FAQ Tentang Fasilitas Daur Ulang Bahan Bakar, Limbah Radioaktif dan Aplikasi Radiasi

FAQ Tentang Fasilitas Daur Ulang Bahan Bakar, Limbah Radioaktif dan Aplikasi Radiasi

PERTANYAAN : JELASKAN TENTANG JUMLAH CADANGAN URANIUM ALAM DAN PROSPEK MASA DEPAN JAWABAN RINGKAS Jumlah cadangan prospektif uranium alam di dunia dapat digunakan untuk 50 tahun secara terus menerus dengan tingkat konsumsi seperti sekarang. Kalau melihat wilayah dunia, jumlah cadangan terindikasi paling banyak antara lain Amerika Utara, Afrika, Australia. Jepang yang miskin sumber uranium memperoleh cukup jaminan uranium alam sekitar 240 ribu ton melalui perjanjian jangka panjang dan pengembangan bersama untuk pemurnian bijih dengan Australia, Kanada, dan lain-lain. Untuk mengantisipasi akumulasi kebutuhan uranium alam pada tahun 2000-an kira-kira 210 ribu ton, maka pada akhir pertengahan tahun 1990 dibutuhkan suplai baru. JAWABAN RINCI 1. Jumlah sumber uranium dunia Jumlah cadangan terindikasi uranium dunia pada akhir tahun 1994 menurut REDBOOK 97 (OECD/NEA) adalah kira-kira 4.363.100 ton (Gambar 1). Kalau melihat distribusi cadangan di dunia, Rusia dan negaranegara timur sebesar 31%, Afrika dan Amerika tengah/selatan sebesar 23,3%, Amerika Utara 17,4%, OECD wilayah pasifik sebesar 19,8% (Gambar 2). Dengan mengecualikan kebutuhan jumlah sumber terindikasi periode tahun 1997, tahun penggunaan diperkirakan menjadi 72 tahun (Tabel 1 dan Gambar 3). 2. Prospek kebutuhan uranium di Jepang Kelistrikan Jepang mempunyai jaminan stok total 288 ribu ton uranium alam yang terdiri dari 52 ribu ton merupakan impor dari Australia dan Nigeria, 236 ribu ton merupakan perjanjian jangka menengah dan panjang dengan Kanada, Inggris, Australia dan lain-lain (Tabel 2). Menurut perkiraan departemen ilmu pengetahuan dan teknologi Jepang, jika diasumsikan kebutuhan pembangkitan listrik 45.250MW tahun 1997, 45.600MW tahun 2000, 70.500MW tahun 2010, maka jumlah kebutuhan tahunan dan akumulasi kebutuhan uranium masing-masing 9000 ton dan 170.000 ton pada tahun 1997, 12.500 ton dan 210.000 ton pada tahun 2000, 17.000 ton dan 360.000 ton pada tahun 2010 (Tabel 3). Pada kondisi ini, jumlah kebutuhan uranium Jepang dapat dikatakan terjamin, tetapi untuk mengantisipasi kebutuhan yang mendesak karena jumlah hasil perjanjian sebesar 240 ribu ton dan jumlah akumulasi kebutuhan sebesar 210 ribu ton pada tahun 2000, maka dibutuhkan suplai baru. Kebutuhan uranium alam Jepang semua berasal dari luar negeri dan konsumsi Jepang sebesar 14,4% dari konsumsi uranium dunia (Gambar 4). Sebagai negara besar yang menggunakan tenaga nuklir, Jepang tidak hanya mengharapkan jaminan suplai sumber uranium yang stabil, tetapi penting juga melakukan kontribusi pada kestabilan pasar uranium dengan meningkatkan jumlah sumber uranium dunia. Untuk menjamin kebutuhan uranium alam di masa depan perlu memperhitungkan jaminan uranium alam dengan melakukan perjanjian pembelian jangka panjang dan diversifikasi sumber suplai, juga perlu secara aktif mencari sumber minyak sendiri.

Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 1/11

PERTANYAAN : ADAKAH BAHAN BAKAR REAKTOR NUKLIR SELAIN URANIUM DAN PLUTONIUM? JAWABAN RINGKAS Pada bahan bakar reaktor nuklir dihasilkan energi dari proses pembelahan inti atom, biasanya bahan bakar yang digunakan adalah uranium dan plutonium, tetapi dapat juga digunakan torium. Cadangan torium di bumi lebih banyak daripada uranium. Torium alam mengandung 100% torium-233, torium ini bukan merupakan inti dapat belah. Inti torium-233 menjadi uranium-233, setelah menyerap neutron. Uranium-233 ini merupakan inti dapat belah. Pada awalnya, torium dicampur pada bahan bakar uranium dan plutonium, kemudian diperoleh uranium233 setelah pembakaran di dalam reaktor nuklir. Bahan bakar bekas diolah ulang untuk diambil uranium-233, setelah itu uranium-233 dicampur dengan torium alam untuk dijadikan bahan bakar reaktor. Selain itu sedang dikembangkan penelitian penggunaan unsur aktinida hasil olah ulang seperti amerisium, neptunium dan lain-lain, sebagai bahan bakar reaktor pembiak cepat (FBR). JAWABAN RINCI Torium (Th) merupakan sumber bahan bakar nuklir yang terkandung di alam bersama dengan uranium, dan cadangannya di bumi lebih banyak dari uranium. Menurut laporan NEA/IAEA pada tahun 1986, selain India jumlah sumber terindikasi di dunia sebesar 657.770 ton Th, dan berharga di bawah 80US$ per kg. Jumlah sumber tambahan diperkirakan adalah 904.420 ton Th untuk jenis 1 dan 862.490 ton Th untuk jenis 2. Selain itu, pasir laut India mengandung sumber torium sebesar 400.000 ton (Januari 1985). Torium digunakan untuk campuran logam ringan tahan panas. Torium belum digunakan sebagai bahan bakar nuklir, sehingga penelitian tentang batuan torium masih sedikit. Torium alam mengandung 100% torium-232. Umur paro unsur radioaktif ini sekitar 14x109 tahun. Torium-232 tersebut tidak dapat membelah, tetapi dapat menjadi torium-233 setelah menyerap neutron. Torium-233 menjadi protoaktinium-233 (Pa-233) setelah meluruhkan beta (b). Pa-233 mempunyai waktu paro 27 hari, menjadi U-233 setelah melepaskan beta. U-233 adalah unsur dapat belah dan dapat digunakan sebagai bahan bakar. Hal ini sama dengan pembuatan Pu-239 yang dapat belah dari U-238 di dalam reaktor nuklir. Torium-232 merupakan bahan fertil sama dengan U-238. Untuk menggunakan torium sebagai bahan bakar reaktor nuklir, pertama-tama reaktor nuklir dioperasikan menggunakan bahan bakar plutonium dan uranium dicampur dengan torium. Dari proses olah ulang bahan bakar bekas diperoleh U-233, selanjutnya U-233 ini dicampur dengan torium alam digunakan sebagai bahan bakar dalam reaktor nuklir. Seperti ditunjukkan pada Gambar 1, jumlah neutron (h) yang dihasilkan untuk setiap pembelahan satu inti U-233 pada kisaran neutron termal lebih besar dibandingkan U-235 dan Pu-239. Hal ini berarti tidak hanya diperoleh rasio konversi yang tinggi untuk neutron termal, tetapi juga merupakan keuntungan reaktor pembiak neutron termal yang menghasilkan U-233 melebihi jumlah bahan bakar (U-233 awal) yang dikonsumsi. U-233 melepaskan sinar alpha (a) dan gamma (g), dan juga merupakan inti dapat belah. U-233 yang dihasilkan di reaktor nuklir mengandung U-232 radioaktif dalam jumlah kecil dan melepaskan sinar gamma energi tinggi pada saat peluruhan. Oleh karena itu dibutuhkan peralatan seperti tembok perisai sinar gamma dan sinar alpha. Tetapi, di balik kesulitan penggunaan bahan bakar ini, terdapat juga manfaatnya. Berikut ini keunggulan penggunaan bahan bakar torium. 1. Sumber torium sangat banyak, dan sebagai sumber energi akan meningkat melebihi penggunaan uranium. Gambar 1 dan Gambar 2 masing-masing menunjukkan sumber torium dunia dan Amerika. 2. Nilai h pada kisaran energi neutron termal untuk U-233 lebih besar daripada U-235 dan Pu-239, sehingga memungkinkan sebagai reaktor pembiak neutron termal selain sebagai reaktor konversi tinggi.


