LAMPIRAN
STUDI PERBANDINGAN MANAJEMEN KECELAKAAN PARAH TMI, CHERNOBYL DAN FUKUSHIMA
Oleh: Dr. Jupiter Sitorus Pane Ir. Suharno, MSc. Dr. Ir. Pande Made Udiyani Ir. Sugiyanto Drs. Sri Kuntjoro
PUSAT TEKNOLOGI REAKTOR DAN KESELAMATAN NUKLIR BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL SEPTEMBER 2012
1. PENDAHULUAN Manajemen kecelakaan parah adalah suatu program yang dirancang untuk mencegah terjadinya kerusakan teras yang parah, mengurangi dampak kerusakan teras bila itu terjadi untuk mencapai keselamatan, kondisi reactor yang stabil dalam jangka waktu yanga panjang dan persiapan langkah-langkah yang perlu untuk melaksanakan tugas tersebut [1]. Sesuai dengan tujuan kegiatan PKPP ini maka pembahasan manajemen kecelakaan ini dikaitkan dengan analisis konsekuensi kecelakaan parah PWR dengan metoda runut balik atau backward method. Secara teoritis manajemen kecelakaan dilakukan dengan tujuan[1]: Mencegah kerusakan teras Menghentikan perkembangan kerusakan teras dengan segera bila hal itu sudah terjadi Mempertahankan integritas pengungkung (containment) sejauh mungkin Meminimalisasi pelepasan bahan radioaktif Mengembalikan kondisi pada kondisi stabil dalam jangka panjang panjang Oleh karena itu, dalam menyusun manajemen kecelakaan perlu diperhatikan penilaian risiko (Risk Assessment) dan analisis kecelakaan (Accident Analysis). Penilaian risiko atau risk assessment dilakukan untuk memverifikasi keefektifan manajemen kecelakaan parah (Severe accident Managemen, SAM) pada kejadian kecelakaan yang memiliki probabilitas tertinggi, disamping memberikan dasar untuk melakukan pengembangan desain keselamatan dan mengidentifikasi skenario kecelakaan. Sedangkan analisis kecelakaan digunakan untuk: Menentukan kriteria yang akan mengindikasikan onset of severe accident Mengidentifikasi gelaja yang muncul sehingga operator atau personil dapat mengetahui dan menetapkan kondisi ataupun keadaan teras Mengidentifikasi produk fisi yang ditimbulkan untuk berbagai status kondisi kecelakaan reaktor termasuk status pada keadaan padam (shutdown) Mengevaluasi waktu dimana keterlibatan intervensi manusia diperlukan Mengidentifikasi sistem dan bahan yang diperlukan untuk pelaksanaan manajemen kecelakaan paran. Memverifikasi keefektifan SAM dalam menangkal kejadian dengan menggunakan tindakan pelindungan atau protective action.
Dalam melakukan backward analysis maka kajian terhadap lepasan produk fisi untuk berbagai kejadian kecelakaan parah (severe accident) dan langkah mitigasi dalam pengungkung perlu dilakukan. Hal ini akan dijadikan dasar untuk menghitung balik sumber pelepasan yang menyebabkan konsekuensi kecelakaan yang terukur. Dalam laporan ini dilakukan pembandingan atas tiga kondisi kecelakaan yang sangat besar pengaruhinya dalam perkembangan teknologi nuklir yaitu kecelakaan Three Miles Island, Chernobyl dan Fukushima.
2. TIGA KEJADIAN KECELAKAAN PARAH DIDUNIA
2.1 Three Miles Island Reaktor Three Miles Island adalah reaktor jenis PWR yang mengalami kecelakaan pada tanggal 28 Maret 1979 di Three Mile Island, Dauphin County, Penssylvania, Ameriak Serikat. Reaktor ini dirancang oleh Babcock & Wilcox dan dioperasikan oleh Metropolitan Edison (Med Ed).
