuklir, Serpong, 5-6 September 1995. 2. "Reference Plant (ABWR) for Feasibility Study of The First Nuclear Power Plants at Muria Peninsula Region", General Electric Co. etc., Volume 3, Oktober 1992. 3. "Conventional Plant (ABWR) for Feasibility Study of The First Nuclear Power Plants at Muria Peninsula Region", General Electric Co. etc., Volume 2, Oct. 1992 4. BENGT PERSHAGEN, "Light Water Reactor Safety", Pergamon Press, Oxfort, New York, 1989. 5. LEONARD SOFFER and JAY Y. LEE, Revised Reactor Accident Source Terms in The U.S. and Implementation for Light Water Reactors, International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants, Tokyo, Japan, October 25-29, 1992.
KESIMPULAN Dari hasil estimasi pelepasan produk fisi (yodium dan gas-gas mulia) baik yang dilepaskan ke lingkungan maupun ke ruang kendali dapat diestimasikan pula dosis ekuivalen sebagai berikut: a) Pelepasan produk fisi ke lingk,mgan dengan dua kemungkinan lintasan memberikan kenaikan aktivitas lingkungan yang relatif kecil yaitu 3,1 x 104 Ci unluk isotop yodium PSl'KR-BATAN
139
Prosiding Presentasi I1miah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, 20-21 Agustus 1996 ISSN : 0854 - 4085
Tabell. 1.
Konsentrasi
-----E+3 7,55 9,93 E+14 E+14 3,2 -E+l3 2. 3. 5. 7. 4 6 8. . 10. . 9 . 8,60 8,00 1,90 1,3 8,82 3,70 9,6 4,21 7,61 2,84 1,1 5,5 1,3 1,5 0,381 2,750 E-2 E+3 2,82 E5,45 3,70E+13 1,49E+13 E+2 E+4 E+4 E+3 E+3 IE+15 E+13 E+13 3,14 7,7 6,96 2,76 6,90 6,13 5,40 0,53 0,13 2,75 2,45 1,742 E+12 E+12 2,0 E+I E+2 E+3 1,04 1,31 3,08 1,77 3,71 0,0025 9,09 5,94 0,159 1,29 1,950 0,53 0,29 2,54 3,58 1,31 6,77 0,19 0,04 1,06 0,045 0,793 E+I 0,042 0,020 E-4 5,48 1,29 E+15 0,250 1,83 6,63 7,04 6,28 8,8 2,4 1,2 7,30 9,91 5,48 2,253 6,77 7,2 2,4 0,608 E+4 2,47 1,07 3,21 9,91 E+I E+I E+14 E+I E+IO I6,3 6,38 5,82 1,31 5,32 2,6 0,0022 E+I 5,48 E-I 0,432 2,28 E+5 E+14 4,17 1,59 4,16 3,64 1,09 1,05 5,39 E+IO E+13 E+13 E+II E+14 E+9 2,49 2,0 3,0 1,4E+4 0,0075 2,52 1,5 1,26 7,99 7,04 8,35 1,645 6,41 4,5 4,0 0,97 E+3 E+3 0,16 E+3 E+2 E+13 E+E+14 13 2,3 1,0 6,90 4,40 E+4 2,56 1,83 E+ 13 1,183 3,87 E+14 2,39 8,64
pelepasan
produk fisi total dari bahan babr.