3. Bahan bakar torium dapat digunakan dengan tidak merubah dimensi reaktor saat ini. 4. Meskipun harga uranium meningkat, pengaruhnya pada daur bahan bakar nuklir kecil. 5. U-232 yang terkandung dalam jumlah kecil dalam U-233 melepaskan sinar gamma energi tinggi, sehingga meskipun penanganannya sulit, tetapi efektif mencegah penyebaran persenjataan nuklir. Sampai saat ini, sudah ada pengalaman penggunaan bahan bakar torium di dalam reaktor neutron termal, yaitu reaktor gas suhu tinggi dan reaktor natrium cair. Keunggulan ini telah terbukti setelah dilakukan pengujian di reaktor Shipping Port (tipe air bertekanan), Amerika dari tahun 1977 sampai tahun 1982. Selanjutnya, unsur aktinida seperti amerisium (Am), neptunium (Np) juga diproses olah ulang sebagai bahan bakar selain plutonium dan uranium. Penelitian dan pengembangan penggunaan unsur tersebut sebagai bahan bakar FBR makin maju.


PERTANYAAN: Apa perbedaan antara LRA aktivitas tinggi dan rendah? Jawaban Ringkas: Antara HLW dan LLW terdapat perbedaan level radioaktivitas sampai 3 kali lebih tinggi, tetapi sebagian besar LRA yang dihasilkan dari PLTN dan fasilitas nuklir lainnya termasuk LLW. HLW dengan komposisi utamanya adalah hasil belah yang dipisahkan secara olah ulang dari bahan bakar bekas membutuhkan perisai biologi, kontrol jarak jauh (remote control) dan pengukuran panas pembangkitan. Jawaban Rinci: Limbah radioaktif yang keluar dari PLTN dan fasilitas nuklir lainnya adalah LLW, sedangkan HLW yang komposisi utamanya adalah hasil belah yang dipisahkan dari bahan bakar bekas di fasilitas olah ulang (Gambar 1). Sebagian besar LRA dari fasilitas nuklir termasuk PLTN (kecuali yang berasal dari fasilitas olah ulang) bila dibandingkan dengan limbah cair hasil pemisahan plutonium dari hasil olah ulang bahan bakar bekas dan blok gelas mempunyai konsentrasi radioaktivitas yang sangat rendah. LLW dapat ditangani secara sederhana, sedangkan HLW selalu memerlukan perisai biologi dan kontrol jauh serta pertimbangan terhadap panas pembangkitannya. LLW dapat ditangani secara sederhana, sedangkan HLW selalu memerlukan perisai biologi dan kontrol jauh serta pertimbangan terhadap panas pembangkitannya. Gas yang juga merupakan LLW diluruhkan terlebih dahulu radioaktivitasnya didalam fasilitas penyimpanan sementara di PLTN, kemudian dilewatkan filter sebelum dilepas ke lingkungan. Pelepasan kelingkungan selalu dikontrol dosis paparannya yang harus selalu dibawah nilai batas yang diijinkan. Limbah cair diolah secara evaporasi dengan memisahkan antara air dan lumpurnya (sludge). Airnya dapat dipakai kembali sedangkan lumpurnya dipadatkan dengan semen, aspal atau plastik. Utk limbah kain/pakaian, kertas dan peralatan dilakukan pengolahan secara insinerasi dan kompaksi (Gambar 2). Limbah padat yang dihasilkan dari PLTN mempunyai tingkat radioaktivitas yang rendah seperti pakaian, kertas, plastik, peralatan. Resin penukar ion bekas dan lumpur hasil filtrasi pada proses pemurnian air reaktor air ringan bila dibandingkan dengan limbah padat HLW seperti solven organik dan konsentrat limbah yang berasal dari fasilitas olah ulang dimana sebagian mengandung elemen transuranium (limbah TRU) juga sangatlah rendah radioaktivitasnya. HLW (sebagian besar berupa cairan) dimana bahan bakar bekas dipisahkan secara ekstraksi larutan. Limbah ini mengandung hasil belah dan TRU akibat terjadinya pembelahan inti uranium pada teras reaktor, walau begitu jumlah HLW sangatlah kecil bila dibandingkan dngan LLW. Pada HLW juga dihasilkan hull saat olah ulang. Pengelolaan HLW dilakukan dengan cara disimpan dalam tangki selama 5 tahunan untuk pendinginan (untuk meluruhkan tingkat radioaktivitasnya), kemudian dipadatkan menjadi blok gelas. Blok gelas ini dimasukkan kedalam tabung SS (Gambar 3), disimpan untuk pendinginan selama 30-50 tahun kemudian disimpan secara lestari pada fasilitas penyimpanan tanah dalam (Gambar 5).


