Prosiding Seminar asional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATA Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK
ISSN 1410-6086
HUBUGA THERMAL OUTPUT DEGA VOLUME LIMBAH HASIL AKTIVITAS DEKOMISIOIG STUDI KASUS : REAKTOR PEELITIA DI JEPAG Susetyo Hario Putero, or Aprina Hadiani Program Studi Teknik Nuklir, Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada
ABSTRAK HUBUGA THERMAL OUTPUT DEGA VOLUME LIMBAH HASIL AKTIVITAS DEKOMISIOIG STUDI KASUS : REAKTOR PEELITIA DI JEPAG. Kegiatan dekomisioning akan menghasilkan limbah yang cukup besar dan memerlukan biaya yang cukup besar untuk pengelolaannya. Pada tahapan persiapan semua aspek pelaksanaan yang akan dilakukan harus diperhitungkan. Proses dekomisioning dapat dilakukan dengan lebih tepat dengan mengetahui lebih awal jumlah limbah yang akan dihasilkan. Untuk itu studi ini dilaksanakan untuk mengetahui hubungan antara thermal output suatu reaktor penelitian dengan limbah yang dihasilkan dari proses dekomisioning. Hasilnya diharapkan dapat menjadi pertimbangan pada saat melaksanakan dekomisioning reaktor riset lainnya, khususnya yang ada di Indonesia. Data thermal output reaktor penelitian di Jepang dan limbah yang dihasilkan dari proses dekomisioning didapatkan dengan studi literatur dan wawancara dengan staf JAEA, Jepang. Data yang didapatkan diolah secara statistik dengan metode regresi dan analysis of variance mempergunakan program Minitab 14 .Jumlah limbah yang dihasilkan dari proses dekomisioning suatu reaktor penelitian sangat dipengaruhi oleh thermal output reaktor tersebut. Hubungan tersebut dapat dinyatakan dalam bentuk persamaan polinomial. Diketahuinya hubungan ini akan membantu dalam perencanaan kegiatan dekomisioning secara lebih tepat, sehingga sumber daya yang dibutuhkan untuk kegiatan tersebut akan lebih tepat pula. ABSTRACT THE RELATIOSHIP BETWEE THERMAL OUTPUT AD WASTE VOLUME PRODUCED FROM DECOMMISSIOIG ACTIVITIES CASE STUDY : RESEARCH REACTOR I JAPA. Decommissioning activities produce big amount of radioactive waste that is costly for treating this waste. In the planning steps, all aspects related to decommissioning operation should be detail calculated. Decommissioning activities could be done appropriately by knowing waste volume prior to execution steps. Therefore, the relation between thermal output of research reactor and waste volume produced has been studied. The results could be used as a reference for other research reactors decommissioning, especially reactors decommission in Indonesia. Data of research reactor thermal outputs and volume of waste produced were collected by literatures and interview JAEA staffs. Data was analysed by regression method and analysis of variance using Minitab 14 program. Waste volume produced from research reactor decommissioning is significantly affected by the reactor’s thermal output. The relationship is described by polynomial equation. This equation will assist on planning of decommissioning, thus resources needed for this activities could be appropriate prepared.
1. 2. 3.
PEDAHULUA Reaktor nuklir merupakan suatu instalasi yang memiliki umur operasi yang cukup panjang, yaitu antara 30 tahun sampai dengan 40 tahun. Reaktor nuklir yang telah mencapai akhir usia operasinya, akan dihentikan operasinya secara permanen. Karena reaktor tersebut telah terkontaminasi dan atau teraktivasi bahan radioaktif yang digunakan selama beroperasi, maka harus dilakukan proses dekomisioning secara khusus.