Urutan kejadian kecelakaan dapat diuraikan sebagai berikut, Kecelakaan itu dimulai pukul 4 pagi pada Rabu, Maret 28, 1979, dengan kegagalan dalam sistem non-nuklir sekunder, diikuti dengan kejadian terbukanya katup buang tekanan (pilot-operated relieve valve (PORV) dalam sistem primer, yang memungkinkan sejumlah besar pendingin reaktor terbuang. Kegagalan mekanik itu diperparah oleh kegagalan operator reaktor mengidentifikasi kondisi yang sudah dalam kecelakaan kehilangan pendingin (LOCA). Hal ini disebabkan kurangnya factor manusia yang kurang terlatih dalam interaksi manusiakomputer, desain indikator ruang kontrol yang multitafsir dan user interface. Secara khusus, karena lampu indikator tersembunyi menyebabkan operator bertindak secara manual menghentikan sistem pendingin darurat otomatis reaktor karena operator
keliru mengartikan bahwa telah terjadi pendingin air yang terlalu banyak dalam reaktor sehingga menyebabkan tekanan uap menurun. Ruang lingkup dan kompleksitas kecelakaan baru menjadi jelas setelah lima hari kejadian dengan mencoba untuk memahami masalah, mengkomunikasikan situasi untuk komunitas pers dan lokal, memutuskan apakah kecelakaan itu diperlukan evakuasi darurat, dan akhirnya mengakhiri krisis. Atas perintah otorisasi NRC terjadi pelepasan 40.000 galon air limbah radioaktif langsung ke Sungai Susquehanna dan hal ini menyebabkan hilangnya kredibilitas dengan pers dan masyarakat. Reaktor kembali dapat dikendalikan pada akhirnya, meskipun keterangan lengkap tentang kecelakaan itu belum dapat diungkap sampai waktu yang cukup lama. Penyelidikan lebih ekstensif dilakukan oleh dua pihak yaitu komisi kepresiden dan pihak NRC. Laporan komisi Kemeny menyimpulkan bahwa " ada kemungkinan tidak terjadi kasus kanker atau akan ada kasus kanker namun dengan jumlah kasus sangat kecil sehingga tidak mungkin terdeteksi. Kesimpulan yang sama berlaku untuk efek kesehatan lain mungkin.". Beberapa studi epidemiologi pada tahun-tahun sejak kecelakaan itu telah mendukung kesimpulan bahwa radiasi yang dilepaskan dari kecelakaan itu tidak berpengaruh secara nyata pada insiden kanker pada warga di sekitar pabrik, meskipun temuan ini mendapat banyak tantangan Pembersihan dimulai pada bulan Agustus 1979 dan berakhir secara resmi pada Desember 1993, dengan biaya pembersihan total sekitar $ 1 miliar. Menurut skala INIS insiden itu dinilai lima pada tujuh poin dengan konsekuensi yang lebih luas.
Suku sumber dan lepasan radionuklida Pelepasan bahan radioaktif terjadi dan cladding telah rusak. Sejak PORV itu terjebak terbuka dan kecelakaan kehilangan pendingin masih dalam proses, pendingin primer dengan produk fisi dan / atau bahan bakar dirilis, dan sampai pada bangunan tambahan (auxiliary building). Bangunan tambahan di luar batas penahanan. Hal itu dibuktikan dengan alarm radiasi yang akhirnya terdengar. Namun, karena sangat sedikit dari produk fisi dirilis dalam bentuk padatan pada suhu kamar, maka sangat sedikit kontaminasi radiologi dilaporkan di lingkungan. Tidak ada tingkat signifikan radiasi ini disebabkan oleh kecelakaan TMI-2 di luar fasilitas TMI-2. Menurut laporan Rogovin, sebagian besar dari radioisotop dirilis adalah gas mulia, Xenon dan Krypton. Laporan tersebut menyatakan, "Selama kecelakaan itu, sekitar 2,5 juta curie gas mulia radioaktif dan 15 curie dari radioiodines dibebaskan." Hal ini mengakibatkan dosis ratarata 1,4 mrem terpapar kepada dua juta orang di dekat instalasi. Laporan tersebut membandingkan ini dengan mrem 80 tambahan per tahun yang diterima dari tinggal di sebuah kota dataran tinggi seperti Denver. Sebagai perbandingan lebih lanjut, Anda menerima 3,2 mrem dari dada X-Ray - lebih dari dua kali dosis rata-rata yang diterima dekat tanaman.
Dalam beberapa jam dari kecelakaan itu Amerika Serikat Environmental Protection Agency (EPA) mulai pengambilan sampel harian lingkungan di tiga stasiun paling dekat dengan pabrik. Pada April 1, pemantauan terus menerus di 11 stasiun didirikan dan diperluas menjadi 31 stasiun dua hari kemudian. Analisis antar-lembaga menyimpulkan bahwa kecelakaan itu tidak mengangkat radioaktivitas cukup jauh di atas tingkat latar belakang untuk menyebabkan satu kematian kanker tambahan antara orangorang di daerah tersebut. EPA tidak menemukan kontaminasi dalam sampel air, tanah, sedimen atau tumbuhan. Para peneliti di dekat Dickinson College-yang memiliki peralatan pemantauan radiasi cukup sensitif untuk mendeteksi senjata atom Cina atmosfer pengujian-mengumpulkan sampel tanah dari daerah selama dua minggu berikutnya dan tidak terdeteksi peningkatan kadar radioaktivitas, kecuali setelah curah hujan (mungkin karena alam radon piring keluar, bukan kecelakaan). Juga, lidah rusa berekor putih dipanen lebih dari 50 mil (80 km) dari reaktor setelah kecelakaan itu ditemukan memiliki tingkat lebih tinggi dari Cs-137 dari pada rusa di kabupaten segera sekitar pembangkit listrik. Bahkan kemudian, tingkat tinggi masih di bawah yang terlihat pada rusa di bagian lain negara itu selama puncak pengujian senjata atmosfer. Apakah ada telah rilis peningkatan radioaktivitas, peningkatan kadar yodium-131 dan Cesium-137 akan diperkirakan akan dideteksi pada sapi dan sampel susu kambing. Namun peningkatan kadar tidak ditemukan. Sebuah penelitian ilmiah kemudian mencatat bahwa angka emisi resmi konsisten dengan tersedia dosimeter data, meskipun orang lain telah mencatat ketidaklengkapan data ini, terutama untuk rilis awal. Menurut angka resmi, seperti yang dikumpulkan oleh 1979 Kemeny Komisi dari Metropolitan Edison dan NRC data, maksimal 480 petabecquerels (13 juta curie ) radioaktif gas mulia (terutama xenon ) yang dirilis oleh acara tersebut. [44] Namun, gas mulia dianggap relatif tidak berbahaya, dan hanya 481-629 GBq (13-17 curie) dari kanker tiroid penyebab yodium-131 yang dirilis. Jumlah menurut angka-angka ini adalah proporsi yang relatif kecil dari perkiraan 370 E Bq (10 miliar curie ) dalam reaktor. Ia kemudian menemukan bahwa sekitar ½ inti telah mencair, dan cladding sekitar 90% dari batang bahan bakar telah gagal, dengan 5 kaki ( 1,5 m) dari inti hilang, dan sekitar 20 ton singkat (18 t ) uranium mengalir ke kepala bagian bawah bejana tekan, membentuk massa corium .