PERTANYAAN: Bagaimana mengelola LLW yang berasal dari PLTN? Jawaban Ringkas: Limbah gas dan cair diluruhkan, disaring dan dikontrol emisinya sehingga dosis paparan di lingkungan sekitarnya tetap dibawah nilai target yang telah ditetapkan oleh komisi keselamatan nuklir. Asap hasil pembakaran pakaian kerja dan lainnya sebelum dilepas keluar telah dicuci terlebih dahulu, sehingga secara keseluruhan sistem gas dan cairan sebelum dilepas ke lingkungan akan diproses terlebih dahulu. Libah padat LLW setelah dilakukan reduksi volum, disimpan secara tertutup. Jawaban Rinci: LLW yang dihasilkan dari fasilitas nuklir termasuk PLTN berupa limbah gas, cair dan padat, dimana limbah-limbah akan diolah dengan proses yang sesuai agar tidak mempengaruhi lingkungan (Gambar 1). Gas mulia seperti xenon dan kripton diluruhkan dalam tangki luruh yang dilengkapi dengan karbon aktif jenis penangkap gas. Salah satu LRA yang dihasilkan dari PLTN adalah konsentrat evaporasi dan sebagian dari air distilatnya dapat dipakai kembali. Konsentrat cairnya kemudan dipadatkan dengan menggunakan semen, aspal atau plastik sebelum dimasukkan kedalam drum utk disimpan sebagai limbah padat. Sedangkan sebagian cairan limbah yang berkonsentrasi sangat kecil dapat dilepas ke laut bersama dengan air pendingin. Lepasan ini selalu dikontrol untuk selalu lebih rendah dari pada nilai batas yang telah ditetapkan. Lumpur filter yang keluar saat penyaringan udara dan gas setelah diluruhkan dalam tangki peluruhan kemudian dipadatkan dan dimasukkan kedalam drum utk diasumsikan sebagai hasil olah limbah padat. Pekerja yang melakukan tugas didaerah radiasi dilengkapi pakaian kerja, sarung tangan dan sepatu, bila barangbarang tersebut terkontaminasi ringan dan masih dapat dicuci dapat dipakai kembali. Cairan pencuci dikumpulkan dalam sistem pmroses cairan sebelum diproses lanjut. Limbah padat dapat terbakar seperti kertas dan kain diolah secara insinerasi, sedangkan yang sulit dan tak terbakar dilakukan kompaksi. Demikian cara mengolah limbah padat yang dapat, sulit dan tak terbakar. Asap hasil insinerasi sebelum dilepas kelingkungan harus dilewatkan sistem pemrosesan gas dan diambil radioaktivitasnya. Drum yang berisi limbah disimpan difasilitas penyimpanan sementara pada masing-masing PLTN. Limbah dari PLTN yang mempunyai aktivitas rendah selanjutnya disimpan pada fasilitas penyimpanan tanah dangkal. Sehingga proses reduksi volum merupakan suatu hal yang sangat penting dalam pengolahan limbah radioaktif. Konfirmasi tingkat radioaktivitas dilakukan sebelum drum limbah dikirim ke fasilitas penyimpanan.


PERTANYAAN: Mengenai LRA yang dihasilkan dari PLTN: 1. beberapa banyak limbah yang disebut sebagai HLW? 2. beberapa jauh bahaya yang dimiliki serta bagaimana tentang hal keselamatannya? 3. Seberapa besar biaya penyimpanan LRA?