Persiapan Operasi dekomisioning Restorasi lokasi
Kegiatan tersebut akan menghasilkan limbah yang cukup besar dan memerlukan biaya yang cukup besar untuk pengelolaanya. Pada tahapan persiapan semua aspek pelaksanaan yang akan dilakukan harus diperhitungkan termasuk perkiraan biaya seluruh proses dekomisioning. Dengan mengetahui lebih awal jumlah limbah yang akan dihasilkan, maka proses dekomisioning dapat dilakukan dengan lebih tepat. Untuk itu studi ini dilaksanakan untuk mengetahui hubungan antara thermal output suatu reaktor penelitian dengan limbah yang dihasilkan dari proses dekomisioning. Hasilnya diharapkan dapat menjadi pertimbangan
Pada proses dekomisioning dilakukan kegiatan dismantling seluruh peralatan yang pernah dipergunakan dan pembongkaran bangunan reaktor. Secara umum dekomisioning dibagi menjadi 3 tahap. yaitu sebagai berikut
116
Prosiding Seminar asional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATA Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK
pada saat melaksanakan dekomisioning reaktor riset lainnya, khususnya yang ada di Indonesia. DEKOMISIOIG 4.
Dekomisioning adalah suatu proses yang dilakukan pada suatu instalasi nuklir yang telah selesai masa operasinya. Pada proses ini dilakukan pembongkaran instalasi dan langkah-langkah yang diperlukan untuk melindungi public dari bahaya radiasi[1]. Selama proses dekomisioning akan dihasilkan limbah padat dalam jumlah besar, meskipun sebagian besar tidak radioaktif. Sebagian besar limbah hasil proses dekomisioning adalah konkret dan bahanbahan bangunan yang mengandung radioaktivitas yang sangat kecil. Sepersepuluh dari limbah hasil proses dekomisioning mengandung bahan radioaktif dengan tingkat radiasi maksimum masuk kategori limbah menengah [2]. Secara umum aktivitas dekomisioning dapat dilakukan dengan 3 cara, yaitu [3] : 1.
2.
3.
5. 6.
7.
Mothballing (SAFSTOR). Pada cara ini instalasi didekontaminasi dan selanjutnya ditutup serta dijaga. Entombment (ETOMB). Pada cara ini memerlukan pendirian penahan dari konkret dan baja untuk menahan bahan radioaktif. Dismantlement (DECO). Pada cara ini dilakukan pemindahan dan pembuangan bahan radioaktif.
1.
2.
3.
permanen maupun sementara untuk mendukung aktivitas pengamanan dan transportasi, konstruksi untuk kontrol kontaminasi, dan persiapan awal peralatan khusus. Mempersiapkan peralatan seperti kontainer untuk pengangkutan, dan peralatan industri. Dekontaminasi komponen dan sistem pemipaan untuk melindungi pekerja Penanganan, pemindahan, pengelompokan, dan pengepakan reaktor nuklir dan struktur metal di sekelilingnya Pekerjaan ini dilaksanakan di dalam lingkungan air, sehingga dilakukan dengan perangkat khusus dari jarak jauh. Pemisahan bagian teraktivasi dari pelindung biologis. Jika di dalam reaktor terdapat steam generator dan pressurizer, maka ikut dipindahkan bersama komponen pelindung biologis. Pada proses ini, semua data teknis harus didata, seperti jumlah radiasi yang diterima pekerja, jumlah limbah yang dihasilkan oleh reaktor, jumlah material yang teraktivasi selama proses dan survei area dekontaminasi dari struktur.
Kebijakan dasar dekomisioning suatu fasilitas nuklir di Jepang yang ditentukan oleh uclear Safety Commission adalah :
Dekomisioning membutuhkan perencanaan yang memadai untuk mampu melaksanakan tugas dengan aman dan ekonomis. Aspek keselamatan yang mendasari kegiatan inilah yang menyebabkan proses dekomisioning dilaksanakan dalam waktu yang cukup lama (lebih dari 2 tahun). Aktivitas dekomisioning signifikan antara lain:
ISSN 1410-6086
Dekomisioning merupakan tanggung jawab dari operator fasilitas tersebut. Dekomisioning dilaksanakan untuk meyakinkan adanya keselamatan dalam pengelolaan fasilitas serta untuk mendapatkan pemahaman dan dukungan masyarakat sekitar fasilitas.