Evaluasi Penerapan Management Kecelakaan dan Kaitan dengan Backward Method: Dalam rangka penerapan manajemen kecelakaan maka tindakan manajemen kecelakaan yang harus diambil adalah: (1) mempertahankan kendali reaktivitas, (2) meyakinkan kecukupan pengambilan panas yang dihasilkan pada teras reaktor, (3) mengurangi tekanan sistem pemindahan panas utama, (4) mempertahankan jumlah pendingin di sistem pemindahan panas primer, mengendalikan tekanan dan jumlah air di pembangkit uap (Steam Generator), (5) menjamin terisolasinya pengungkung, (6) mengendalikan tekanan dan suku
pengungkung, (6) mengendalikan jumlah gas yang terjebak, (7) Mengendalikan pelepasan radioactive. Dari penelusuran literature kami belum menemukan document yang menyatakan adanya program manajemen kecelakaan TMI-2. Kegagalan dalam sistem non-nuklir sekunder, diikuti dengan kejadian terbukanya katup buang tekanan (pilot-operated relieve valve (PORV) dalam sistem primer, yang memungkinkan sejumlah besar pendingin reaktor terbuang dan kegagalan operator reaktor mengidentifikasi kondisi yang sudah dalam kecelakaan kehilangan pendingin (LOCA) menunjukkan kurang terlatihnya operator dalam mengatasi masalah manajemen kecelakaan atau bahkan perlu dilakukan penyusunan Program Manajemen Kecelakaan Reaktor yang lebih rinci dan mudah dilaksanakan. Data pelepasan bahan radioaktif yang diberikan member peluang untuk memvalidasi perhitungan runut kebelakang (backward method) kuat sumber yang berasal dari kecelakaan membukanya PORV.
2.2 Chernobyl Reaktor Chernobyl adalah jenis reaktor didih RMBK dengan menggunakan solid graphite sebagai moderator dan air sebagai pendingin. yang mengalami kecelakaan pada tanggal 26 April 1986 di Pripyat, Ukraine SSR, Soviet Union, sekarang Ukraine. Reaktor ini dirancang oleh Soviet dan dioperasikan oleh Soviet.
