Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK
ISSN 1410-6086
HUBUNGANTHERMALOUTPUT DENGAN VOLUME LIMBAH HASIL AKTIVIT AS DEKOMISIONING STUDI KASUS: REAKTOR PENELITIAN 01 JEPANG Susetyo Hario Putero, Nor Aprina Hadiani Program Studi Teknik Nuklir, Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada
ABSTRAK HUBUNGAN THERMAL OUTPUT DENGAN VOLUME LIMBAH HASIL AKTIVITAS DEKOMISIONING STUDI KASUS: REAKTOR PENELITIAN DI JEPANG. 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 dihusilkan. 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 RELATIONSHIP BETWEEN THERMAL OUTPUT AND WASTE VOLUME PRODUCED FROM DECOMMISSIONING ACTIVITIES CASE STUDY : RESEARCH REACTOR IN JAPAN. 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 neededfor this activities could be appropriate prepared.
PENDAHULUAN
I. 2. 3.
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 Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK
pada saat melaksanakan dekomisioning reaktor riset lainnya, khususnya yang ada di Indonesia. DEKOMISIONING 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[1J. 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 keci!. Sepersepuluh dari Iimbah hasil proses dekomisioning mengandung bahan radioaktif dengan tingkat radiasi maksimum masuk kategori Iimbah menengah [2]. Secara umum aktivitas dekomisioning dapat dilakukan dengan 3 cara, yaitu (3J: 1.
2.
"]:
5. 6.
7.
Mothballing (SAFSTOR). Pada cara ini instalasi didekontaminasi dan selanjutnya ditutup serta dijaga. Entombment (ENTOMB). Pada cara ini memerlukan pend irian penahan dari konkret dan baja untuk menahan bahan radioaktif.
• •
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).
I.
2.
3.
perman en 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 diJakukan dengan perangkat khusus dari jarakjauh. 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 hams 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 Nuclear Safety Commission adalah :
Dismantlement (DECON). Pada cara ini dilakukan pemindahan dan pembuangan bahan radioaktif.
Aktivitas dekomisioning signifikan an tara 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.
DEKOMISIONING JEP ANG
REAKTOR
DI
Data thermal output reaktor penelitian di Jepang dan limbah yang dihasilkan dari proses dekomisioning didapatkan dengan studi Iiteratur dan wawancara dengan staff Japan Atomic Energy Agency (JAEA), Jepang. Data limbah dinyatakan dalam jumlah drum limbah radioaktif (200 I). 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 ojJsite. Konfigllrasi 1Iiang dan modifikasi struktllr lokasi dan memfasilitasinya sesllai keperluan dekomisioning. Mendesain dan membangun shielding
Hipotesis untuk model regresi adalah : Ho : Pi = 0
HI:
117
Pi :f
0
esearch Reactor Research Power Training Reactor esearch esearch Reactor InstituteReactor of Training Reactor2341
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah Pusat Teknologi Limbah RadioaktifBATAN Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-R1STEK
Hipotesis awal berarti parameter model sarna dengan 0, sedangkan hipotesis altematif berarti minimal ada ] parameter yang tidak bemilai O. Daerah fasilitas penolakan 248 Technology Reactor Reactor Musashi hipotesis awal adalah : 10 ]53 76 9 I [4] F> F(n; vI, v2) atau p-va ue < a .
VI
ISSN 1410-6086
Tabcl2.
Reaktor penelitian di Jepang yang memasuki proses dekomisioning[5] . NamaMemasuki Extended-shutdown Rikkyo Memasuki Dekomisioning tahap tahaptelah Institute of JPDR ITR 1Dismantling FUGEN JRR3 NSM HTR JRR2 JRR bahan bakar, air berat, dekomisioning Operasi dihentikan selesai. selesai. Memasuki _ Memasuki dekomisioning tahap tahap No Keterangan selesai dilaksanakan dilaksanakan. telah ke dilaksanakan. aktivitas lainsebagai telah Limbah selesai material BBN) reprocessinRplant dekomisioning Proses dismantling telah sistem pendingin reaktor (digunakan fasilitas penelitian Prosesdikirimkan dismantling dan
PEMBAHASAN Pada saat ini di Jepang terdapat 19 buah reaktor penelitian seperti ditunjukkan pada Tabell. Tabell. Reaktor penelitian di Jepang[5]. Thermal Reaktor UTR-KlPKl OYO 140MW 100kW 2kW ]W MW 50MW 300 kW YAYOI UGENReactor 714MW 100kW I/JRR-3) JRR-J) NSRR JMTR 30MW Rikkvo UONJU 5MW 10MW HITR KURRI Technolof!Y Reactor 100 36MW kW I/JRR-2) (JRR-4) 20MW ITR) (JPDR) Nuclear (HTR) Shiv Mutsu (NSM) 557 90MW 3,5MW 50kW No ]12 1 4 2 10 Output 83] DemonstrationReactor
Limbah yang dihasilkan dari proses dekomisioning dari reaktor-reaktor penelitian di Jepang bervariasi jumlahnya. Pada tahun 2006 Decommissioning R&D Group Nuclear Cycle Backend Directorate JAEA telah mendata jumlah drum limbah (200 1) yang berasal dari proses dekomisioning beberapa reaktor penelitian di Jepang. Hasilnya ditunjukkan dalam Tabel3. Beberapa dari reaktor-reaktor di atas telah memasuki proses dekomisioning seperti tampak pada Tabel 2.