DEKOMISIOIG JEPAG
REAKTOR
DI
Data thermal output reaktor penelitian di Jepang dan limbah yang dihasilkan dari proses dekomisioning didapatkan dengan studi literatur dan wawancara dengan staff Japan Atomic Energy Agency (JAEA), Jepang. Data limbah dinyatakan dalam jumlah drum limbah radioaktif (200 1). Data yang didapatkan diolah secara statistik dengan metode regresi dan analysis of variance mempergunakan program Minitab 14.
yang
Pembangunan fasilitas sementara atau modifikasi fasilitas yang ada untuk mendukung aktivitas dismantling. Hal ini termasuk persiapan lokasi pemrosesan terpadu untuk memfasilitasi pengamanan peralatan dan preparasi komponen untuk penyimpanan offsite. Konfigurasi ulang dan modifikasi struktur lokasi dan memfasilitasinya sesuai keperluan dekomisioning. Mendesain dan membangun shielding
Hipotesis untuk model regresi adalah : H0 : βi = 0 H1 : βi ≠ 0
117
Prosiding Seminar asional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATA Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK
ISSN 1410-6086
Tabel 2. Reaktor penelitian di Jepang yang memasuki proses dekomisioning[5].
Hipotesis awal berarti parameter model sama dengan 0, sedangkan hipotesis alternatif berarti minimal ada 1 parameter yang tidak bernilai 0. Daerah penolakan hipotesis awal adalah :
o
ama fasilitas
F > F(α; v1, v2) atau p-value < α [4]. PEMBAHASA
1
JRR 1
2
JRR 2
3
JPDR
4
SM
5
JRR 3
Pada saat ini di Jepang terdapat 19 buah reaktor penelitian seperti ditunjukkan pada Tabel 1. Tabel 1. Reaktor penelitian di Jepang[5]. o
Reaktor
Japan Research Reactor 1 1 (JRR-1) Japan Research Reactor 2 2 (JRR-2) Japan Research Reactor 3 3 (JRR-3) Japan Research Reactor 4 4 (JRR-4) 5 SRR 6 JMTR 7 HTTR Japan Power DemonstrationReactor 8 (JPDR) 9 uclear Ship Mutsu (SM) Hitachi Training Reactor 10 (HTR) Toshiba Training Reactor 11 (TTR) Musashi Institute of 12 Technology Reactor 13 Rikkyo Reactor 14 UTR-KIPKI 15 KURRI 16 YAYOI 17 JOYO 18 FUGE 19 MOJU
Thermal Output 50 kW 10 MW 20 MW 3,5 MW 300 kW 50 MW 30 MW
6
7 90 MW 36 MW 100 kW
Musashi Institute of Technology Reactor Rikkyo Reactor
8
HTR
9
TTR
10
FUGE
Keterangan Proses dismantling telah selesai dilaksanakan. Extended-shutdown (digunakan sebagai fasilitas penelitian material BBN) Proses dismantling dan aktivitas lain telah selesai dilaksanakan. Limbah bahan bakar, air berat, sistem pendingin reaktor telah dikirimkan ke reprocessing plant Dekomisioning telah selesai dilaksanakan Dismantling selesai. Memasuki tahap dekomisioning Memasuki tahap dekomisioning Memasuki tahap dekomisioning Dismantling selesai. Memasuki tahap dekomisioning Operasi dihentikan
100 kW Limbah yang dihasilkan dari proses dekomisioning dari reaktor-reaktor penelitian di Jepang bervariasi jumlahnya. Pada tahun 2006 Decommissioning R&D Group uclear Cycle Backend Directorate JAEA telah mendata jumlah drum limbah (200 l) yang berasal dari proses dekomisioning beberapa reaktor penelitian di Jepang. Hasilnya ditunjukkan dalam Tabel 3.
100 kW 100 kW 1W 5 MW 2 kW 140 MW 557 MW 714 MW
Beberapa dari reaktor-reaktor di atas telah memasuki proses dekomisioning seperti tampak pada Tabel 2.
118
Prosiding Seminar asional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATA Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK
Tabel 3. Jumlah drum limbah (200 l) hasil dismantling reaktor penelitian di Jepang[5]. Reaktor Penelitian JRR-1 TTR-1 HTR JRR-2 JRR-3 JPDR
ISSN 1410-6086
Volume limbah (200 l drum) versus E; E^2 The regression equation is Volume limbah (200 l drum) = 6631 + 7,53 E -0,000072 E^2
Perkiraan Volume Total (drum 200 liter) 8.000 7.000 8.000 72.000 130.000 100.000
Predictor Coef SE Coef T P Constant 6631 1111 5,97 0,009 E 7,5336 0,1371 54,94 0,000 E^2 -0,00007217 0,00000148 48,92 0,000
Untuk mengetahui hubungan antara thermal output setiap reaktor penelitian dengan jumlah limbah yang dihasilkan, dilakukan analisis dengan metode regresi. Hasil analisis ditunjukkan pada Gambar 1.