Urutan Kejadian:
Pada tanggal 25 April, 1986 pukul 1:06 Reaktor beroperasi normal dengan kekuatan penuh untuk pengujian turbin. Tenaga uap dialirkan untuk kedua turbin generator listrik. Tujuan dilakukannya tes ini adalah untuk menentukan apakah salah satu turbin bisa mensuplai listrik ke pompa air umpan sampai generator diesel cadangan datang dapat dihidupkan untuk menguji kasus kegagalan daya lokal. Dalam persiapan untuk tes, sebelum shutdown yang rutin, daya reaktor dimatikan sampai 1600 MWt sebagai salah satu urutan percobaan. Dengan demikian sekarang hanya satu turbin yang dibutuhkan untuk mengambil sisa uap karena daya yang sudah berkurang sedang turbin yang lain dalam keadaan nonaktif. Tes ini dirancang untuk daya 22% -32% kekuatan penuh, akan tetapi permintaan listrik saat itu masih tinggi , dan pemerintah meminta dioperasikan tetap pada pada daya 50% untuk tambahan operasi selama 9 jam. Izin melanjutkan penurunan daya reaktor sudah diterima dan salah satu operator gagal memprogram ulang komputer untuk mempertahankan daya sebesar 30%, yang menyebabkan daya jatuh hingga mencapai 1% dan reaktor diisi dengan air yang padat (tanpa pendidihan) situasi yang sangat tidak stabil karena void coefficient positif. Daya yang terlalu rendah ini tidak cukup baik untuk melakukan tes. Untuk menaikkan daya kembali pada tingkat daya yang diinginkan operator menarik sejumlah batang kendali dari teras (batang kendali kurang dari 26 yang tersisa di terasi), tapi daya hanya naik menjadi 7%, dan ini masih di bawah nilai rancangan. Alasan tidak dapat naiknya daya pada tingkat yang diinginkan adalah karena adanya efek “ keracunan xenon”. Xenon adalah produk peluruhan I-135 dan merupakan penyerap neutron yang kuat yang merupakan "racun" terhadap reaksi fisi. Dengan demikian dia mencapai keseimbangan pada tingkat daya operasi normal dengan "pembakaran habis" oleh penyerapan neutron dan peluruhan lebih lanjut. Ketika tingkat daya menurun dari tingkat MW 1600, ada banyak I-135 meluruh menjadi xenon, tapi dengan fluks neutron yang kecil saja dapat membakarnya habis. Untuk menghindari reaktor padam secara otomatis, sistem pendingin teras darurat (ECCS) dan beberapa sirkuit scram otomatis diputus. Beberapa batang kendali ditarik keluar untuk mengatasi "keracunan xenon" dan 6 batang kendali masih tersisa di teras. Pada kondisi ini reaktor tidak dapat ditutup dengan cepat jika diperlukan. Ke delapan pompa air pendingin dioperasikan pada daya rendah, dibandingkan dengan enam pompa yang beroperasi normal pada daya penuh. sehingga hanya ada air tanpa adanya bagian hampa, yang menyebabkan kerentanan ekskursi daya yang menghasilkan pendidihan. Turbin harus dipadamkan untuk memulai tes, yang menyebabkan matinya empat dari delapan pompa resirkulasi. Hal ini akan menyebabkan reaktor padam jika rangkaian pemadam otomatis belum terputus.
Berkurangnya aliran pendingin menyebabkan terbentuknya void dengan cepat dalam tabung tekanan, meningkatkan reaktivitas karena “void coefficient” yang positif . Reaktivitas tinggi dihasilkan uap lebih. Sebagaimana sistem menghidupkan sendirinya sendiri, produksi panas melonjak, casing generasi uap tak terkendali. Operator, menyatakan keadaan darurat, kemudian menekan tombol untuk menurunkan semua batang kendali ke dalam teras dan memadamkan reaktor. Sangat Ironis, upaya terakhir ini menjadi langkah terakhir. Sistem reaktor memiliki masalah desain yang tidak dapat diperkirakan sebelumnya. Batang kontrol yang memiliki enam inci grafit di ujung batang. Ujung ini masuk teras sebelum bagian boron karbida. Saat ujung tersebut memasuki teras, mereka menggantikan air sebagai moderator dengan penyerap. Dengan memasukkan kendali sekaligus menyebabkan daya meningkat selama beberapa detik. Dalam kondisi normal, kenaikan sementara kecil memiliki pengaruh yang kecil. Tapi Reaktor Chernobyl nomor Empat itu tidak beroperasi dalam kondisi normal. Begitu ujung batang kendali memasuki teras , tenaga melonjak hingga 100 kali normal dalam empat detik. Di bawah kondisi panas yang hebat, teras mulai rusak. Bahan bakar terpecah , saluran batang kendali melengkung, uap naik dengan hebatnya dan, akhirnya, tabung uap meledak. Berton-ton uap dan air masuk ke dalam reaktor, menyebabkan terjadinya ledakan uap yang luar biasa. Tekanan uap menekan perisai 1000-ton baja dan semen yang menjadi penahan biologis bagian atas reaktor, menghancurkan atap gedung reaktor sepanjang jalan dan mengekspos panas teras ke atmosfer. Empat belas orang petugas pemadam kebakaran tiba di lokasi kecelakaan. Bagian yang paling besar dari kebakaran di atap gedung reaktor dapat dikendalikan oleh sekelompok 100 pemadam kebakaran dipanggil dari Pripyat. Sebagian besar kebakaran berhasil dipadamkan, tapi api grafit sudah dimulai menyala. Kebakaran Grafit menyebabkan dispersi radionuklida tinggi ke atmosfer.
Suku Sumber Dan Lepasan Radionuklida Estimasi suku sumber untuk jangka panjang dilakukan dengan mengintegrasikan hasil pengukuran radiologi dengan pemodelan dispersi atmosfir. dan dengan estimasi inventori radionuklida yang menggunakan fraksi pelepasan WASH-1400 untuk kelompok kimia yang spesifik. Hasil analisis menunjukkan hampir semua gas mulia terlepas, 80% Iod, 40% Cs, 10% Te, dan sekitar 1% atau kurang terdiri dari elemen refraktori. Pemodelan Dispersi atmosfer awan radioaktif ke arah Northern Hemisphere menunjukkan bahwa awan menjadi tersegmentasi pada hari pertama, dengan jumlah bagian yang lebih rendah menuju Skandinavia dan bagian yang lebih tingi menuju ke arah Tenggara selanjutnya melintas seluruh Asia ke Jepang, Pasifik Utara, dan Pantai Barat Amerika Utara. Dosis inhalasi yang diterima akibat terkena awan langsung diperkirakan melebihi 10 mgy dekat daerah Chernobyl, berkisar antara 0,1 dan 0,001 mGy dalam Eropa, dan secara umum kurang dari 0,00001 mGy di Amerika Serikat.