Jawaban Ringkas: 1. Limbah bahan bakar bekas dihasilkan dari operasi PLTN. Setelah uranium dan plutoniumnya diambil di fasilitas olah ulang maka dihasilkanlah HLW. Limbah radioaktif yang mempunyai aktivitas tinggi dicampur dengan gelas pada suhu tinggi, kemudian dilelehkan kedalam kanister 150 liter, setelah dingin limbah tersebut menjadi blok gelas. Dari bahan bakar bekas untuk PLTN klas 1000 MW setahunnya dihasilkan sekitar 30 buah blok gelas. 2. Dari 1 buah blok gelas terkandung radioaktivitas sekitar 400 kCi, setelah 1000 tahun penyimpanan aktivitasnya berkurang menjadi 1/1000-nya. Untuk nuklida yang mempunyai waktu paro panjang akan tetap eksis pada waktu penyimpanan yang panjang, hal ini menjadi penting untuk mengisolasikannya dari manusia. Setelah didinginkan selama 30-50 tahun, blok gelas dimasukkan kedalam kontainer SS (overpack), kemudian kontainer ini ditaruh pada fasilitas penyimpanan sistem tanah dangkal. Untuk menghindari adanya kontak antara air tanah dan kontainer maka disekelilingnya diberi clay sebagai bahan penyangga. Cara penyimpanan seperti ini dilakukan pada kedalaman beberapa ratus meter atau lebih. 3. Biaya penympanan sekitar 40.000 blok gelas sekitar 2900 M yen, dimana biaya tersebut diambil dari biaya konsumsi listrik dan donasi dari perusahaan PLTN. Jawaban Rinci: 1. Jumlah HLW yang dihasilkan dari PLTN Pada pengoperasian PLTN klas 1000 MW setahunnya dihasilkan sekitar 30 ton bahan bakar bekas. Setelah diambil uranium dan plutoniumnya secara olah ulang akan dihasilkan HLW. Pada proses vitrifikasi dihasilkan sekitar 100-170 liter blok gelas untuk setiap 3 meter kubik. Spesifikasi limbah vitrifikasi Prancis, bila dimasukkan kedalam kanister SS 170 liter akan menjadi sekitar 30 buah (Gambar 1). 2. Radioaktivitas HLW dan perencanaan keselamatan Dalam sebuah blok gelas yang mengandung radioaktivitas 400 kCi dihasilkan panas keluaran sekitar 1,5 kW. Kanister blok gelas terbuat dari bahan tahan korosi dan kuat. Setelah 1000 tahun penyimpanan radioaktivitas blok gelas menjadi 1/1000-nya. Selain itu utk nuklida berumur paro panjang akan eksis dalam waktu yang lama sehingga perlu diisolasi dari lingkungan secara aman dalam waktu yang panjang. Blok gelas didinginkan selama 30-50 tahun di fasilitas penyimpanan sementara (Gambar 2). Blok gelas kemudian dimasukkan keoverpack dgn ketebalan 20 cm lalu dibungkus dgn kontainer karbon steel. Setelah itu diselimuti dgn clay yang mempunyai permeabilitas rendah didalam sistem penghalang berlapis dan diletakkan pada kedalaman beberapa ratus meter pada tanah yang stabil (Gambar 3). Tujuan pemadatan dgn blok gelas adalah mengubah dari bentuk cair menjadi padat agar limbah menjadi bentuk yang stabil. Blok gelas mempunyai sifat yang tahan radiasi, tahan panas, mempunyai kekuatan mekanis dan stabil secara kimia. Ketahanan overpack diperkirakan lebih dari 1000 tahun penyimpanan sampai radioativitasnya yang tinggi menjadi meluruh. Bahan penyangga (buffer material) akan mengontrol laju alir air tanah dan utk menyerap radionuklida serta mengontrol migrasi radionuklida. Penahan buatan yang terdiri dari blok gelas, overpack dan bahan penyangga serta penghalang alami dimaksudkan utk menghalangi adanya lepasan radionuklida ke lingkungan (Gambar 4) dan selanjutnya radioaktivitasnya akan diluruhkan dgn waktu (Gambar 5). Sistem penyimpanan tanah dalam terus dikembangkan, Tabel 2 menunjukkan


rencana penyimpanan HLW diberbagai negara. Teknologi blok gelas (vitrifikasi) ini sejak 1970 terus dikembangkan oleh Amerika, Inggris dan Prancis sehingga sampai skala penuh fabrikasinya, dan diantara berbagai jenis gelas, gelas borosilikat yg paling menjanjikan untuk digunakan. 3. Biaya untuk penyimpanan limbah Kebutuhan biaya utk penyimpanan limbah secara lestari pada lokasi penyimpanan yg sesuai diperkirakan sekitar 2900 M yen untuk menyimpan 40000 buah blok gelas (Tabel 1).