S = 1960 99,9%
R-Sq = 99,9%
R-Sq(adj) =
Jumlah drum (200 l)
Analysis of Variance 250000
Source DF SS MS F P Regression 2 14645304586 7322652293 1905,49 0,0 Residual Error 3 11528747 3842916 Lack of Fit 2 11028747 5514373 11,03 0,208 Pure Error 1 500000 500000 Total 5 14656833333
200000 150000 100000 50000 0 0
20000 40000 60000 80000 10000 0 Thermal Output
Gambar 1. Grafik hubungan antara thermal output dengan jumlah drum limbah (200 l) yang dihasilkan.
4 rows with no replicates
Dari grafik regresi terlihat bahwa ada hubungan yang sangat kuat antara jumlah limbah yang dihasilkan dengan thermal output reaktor penelitian tersebut. Hal ini dilihat dari nilai nilai koefisien determinasi yang sangat tinggi, yaitu sebesar 99,9%. Hubungan tersebut ditunjukkan dengan persamaan di bawah ini.
Source E E^2
DF Seq SS 1 5450235973 1 9195068614
Unusual Observations Obs E Volume l Fit SE Fit Residual St Resid 6 90000 100000 100043 1960 -43 -1,66 X
V = 6.630,58 + 7,5336.E - 7. 10-5.E2........(1)
X denotes an observation whose X value gives it large influence.
Dimana : V = Volume limbah (200 l drum) E = Thermal Output (kW)
Analisis ini menggunakan level toleransi α sebesar 5% dengan v1 dan v2 sebesar 2 dan 3. Nilai F pada tabel untuk F(0,05;2,3) adalah sebesar 9,55. Dari perhitungan didapatkan nilai F sebesar 1.905,49 yang berarti jauh di atas nilai F pada tabel. Berdasarkan perhitungan juga didapatkan nilai P sebesar 0. Hal ini
Hasil analisis regresi dan Analysis of Variance dengan menggunakan software Minitab 14 untuk model kubik adalah sebagai berikut :
119
Prosiding Seminar asional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATA Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK
menunjukkan bahwa minimal 1 dari parameter model regresi di atas tidak bernilai 0. Hal ini berarti model regresi yang telah dibuat dalam persamaan (1) dapat dipergunakan.
ISSN 1410-6086
DAFTAR PUSTAKA 1.
Hasil uji p-value untuk uji lack of fit menunjukkan p-value > 0,05. Oleh karena itu penolakan terhadap hipotesis awal juga gagal dan dapat disimpulkan bahwa tidak ada lack of fit dalam model. Hal ini juga menguatkan bahwa model telah sesuai dengan data yang diperoleh.
2.
3.
KESIMPULA
4.
Jumlah limbah yang dihasilkan dari proses dekomisioning suatu reaktor penelitian sangat dipengaruhi oleh thermal output reaktor tersebut. Hubungan tersebut dapat dinyatakan dalam bentuk persamaan polinomial. Adanya hubungan ini akan membantu dalam perencanaan kegiatan dekomisioning secara lebih tepat, sehingga sumber daya yang dibutuhkan untuk kegiatan tersebut akan lebih tepat pula.
5.
120
MURRAY, R. L., Understanding Radioactive Waste, Battelle Press, Ohio 1994. OJOVAN, M.I and LEE, W. E., An Introduction to uclear Waste Immobilisation, Elsevier, London 2005. RAHN, F. J., et.al, A Guide to uclear Power Technology: A Resource for Decision Making, John Wiley & Sons, Inc, New York 1984. IRIAWAN, NUR dan ASTUTI, S. P., Mengolah Data Statistik dengan Mudah Menggunakan Minitab 14, Penerbit Andi, Yogyakarta 2006. DECOMMISSIONING R&D GROUP NUCLEAR CYCLE BACKEND DIRECTORATE JAEA, Decommissioning Activities in JAEA, Japan Atomic Energy Agency, Tokaimura 2006.