Besar suku sumber Chernobyl beberapa kali lipat lebih besar dari yang terjadi pada kecelakaan reaktor Windscale dan TMI, sedangkan radionuklida 137Cs dari kecelakaan Chernobyl hanya berkisar 6% dari yang lepas pada saat uji senjata nuklir U.S. dan U.S.S.R.
Gambar 1. Estimasi dosis akibat inhalasi kea rah (a) Northern Hemisphere, (b) Eropa, (c) 400 x 400 km sekitar Chenobyl, dan (d) 50 x 50 km sekitar Chernobyl,
Tabel 1. Estimasi lepasan radionuklida dari Chernobyl. Aktivitas ini dikoreksi dengan peluruhan 3 hari seterlah kejadian
Radionuklida 95 Zr 105 Ru 106 Ru 131 I 133 I 132 Te 134 CS 136 CS 137 CS 140 Ba 141 Ce 144 Ce
Lepasan Aktivitas PBq 8,5 28 5,9 1300 200 340 48 17 89 37 8,5 5,2
MCi 0,23 0,76 0,16 36 9,1 5,3 1,3 0,47 2,4 1,0 0,23 0,14
Tabel 2. Rasio aktivitaspProduk hasil pengukuran sampel lingkungan dan prediksi dengan model Forig
Ratio Aktivitas 105 Ru/106Ru 134 CS/137CS 135 CS/137CS 134 CS/136CS 131 133 I/ I 141 Ce/144Ce
Lepasan Aktivitas Pengukuran 4,5 0,54 0,27 2,4 0,47 1,6
Model Estimasi FORIG 3,3 0,64 0,28 2,3 0,46 1,3
Tabel 3. Estimasi inventori radionuklida dengan menggunakan Model FORIG. Aktivitas telah dikoreksi dengan peluruhan 3 hari setelah kecelakaan
Radionuklida 85 Kr 89 Sr 90 Sr 91 Y 95 Zr 99 Mo 105 Ru 106 Ru 127 Sb 127m Te 129m Te 131 I 131m Te 132 Te 133 I 133 Xe 133m Xe 134 CS 136 CS 137 CS 140 Ba 140 La 141 Ce 144 Ce 147 Pm
Lepasan Aktivitas PBq 19 2300 150 3000 4100 2200 3100 1000 159 33 96 1700 63 1900 440 3700 89 130 48 200 3100 3400 3600 2800 440
MCi 0,5 63 4,1 82 110 59 84 27 4,0 0,9 2,6 45 1,7 51 12 99 2,4 3,5 1,3 5,5 84 92 96 76 12
Tabel 4. Estimasi fraksi pelepasan radionuklida dalam jangka waktu panjang dari Chernobyl dibandingkan dengan studi keselamatan reaktor USAEC (WASH-1400) dan kecelakaan reaktor Windscale
Tracers Noble Gas Halogen Alkali Metal Telerium group Alkaline Bumi Nobel Metal Tanah jarang Refractory Oxiddes
133
Xe I, 133I 134 Cs, 136Cs, 137Cs, 132 Te 140 Ba 105 Ru106Ru 141 Ce, 144Ce 93 Zr 131
Chernobyl Estimate (%) 100 80 40 10 1,2 0,9 0,2 0,2
WASH-1400 Range Estimate 50-100 50-100 40-90 5-25 2-20 1-10 0.01-1 0.01-1
Best Estimate 90 90 80 15 10 3 0.3 0.3
Estimasi Winndscale 100 20 20 20 0,2 2,0 0,2 0,2
Tingkat Radiasi Tabel 5. Perkiraan level radiasi pada beberapa lokasi setelah ledakan terjadi [2] Lokasi
Radiasi (Roentgens per Sieverts per jam jam) Unit)
Sekitar teras reactor
30,000
300
Fuel fragments
15,000–20,000
150–200
Debris heap at the place of circulation 10,000 pumps
100
Debris dekat the electrolyzers
50–150
5,000–15,000
Air pada ruang feedwater Level +25 5,000 feedwater room
50
Level 0 ruang turbin
500–15,000
5–150
Wilayah unit lain yang terkena dampak
1,000–1,500
10–15
Ruang air Ruang nomor 712
1,000
10
Ruang kendali
3–5
0.03–0.05
Gidroelektromontazh depot
30
0.3
Nearby concrete mixing unit
10–15
0.10–0.15
(SI
Evaluasi Penerapan Management Kecelakaan dan Kaitan dengan Backward Method: Langkah manajemen kecelakaan yang diambil adalah sheltering, relokasi, Iodine prophylaxis. Sheltering merupakan tindakan preventif yang efektif di wilayah 3-10 km dari titik
kecelakaan walaupun belum ada konfirmasi dari hasil pengukuran. Untuk populasi yang lain termasuk rekomendasi Kyiv terkait sheltering didistribusikan pada tanggal 10 Mei 1986 setelah penyebaran Iodine, Efisiensi sheltering tidak di evaluasi. Evakuasi dari kota Pripyat yang berlokasi 3 km dari Chernobyl NPP diambil pada siang hari 26 April 1986 ketika laju dosis pada beberapa bagian dari kota mencapai beberapa mSV/jam. Pada pukul 21.00, 26 April 1986 sebanyak 1350 bus dan 2 train dan 3 kapal motor dibawa ke distrik Chernobyl (12 km dari kota Pripyat). Dan pada pukul 22.00 Mentri Kesehatan memutuskan untuk melakukan evakuasi darurat dan