3,41 2,76 1,38 1,23E+14 E+13 E+13 E+12 9,93 6,62 4,95E+12 1,04 1,76 E+13 E+12 E+14 1,73 1,64
Keterangan: I. Nuklida
2. Yield (%) 3. 4. 5. 6.
Konstanta peluruhan (hari-I) Energi sinar gamma (MeV) Konsentrasi dalam pendingin (Bq/g) Konsentrasi dalam pendingin (ekuivalen
1-131) (Bq/g)
7. Konsentrasi dalam pendingin (dikonversi ke dalam sinar gal11111aberenergi 0,5 MeV) (Bq/g) 8. Kuantitas tambahan yang dilepas (Bq) 9. Kuantitas tambahan yang dilepas (ckuivalen 1- I 3 I) (Bq) 10. Kuantitas tambahan yang dilepas (dikonversi ke dalam sinar gamma berenergi 0,5 MeV) (Bq) I I. Total, halogen 12. Total, gas-gas mulia 13. Total, halogen + gas-gas mulia
PSPKR-BATAN
140
Prosiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, 20-21 Agustus 1996 ISSN : 0854 - 4085
Tabel 2. Pelepasan aktivitas ke lingkungan (Ci) Isotope
230 Jam 42,4 11,IE 8Jam Had Hari Hari 1,1 1,2 E+l 7,4 2,2 4,6 7,4 6,9 2,3 7,8 1,9 E+ 7,1 7,1 E+O E+O 2,9 2,1 1,6 E+4 3,2 2,7 2,7 5,2 5,3 E+3 E+2 4,3 1,5 2,0 3,8 6,8 4,3 4,7 1,3 1,5 6,6 3,8 9,6 3,1 1,0 3,0 2,4 E+3 E+2 E+3 E+2 2,3 5,8 5,4 4,4 E+ 9,1 4,8 8,6 1,2 E+4 6,7 3,0 1,7 E+5 2,5 1,8 2,5 E+4 +4111 7,0 9,2 2,8 9,2 3,3 9,1 1,8 4,0 9,2 E+ E+6 E+l E+l
Tabel 3. Aktivitas di dalam pengungkung primer (Ci) Isotope
PSPKR-BATAN
15,97 2Hari Jam 44,11 30 83,22 Jam Hari 3,76 1,79 6,07 1,98 E+7 4,49 6,30 1,21 1,92 8,98 2,05 5,21 7,20 2,43 E-2 3,44 3,52 2,58 3,11 3,96 2,25 7,41 3,03 1,45 4,95 E-6 E+5 E+6 4,96 1,56 E-2 7,56 2,89 3,05 1,40 1,96 5,88 2,13 2,21 6,05 1,35 E+3 E-9 6,50 9,16 7,79 E+O 2,07 4,69 3,6 0,0 1,04 E+5 E-3 E-4 5,91 4,82 1,19 1,16 8,97 6,58 1,07 8,24 1,20 1,74 6,19E+5 E+2 E+5 E+4 6,64 1,25 3,13 2,49 5,14 2,19 2,11 8,27 E+8 E+2 0,0 3,43 1,29 2,56 1,17 E+8 E+6 E+8 4,53 0,0 2,46 1,81 1,55 E+6 E+4 E+7
141
Prosiding Prescntasi Ilmiah Kesclamatan Radiasi dan Lingkungan, 20-21 Agustus 1996 ISSN : 0854 - 4085
Tabel4.
Aktivitas
di dalam ruang kendali (Ci)
81,1 424 21,6 Jam 30 Hari 2,4 3,4 2,8 4,6 0,0 1,4 9,0 9,4 2,2 4,0 7,0 1,2 7,8 5,4 2,5 2,4 3,7 4,2 3,4 1,9 3,2 2,7 5,9 3,1 1,6 4,4 1,7 1,2 1,4 1,6 1,0 1,9 I, 1,8 4,9 3,6 3,9 2,2 2,1 6,3 6,4 8,3 8,1 1,1 1,2 I Jam E+03 E+05 E+04 E-08 E-33 E+05 E-27 E-I9 E+06 E+04 E+07 E-II E+O E+OI E+02 E+OO E-02 E-O 9,8 5,5 7,4 2,0 2,6 5,4 0,0 8,2 4,9 1,3 1,1 3,3 2,1 1, 3,5 8,4 2,0 2,9 1,3 1,5 2,5 4,4 7,5 3,8 1,9 1Hari E+04 E-35 E+O E+02 EE+OO E-06 E+O E+OO E+03 E-07 E-03 E-O E-I2 E+OO E+03 E-04 E-OI 251II11I1 5,8 4,4 5,6 7,3 7,3 E-03 E+Ol E-OI E+02 E-02 1,7 E+Ol
Isotope
Tabel
5. Koefisien konversi untuk mengkonversi Nuklida
PSPKR-13ATAN
KR
ke dalam jumlah 1-131 ekuivalen
5,86 I,69E-I 2,93 1,001 E-2 E-3konversi) (koefisien
142
Prosiding Presentasi I1miah Keselamatan ISSN : 0854 - 4085
Radiasi dan Lingkungan, 20-21 Agustus 1996
Tabel 6. Evaluasi batas daerah populasi rendah 22,0 12000 61,2 40I2,8 82,5 33,3 E+O E+O E-I 9E+O E+O 1200 1500 3500 800 3000 2500 9.3 6.8 4.2 E-I E-l 8,5 5,4 E+l E+l E+2 9,0 8,47 3,3 2,1 3,62 1,48 1,5 E+I E-4 2,65 9,9 4,66 3,1 8,1 4,7 6,92 5, 1,66 1,07 3,1 3,4 2,19 1,9 E-I E-2 EE+l 8,3 1,4 6,7 2,0 E-2 E-I 2,8 2,2 3,8 E+ E+l E+2 1E-5 7, 1,1 5,2 1,5 5,2 9,3 E+O E-l E+O E+I 5,82 9,01 1,19 6,02 1,49 5,16 1,89 2,53 7,22 1,70 E-4 E-6 E-5 E-6 E-6 E-5 E-4 7,42 8,77 6,0 4,1 2,7 7,1 2,47 2, 1,4 1,2 3,84 3,4 1,96 1,8 1,17E-5 2,5 3,28 1,7 7,64 I2,13 7,6 5,0 1,4 E-l E-2 E-5 E-5 E-5 E-2 E-l 9,1 5,6 4,8 1,8 7,8 1,1 E-I