PERTANYAAN: Penyimpanan lestari LLW akan dikontrol selama 300 tahun waktu penyimpanannya, bagaimana cara mengelolanya? Jawaban Ringkas: Pengelolaan LLW dilakukan dgn 3 tahap sampai radioaktivitasnya mencapai nilai yang rendah. Tahap I dilakukan sampai 10-15 tahun sejak pertama kali disimpan, pemeriksaan dilakukan dgn mengamati adanya lepasan radionuklida dari penghalang buatan ke arah luar/lingkungan. Tahap II dilakukan setelah tahap I selesai dgn melihat keandalan penghalang buatan serta penghalang alami pada 30 tahun setelah tahap I. Kontrol migrasi radionuklida dimonitor. Tahap III adalah melakukan kontrol migrasi radionukida selama waktu penyimpanan yang 300 tahun lamanya. Jawaban Rinci: 1. Dasar penyimpanan LLW Penyimpanan LLW sampai tingkat radioaktivitasnya cukup rendah dilakukan dalam 3 tahap (Gambar 1). Tahap I mulai daritahap penyimpanan sampai sekitar 10-15 tahun pertama, dilakukan pengamatan ada tidaknya lepasan radionuklida dari penghalang buatan. Tahap II dilakukan sampai masa 30 tahun setelah tahap I, dalam tahap ini dilakukan kontrol terhadap penghalang buatan dan alami terutama terhadap adanya migrasi radionuklida. Tahap III dilakukan selama 300 tahun masa penyimpanan setelah tahap I selesai, dilakukan kontrol tehadap adanya migrasi radionuklida. 2. Cara pengelolaan LLW LLW yg berasal dari PLTN akan dipadatkan dgn menggunakan semen, plastik dll dalam drum limbah (Gambar 2). Drum limbah kemudian dibawa ke fasilitas penyimpanan system tanah dangkal (Gambar 3). Drum limbah ditaruh pada suatu concrete pit pada lokasi penyimpanan yg mempunyai permeabilitas rendah. Pit dan drum limbah diberi semen mortar dan diberi pelapis utk mencegah adanya intrusi air tanah. Seandainyapun air tanah memasuki fasilitas penyimpanan, air tanah akan disalurkan ke tangki penampungan tanpa menyentuh drum limbah yg ada di faslitas penyimpanan. Semua perlengkapan yg dibuat agar berfungsi utk menyimpan LRA disebut sebagai penghalang buatan, sedangkan tanah lokasi disebut juga sebagai penghalang alami. Pit yg diletakkan dalam tanah tersebut juga akan mencegah pelapukan dan pengkerutan sehingga menambah ketahanan drum limbah. Disebabkan fasilitas ini diletakkan ditanah maka pengaruh gempa juga akan dirasakan. Utk mengurangi intrusi air tanah, fasilitas penyimpanan diurug tanah setebal 6 m dengan penutup bentonit setebal 2 m. Bentonit dicampur dgn 15% pasir dan tanah. Disebabkan bahwa zat radioaktif akan meluruh dgn waktu menjadi zat yg stabil, maka tingkat radioaktivitas limbahpun akan meluruh berdassarkan waktu. Utk mengontrol fasilitas penyimpanan, kandungan limbah akan berubah tergantung dgn berkurangnya radioaktivitas. Periode 10-15 tahun setelah disimpan akan dikontrol kondisi air keluaran (drainage) yg ada di bak kontrol. Demikian pula pada 30 tahun berikutnya, monitoring terus dilanjutkan. Sampai periode penyimpanan selesai dalam masa 300 th, bila situasi di lokasi dianggap aman maka lokasi dapat dialih fungsikan setelah mendapat ijin dari institusi yg berwenang. Setelah melalui kontrol pada selang waktu penyimpanan, masyarakat umum yg berdekatan dgn lokasi penyimpanan akan menerima radiasi yg sama dgn radiasi alam, sekitar 0,027 mSv/th.


PERTANYAAN: Bagaimana cara mengelola HLW? Jawaban Ringkas: HLW yg dihasilkan dari fasilitas olah ulang setelah distabilkan dalam bentuk blok gelas didinginkan selama 30-50 tahun pada fasilitas penyimpanan sementara sebelum disimpan secara lestari pada fasilitas penyimpanan tanah dalam (beberapa ratus meter dari permukaan tanah). Jawaban Rinci: 1. Asal HLW dan pengelolaannya. HLW berasal dari HLW cair setelah Pu dan U-nya dipisahkan dari bahan bakar bekas di fasilitas olah ulang. HLW cair yg dihasilkan di stabilkan dalam bentuk blok gelas. Salah satu fasilitas olah ulang yg ada seperti misalnya BNFL (Inggris) dan COGEMA (Prancis). HLW cair distabilkan menjadi bentuk blok gelas (Gambar 1), didinginkan selama 30-50 th pada fasilitas penyimpanan sementara (Gambar 2) dan disimpan secara lestari pada beberapa ratus meter dibawah permukaan tanah pada fasilitas penyimpanan sistem tanah dalam (Gambar 3). 2. Kebijakan pengelolaan HLW Tanggungjawab Pemerintah bertanggungjawab utk menjamin keamanan dan keselamatan penyimpanan HLW, sehingga perlu dibentuk suatu institusi yg akan melakukan litbang serta badan yg mempromosikan hasil litbang tsb. Operator penghasil limbah juga ikut bertanggung jawab atas pengelolaan HLW dan bersama pemerintah melakukan tahapan litbang utk menguji dan membuat strategi penyimpanan limbah. Seleksi Lokasi Setelah dilakukan penyelidikan awal pada beberapa tempat, kemudian dilakukan seleksi calon lokasi yg mendalam berdasarkan berbagai aspek dan pemerintah kemudian membuat konfirmasi hasil seleksi utk dibuatkan rencananya. Dari rencana ini kemudian dibuat jadwal pembuatan fasilitas penyimpanan. Hal-hal yg berkaitan dgn masalah penyimpanan ini dimintakan persetujuannya ke masyarakat agar diperoleh pemahaman yg cukup oleh masyarakat. Berdasarkan hal-hal yg disetujui berkaitan dgn penyimpanan limbah, pemerintah melakukan review keselamatan dan membuat beberapa peraturan yg diperlukan. Pembangunan fasilitas penyimpanan dan rencana operasi mempertimbangkan kondisi keseluruhan dari penggunaan hasil pengembangan tenaga nuklir dikemudian hari. Pencatatan yg teliti sepanjang prosedur ini menjadi hal yg penting dikemudian hari.