evakuasi terlaksana pada tanggal 27 April 1986 antara pukul 14.00 s/d 17.00 dari kota Priyat terhadap 49360 orang termasuk 17000 anak-anak dan 80 pasien bed-bound. Secara resmi Iodine prophyliaxis dilakukan terhadap 5 juta penduduk termasuk 1,6 juta anak-anak. Di kota Priyat diberikan kepada 70% populasi kota itu. Untuk kota Kiev iodine prophylaxis diberikan 10 hari setelah kecelakaan. Dalam kaitannya dengan Backward method maka akan dapat diestimasi besar suku sumber yang keluar dari lokasi kecelakaan dengan mempelajari tingkat radiasi yang terpantau dari beberapa lokasi seperti pada Tabel 5. eakness The low core power density of RBMKs provides a unique ability to withstand station blackout and loss of power events of up to an hour with no expected core damage. Lack of a massive steel and concrete containment structure as the final barrier against large releases of radiation in an accident Ability to be refueled while operating, permitting a high level of availability Power increases when cooling water is lost, i.e. positive void coefficient. The graphite moderator design allows the use of fuel that is not suitable for use in conventional water-moderated reactors. Accident mitigation systems are limited. Flawed separation and redundancy of electrical and safety systems. Limited capability for steam suppression in the graphite stack
2.3 Fukushima Reaktor Fukushima adalah jenis reaktor didih air ringan yang mengalami kecelakaan pada tanggal 11 Maret 2012 di Prefecture Fukushima, Daichii, Jepang. Reaktor ini dirancang oleh General Electric, USA dan dioperasikan oleh Tokyo Electric Power Power Company ( TEPCO)
Urutan Kejadian: Kecelakaan PLTN Fukushima Daichi merupakan rangkaian dari kegagalan alat, pelelehan nuklir dan pelepasan bahan radioaktif pada lokasi Fukushima 1 setelah kejadian gempa Tohoku dan Tsunami pada 11 Maret 2011. Kejadian ini merupakan kejadian kecelakaan terbesar setelah kecelakaan Chernobyl tahin 1996. Di Fukushima 1 terdapat enam reactor BWR yang dirancang oleh Geneal Electric dan dioperasikan oleh Tokyo Electric Power Power Company (TEPCO). Pada saat gempa, teras reactor unit 4 sudah dikosongkan dan unit 5 dan 6 sedang dipadamkan untuk perawatan. Unit lain yaitu 1,2,dan 3 segera pada secara otomatis setelah kejadian gempa dan generator darurat segera hidup untuk mengendalikan alat elektronik dan system pendingin. Kedatangan menyusul Tsunami memutus semua hubungan ke sumber jaringan listrik dan juga menyebabkan banjir pada generator darurat. Sebagai akibatnya generator berhenti beroperasi yang menyebabkan pompa kehilangan daya untuk mensirkulasi air kedalam reactor sehingga berdampak pemanasan yang semakin meningkat oleh sisa panas. Pada kondisi normal pengambilan panas sisa ini harus berjalan walaupun reactor dalam kondisi padam. Kerusakan akibat banjir dan gempa menghalagi datangnya bantuan dari luar. Dalam beberapa jam dan hari reactor unit 1,2, dan 3 mengalami pelelehan. Sambil pekerja berjuang untuk mendinginkan dan memadamkan reactor , beberapa ledakan akibat proses kimia air-udara terjadi. Gas hydrogen dihasilkan oleh panas di reactor yang mnyebabkan reaksi produksi hydrogen antara pengungkung bahan bakar dan air disekitarnya. Pemerintah menginstruksikan penggunaan air laut untuk pendinginan reactor- hal ini menyebabkan kehancuran reactor. Sebagaimana tinggi air di kolam batang kendali menurun maka mulailah kejadian overheating. Kekuatiran terlepasnya radionuklida maka pendudukpun disekitar radius 20 km dievakuasi. Pada awal-awal kejadian para pekerja dievakuasi sementara dalam waktu yang berbeda untuk keselamatan radiasi. Selanjutnya daya listrik mulai pulih pada beberapa reactor sehingga memungkinkan terjadi pendinginan.