118
HTRPenelitian RR-2 JPDR JRR-l TR-l RR-3
Prosiding Seminar Nasiona/ Tekn%gi Pengo/ahan Limbah VI Pusat Tekn%gi Limbah Radioaktif-BATAN Pusat Pene/itian I/mu Pengetahuan dan Tekn%gi-R1STEK
Tabel 3. Jumlah drum limbah (200 I) hasil dismantling reaktor penelitian di
ISSN 1410-6086
Volume limbah (200 I drum) versus E;
E"2
Jepang[5J•
----------_ Reaktor
...
72.000 8.000 7.000 100.000 130.000 8.000 Perkiraan Total (drum Volume 200 liter)
The regression equation is Volume limbah (200 I drum) = 6631 + 7,53 E -0,000072 E"2 SE Coef 0,00000148 1111 Predictor Coef p0,009 6631 0,000 -0,00007217 0,1371 7,5336 EConstant 48,92 E"2
T 5,97 54,94
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) =
Analysis of Variance
I
;- 250000 ~ 200000
F
500000 5514373 3842916 7322652293
PSS 2 Source14645304586 DF 5MS 500000 14656833333 11028747 2 11,03 0,208 Pure Error Total Lack of Fit Residual Error 3 1905,49 Regression 0,0
11528747
~ 150000 " 100000
J: "' E
"
50000
....,
o
o
20000
40000 60000
80000
10000 o
Thermal Output
Gambar
1. Grafik hubungan antara thermal output dengan jumlah drum limbah (200 I) 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.
v = 6.630,58 +
Source E E"2
DF
I I
Seq SS 5450235973 9195068614
Unusual Observations Obs E Volume I Fit SE Fit Residual St Resid 6 90000 100000 100043 1960 -43 -1,66 X
7,5336.£ - 7. 10.5.£2 ••.•.... (1)
X denotes an observation whose X value gives it large influence.
Dimana : V = Volume limbah (200 I drum) E = Thermal Output (kW)
Analisis ini menggunakan level toleransi a sebesar 5% dengan VI dan V2 sebesar 2 dan 3. N ilai F pad a tabel untuk F(O,05;2,]) 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 O. Hal ini
Hasil analisis regresi dan Analysis of Variance dengan menggunakan software Minitab 14 untuk model kubik adalah sebagai berikut :
119
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah RadioaktifBATAN Pusat Penelitian I/mu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK
menunjukkan
bahwa
minimal
I
ISSN 1410-6086
dari
DAFTAR PUSTAKA
parameter model regresi di atas tidak bemilai O. Hal ini berarti model regresi yang telah dibuat dalam persamaan (1) dapat dipergunakan.
I.
MURRA Y,
Radioactive
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.
L., Understanding Waste, Battelle Press,
R.
Ohio 1994. OJOYAN, M.l and LEE, W. E., An
Introduction to Nuclear Waste London Immobilisation, Elsevier, 3.
2005. RAHN, F. J., et.al, A Guide to Nuclear
Power Technology: A Resource for Decision Making, John Wiley & Sons,
KESIMPULAN 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.
Inc, New York 1984. IRIA WAN, NUR dan ASTUn,
S. P.,
Mengolah Data Statistik dengan Mudah Menggunakan Minitab 14, 5.
Penerbit Andi, Yogyakarta 2006. DECOMMISSIONING R&D GROUP NUCLEAR CYCLE BACKEND DIRECTORA TE JAEA,
Decommissioning Activities in JAEA, Japan Atomic Tokaimura 2006.
]20
Energy
Agency,