PERTANYAAN: JELASKAN PERBEDAAN RADIASI DAN RADIOAKTIVITAS JAWABAN RINGKAS Radiasi adalah emisi dan perambatan energi melalui materi atau ruang dalam bentuk gelombang elektromagnetik atau partikel. Sedangkan radioaktivitas adalah peluruhan spontan isotop tak stabil menjadi isotop lain disertai pemancaran radiasi. Radioaktivitas seringkali dicampur-adukkan dengan istilah bahan radioaktif. Bahan radioaktif adalah unsur pemancar radioaktivitas. JAWABAN RINCI Radiasi adalah emisi dan perambatan energi melalui materi atau ruang dalam bentuk gelombang elektromagnetik atau partikel. Contoh radiasi adalah sinar-Xx (Roentgen), sinar-a, sinar-b dan sinar-gg dan lain-lain (Gambar 1). Radiasi, selain dapat dihasilkan dengan menggunakan peralatan seperti mesin penghasil sinar radiasi dan lainlain, dapat juga dipancarkan saat atom yang terdapat di dalam materi radioaktif membelah. Kemampuan bahan radioaktif untuk memancarkan sinar radiasi disebut radioaktivitas, dan pada kata radioaktivitas terdapat arti yang menunjukkan besar kecilnya radioaktivitas tersebut. Jika diumpamakan bola lampu, maka bola lampu adalah zat radioaktif, cahaya yang keluar dari bola lampu adalah radiasi, dan kemampuan untuk mengeluarkan cahaya adalah radioaktivitas (Gambar 2). Istilah radioaktivitas, radiasi, dan zat radioaktif sering digunakan secara rancu. Jika terdapat kalimat “Pada radium terdapat radioaktivitas” maka artinya “Pada radium terdapat kemampuan untuk memancarkan radiasi”. Kalau diganti menjadi pernyataan lain, kalimat di atas menjadi “Radium mempunyai sifat radioaktif”, atau “Radium adalah zat radioaktif”. Berdasarkan penjelasan tersebut radioaktivitas berarti kemampuan untuk memancarkan radiasi. Nilai 3,7 x 1010 becquerel dalam kalimat “Radioaktivitas radium adalah 3,7 x 1010 becquerel” digunakan sebagai besaran untuk menyatakan kemampuan zat radioaktif memancarkan radiasi. Kata radioaktivitas seperti yang dijelaskan pada beberapa contoh di atas, semuanya dapat digunakan. Tetapi, pada saat ini kata radioaktivitas digunakan untuk menyatakan zat radioaktif. Misalnya, pernyataan seperti “bocoran radioaktivitas dari tangki penyimpan limbah cair pada instalasi tenaga atom” banyak digunakan pada tulisan koran. Dalam berita di koran tersebut, kata radioaktivitas digunakan sebagai pengganti kata zat radioaktif. Tetapi, penggunaan kata radioaktivitas sebagai pengganti kata zat radioaktif, sebenarnya bukan penggunaan kata yang benar. Kata radioaktivitas dan zat radioaktif sering kali digunakan tanpa pembedaan. Banyak ahli yang menggunakan kata radioaktivitas sebagai pengganti kata zat radioaktif. Perlu sedikit perhatian untuk membedakan apakah kata radioaktivitas digunakan untuk menunjuk arti yang sesungguhnya atau menunjuk pada arti zat radioaktif. Radiasi pertama kali ditemukan oleh Roentgen pada tahun 1895. Pada saat itu dia menemukan sinar-x, oleh karena itu hingga saat ini, sinar-x sering disebut juga sinar Roentgen.