Suku Sumber dan Lepasan Radionuklida Pemerintah Jepang memperkirakan jumlah lepasan radioaktif ke atmosfir adalah satu per sepuluh dari yang keluar pada saat kecelakaan Chenobyl. Sejumlah tertentu yang signifikan dari bahan radioakktif juga terlepas ke air tanah dan laut. Pengukuran disekitar 30-50 km dari reactor menunjukkan tingkat 137Cs cukup tinggi sehingga pemerintah melarang penjualan makanan di daerah tersebut. Pemerintah melarang pengunaan air minum dari keran untuk bayi. Setahun setelah kejadian TEPCO mengeluarkan estimasi pelepasan bahan radioaktif sebagai berikut ini: diperkirakan 538.1 PBq yang berasal dari gas mulia, 131I dan 137 Cs Sebanyak 520 PBq bahan radioaktif dilepaskan ke atmosfir dari tanggal 12 Maret sampai 31 Maret 2011 and 18.1 PBq ke laut dari 26 Maret sampai 30 September 2011. Besaran ini merepresentasikan 10% dari 5300 PBq yang keluar dari gas mulia pada kecelakaan Chernobyl. Sejumlah total 511 PBq 131 I terlepas baik ke atmosfir dan laut, 13.5 PBq 134 Cs dan 13.6 PBq 137 Cs. Pada May 2012 TEPCO melaporkan paling sedikit 900 PBq telah lepas ke atmosfir pada bulan Maret 2011. Sebagai suku sumber diestimasi dengan menggunakan dua pendekatan yaitu: 1. Source term S1 menggunakan pendekatan Bannai 2011 dan revisinya untuk memberi koreksi (terhadap 132 I, 133 I, 135 I, 131m Te,132 Te) dari Yuji Otake perwakilan dari Kementrian Luar Negri Jepang (Ministry of Foreign Affair of Japan (MOFA). Suku sumber merupakan fungsi waktu dan span untuk periode 12-18 Maret 2011. Basis perhitungan suku sumber adalah catatan operasi, parameter yang diamatidan kronologi kejadian di tapak. 2. Suku sumber S2, diperkirakan berdasarkan: -
pelepasan 131I dan 137Cs dengan pendekatan oleh Chino dan kawan-kawan 2011 dengan revisi seperti yang diajukan oleh wakil pemerintah untuk mengubah durasi waktu pelepasan yaitu dari 12 Maret s/d 6 April 2011
-
Pelepasan 133Xe berdasarkan pendekatan Bannai
-
Pelepasan 134Cs berdasarkan faktor skala yang diturunkan oleh Bannai dan diaplikasikan oleh Chino dan kawan-kawan pada model 137 Cs.
Tabel 6 menunjukkan hasil perhitungan suku sumber pada kecelakaan PLTN Fukushima Daiichi Japan. Radionuklida 140 Ba 134 CS 137 CS 141 Ce 144 Ce 132 I 135 I 136 I 105 Ru 106 Ru 127m Te 129m Te 131m Te 132 Te
Suku Sumber 1 3,13 E+15 1,76E+16 1,53E+16 1,77E+13 1,15E+13 1,59E+17 4,21E+16 2,27E+15 7,5E+09 2,14E+09 1,09E+15 3,33E+15 4,95E+15 1,13 E+19
Suku sumber 2 1,13E+16 9,66E+15 1,24E+17 1,13E+19
Dampak: Beberapa pekerja mengalami luka atau tewas oleh kejadian yang disebabkan gempa. Tidak terdapat kematian segera akibat terkena paparan radiasi langsung tetapi paling sdikit enam pekerja telah mendapat radiasi yang melebihi batas yang diijinkan untuk seumur hidup dan lebih dari 300 menerima dosis yang cukup signifikan. Perkiraan kematian akibat kanker akibat penerimaan yang terakumulasi pada penduduk disekitar Fukushima mencapai rentang dari tidak ada sampai 100 dari 1000. Ketakutan radiasi ionisasi dapat menyebabkan dampak fisikologi yang panjang terhadap sejumlah besar penduduk di daerah yang terkontaminasi. 16 Desember pemerintah Jepang mendeklarasikan bahwa reactor sudah stabil Evaluasi Penerapan Management Kecelakaan dan Kaitan dengan Backward Method: Dalam rangka penerapan manajemen kecelakaan maka tindakan manajemen kecelakaan yang harus diambil adalah: (1) mempertahankan kendali reaktivitas, (2) meyakinkan kecukupan pengambilan panas yang dihasilkan pada teras reaktor, (3) mengurangi tekanan sistem pemindahan panas utama, (4) mempertahankan jumlah pendingin di sistem pemindahan panas primer, mengendalikan tekanan dan jumlah air di pembangkit uap (Steam Generator), (5) menjamin terisolasinya pengungkung, (6) mengendalikan tekanan dan suku pengungkung, (6) mengendalikan jumlah gas yang terjebak, (7) Mengendalikan pelepasan radioactive. Reaktor Fukshima pada umumnya telah menerapkan program Manajemen Kecelakaan yaitu dengan merestorasi pasokan daya eksternal atau mengadakan generator diesel untuk mencegah kehilangan daya total. Demikian juga membuat insersi manual batang kendali dan sitem injeksi air asam boric untuk mengatasi kegagalan scram; merstorasi sistem pemindahan