Kondisi meteorologi XlQ (sec/m3)
0-2 Jam
) m)
Tabel 7. Kondisi udara di dalam ruang kendali I0,6 E-4 30 895 Jam Hari 2E+O Jam 91,0 26 E-5 1.48 4Hari 11.22 Hari 9.26 E-5 1,0 1,8 1,3 2,6 E-2 2,0 E-l E-3 E-5 5,7 4,67 1,6 E+O 9,6 E-4 0,4 4,5 2,1 2,2 3,8 3,9 E-I E+l E-I 1,1 E-4 2,5 3,84 6,15 2,3 2,91 E-l 2,91 E-2 E-4 E-4 E-4 1,0 Gedung Reaktor
PSPKR-BATAN
Dosis (rem)
1.+3
l'rosiding l'rcscnl;csi I1miah Kcsdamalan ISSN
Radia.si dan Lingkungan. 20-2 I Aguslus 1996
: OSS.t - .tOSS
DlSKUSI S)Jahrir - PTPLR. : I . Bcrapa bcsaran-bcsaran mctcorologi yang digunakan, apa alasannya ? 2. Jalur paparan mana saja yang dipcrhatikan dan yang dominan ') 3. Mcngapa hanya dihitung untukjarak 800 m ? 4. Mcngapa radionuklida hanya untuk gas mulia dan iodin? Kontribusi Cs-137 juga signifikan kc dosis. ign. f)/oko irian!o : I. Bcsaran-besaran mctcorologi di sini adalah konscntrasi rclatif dari latar di sekitar lokasi
2.
3.
4.
PL TN yang diambil dari refcrensi [21. Bcsaran ini diperiukan untuk menghitung dosis thyroid seperti yang tercantum pada pcrsamaan (I ). Lintasan lepasan produk fisi berbcda an tara lcpasan iodium dan gas-gas mulia seperti tcriihat dalam Gambar 3 dan 4.
Dan juga aktivitas masing-masing gas mulia tsb. Atau apakah aktivitas gas mulia tersebut sarna ') ign. DJoko Manlo : yang dominan Macam-macam gas mulia dilcpaskan dari bahan bakar dan aktivitasnya ditampilkan dalam Tabcl 2, 3. dan 4 dalam makalah. Mukh/is Akhadi - PS'PKR. : Mohon konfinnasi apakah dosis thyroid termasuk dosis ckstcmal atau internal (sesuai dcngan rumus untuk pcrhitungan yang Salldara tayangkan) ') ign. Djoko irianto' Dosis thyroid di sil1l adalah dosis yang terakumulasi dalam kclcnjar thyroid akibat tcrhisapnya udara yang tcrkontainasi olch lepasan produk fisi. Dari pengertian ini maka dosis thyroid tcrmasuk dosis internal.
Scperti tcrlihat dalam Tabel 6 dosis dihitung untuk jarak 800, 1200, 1500, 2000, 2500, 3000 dan 3500 metcr. Scdang jarak 800 m adalah perkiraan tcrdckat dcngan lokasi. Dalam hal kecclakaan ini lcpasan isotop iodium dan gas mulia lcbih dominan sehingga pcngkajian difokuskan pada lcpasan iodium dan gas-gas mulia. sedangkan untuk Cs-137 akan tetap dalam bahan bakar karcna integritas bahan bakar dapat dipcrtahankan (tidak terjadi pclclehan bahan bakar).
Mulyadi R.akhmad - PSPKR. : I. Apakah telah tcrjadi kccciakaan pelclchan kclongsong bahan bakar ? 2. Bila telah tcrjadi pclelehan, mengapa dalam pcrhitungan dosis tidak dipcrhitungkan dosis hasil-hasil fisi misalnya Cs-137 ') ign LJ/oko irian/(} . I. Tidak. karena dcngan sistem kcselamatan Y1mgada pada ABWR mampu mengantisipasi LOCA yaitu dengan berfungsinya ECCS (l'.'mergency ('ore ('ooling SY~!em) schingga pclclchan bahan bakar tidak tcrjadi. 2. Tidak tcrjadi pclclchan bahan bakar. SUIO!no Budihardjo - PfJBGN : Dari prcscntasi Saudara dapat diidcntifikasikan masalah iodium organik dan anorganik. Apakah Saudara juga dapal Illcnginformasikan Illacalllmacam gas mulia yang kcluar kc Iingkllngan ,)
PSPKR-BA TAN
l~~