Sejak ditemukan, sinar-x digunakan secara luas untuk diagnosis dan terapi berbagai macam penyakit, uji tak rusak, dan lain-lain. Radioaktivitas uranium ditemukan oleh Becquerel pada tahun 1896. Dan pada tahun 1898, radium dan polonium, yang merupakan unsur radioaktif, ditemukan oleh pasangan suami istri Curie.


PERTANYAAN : APAKAH KITA TIDAK PERLU KHAWATIR DENGAN LEPASAN TRITIUM? JAWABAN RINGKAS Tritium yang ada di dalam bahan bakar bekas akan bercampur dengan air buangan instalasi olah ulang dan selanjutnya dibuang ke laut. Berdasarkan dokumen survei keselamatan instalasi olah-ulang di Tokai (Jepang), diketahui bahwa tritium yang dilepaskan dari pipa buangan air instalasi olah-ulang terdispersi ke dalam air laut. Tritium ini bisa masuk ke dalam hasil laut seperti ikan yang diambil di sekitar titik pembuangan. Orang yang memakan hasil laut itu akan mendapatkan radiasi internal, tetapi ada juga orang yang mendapatkan radiasi eksternal karena mandi di laut atau melakukan aktivitas perikanan. Masyarakat umum diperkirakan menerima dosis efektif tahunan sebesar 0,007 mSv. Oleh sebab itu kita tidak perlu khawatir mengenai efek radiasi pada tubuh manusia dari tritium yang dilepaskan oleh instalasi olah-ulang. JAWABAN RINCI Tritium adalah isotop hidrogen dan jumlahnya sedikit di alam. Radionuklida ini memiliki waktu paro 12,4 tahun dan terbentuk terutama karena interaksi antara radiasi kosmik dengan nitrogen atau argon. Tritium ini diperkirakan berjumlah 0,56 – 1,1 x 1015 Bq dalam air di seluruh bumi. Konsentrasi tritium dalam air terukur sebesar 0,0037 – 0,37 Bq/liter. Dalam 1 ton bahan bakar bekas dengan panas bakar 33.000 MWd/ton dan masa pendinginan 180 hari terdapat sekitar 26 x 1012 Bq tritium yang terjadi akibat pembelahan inti atau reaksi inti. Di dalam proses olah-ulang bahan bakar bekas (dalam instalasi olah-ulang), sekitar 60% dari tritium terikat pada kelongsong bahan bakar (zirkonium) dan disimpan sebagai limbah padat aktivitas tinggi. Selain itu ada yang bercampur dengan gas buang lain, dan jumlahnya kurang dari 1%, 40% sisanya terbuang dalam bentuk air bercampur dengan buangan cair lainnya (Gambar 1). Konsentrasi tritium di dalam air buangan hampir mencapai 1 ppb (sekitar 10 MBq/liter). Secara teknis sulit untuk memisahkan tritium dalam jumlah yang sangat kecil ini dari limbah cair yang jumlahnya banyak. Karena itu di dalam operasi sehari-hari, tritium dilepaskan ke laut atau air sungai dari instalasi olah-ulang. Dalam hal instalasi olah-ulang Tokai (Jepang) yang memiliki kemampuan mengolah bahan bakar bekas dengan panas bakar 28.000 MWd/ton dan masa pendinginan 180 hari sebesar 0,7 ton/hari, jumlah tritium yang keluar bersama air buangan lain dari pipa pada jarak 1,8 km dari pantai sekitar 1,9 x 1015 Bq/tahun. Tritium yang terlepas ada dalam bentuk air dan tidak akan terkonsentrasi dalam makhluk hidup. Karena makhluk hidup itu meminum air, maka akan mendapat paparan radiasi internal. Dosis efektif tahunan yang diterima dari tritium baik secara internal maupun eksternal adalah 0,007 mBq/tahun. Nilai ini kurang dari 1/300 dosis tahunan yang diterima dari alam yang besarnya 2,4 mBq/tahun (Gambar 2). Oleh karena itu pengaruh lepasan tritium terhadap manusia tidak perlu dikhawatirkan.


FAQ Tentang Fasilitas Daur Ulang Bahan Bakar, Limbah Radioaktif dan Aplikasi Radiasi

Recommend Documents