panas residu dan spray system manual, dan instalasi sistem venting containment vessel untuk mencegah gagal fungsi sistem pemindahan panas; dan HP-ECCS manual, RCIC, Automatic depressurization system (ADS), LP ECCS, dan injeksi air alternative. Namun kondisi kecelakaan yang beruntun yaitu gempa dan Tsunami membuat sistem manajemen kecelakaannya tidak berjalan sebagaimana mestinya. Data pelepasan bahan radioaktif yang diberikan memberi peluang untuk memvalidasi perhitungan runut kebelakang (backward method) kuat sumber yang berasal dari kecelakaan Fukushima. Data yang terdapat pada PLTN jenis BWR ini akan digunakan sebagai pembanding dalam estimasi sumber.
3.
PEMBAHASAN
Secara ringkas dapat dikatakan bahwa penyebab kejadian kecelakaan reaktor TMI, Chernobyl dan Fukushima jauh berbeda dimana kecelakaan TMI disebabkan oleh karena operator tidak menangani dengan benar kejadian yang relative sederhana sedangkan, kecelakaan reaktor Chernobyl disebabkan oleh Reaktor tidak cukup aman secara inherent sesuai dengan yang dipersyaratkan dalam regulasi US yang sudah dibuat pada 1960 dan diadopsi pada kebanyakan Negara, dan kecelakaan reaktor Fukushima disebabkan oleh Gempa dahsyat yang diikuti tsunami. Akar permasalahan pada kecelakaan reaktor TMI secara umum dapat dikatakan oleh kurangnya pemahaman tentang perilaku sistem reaktor pada kondisi transient. Sampai tahun 1979 penelitian di bdiang keselamatan difokuskan pada kecelakaan kehilangan pendingin dalam jumlah besar. Perilaku sirkuit primer PWR belum sepenuhnya dipelajari dan dipahami. Opeator tidak mendapatkan petunjuk untuk kejadian yang mereka temukan .[2]. Untuk reaktor Chernobyl akar permasalahannya dapat dikatakan sebagai kurangnya budaya keselamatan sehingga kurangnya perhatian terhadap keselamatan reaktor inherent dan keselamatan secara umum. Perancang sudah mengetahui penaikkan reaktivitas explosive dan hal ini sudah terlihat pada kejadian yang mendahuluinya. Operator tidak secara jelas mengingatkan akan bahaya. Operator tidak menanggapi secara serius warning yang ditulis oleh designer, tetapi mereka merespon perintah dari pusat control jaringan(grid control centre). Untuk reaktor Fukushima akar permasalahnnya dapat dikatakan sebagai kurangnya kecukupan regulasi. Kurangnya perhatian terhadap bahaya yang berasald ari tapak secara specific. Tsunami sudah dikenal dalam sejarah Jepang, Tsunami yang besar sudah tercatat sebanyak 3 kali pada tiap abad. Tsunami tidak dipakai sebagai basis rancangan Fukushima Tsunami sudah dimasukkan ke regulasi keselamatan nuklir sepuluh tahun yang lalu tetapi hanya modus proteksi saja yang ditekankan. Prosedur operasi kedaruratan dan Petunjuk Manajemen Kecelakaan parah gagal melindungi teras dan pengungkung yang diikuti kerusakan teras parah, ledakan besar hydrogen yang menyebabkan lepasnya bahan radioaktif.
4. KESIMPULAN Ketiga kecelakaan TMI-2, Chernobyl dan Fukushima memiliki perbedaaan yang antara lain diuraikan sebagai berikut: Kecelakaan TMI-2 menyebabkan hampir2/3 teras meleleh karena terjadinya kehilangan pendingin teras sama seperti yang terjadi pada kecelakaan Fukushima. Radionuklida yang terlepas oleh produk fisi terkungkung dalam pengungkung sehingga yang terlepas ke public sangat minor sekali. Skala tingkat kecelakaan TMI termasuk pada Skala 5. Kecelakaan Chernobyl merupakan kecelakaan berasal dari peledakan teras yang sedang dibongkar akibat kenaikan cepat daya reaksi fisi yang menyebabkan ledakan uap yang membongkar penutup reactor seberat 1000 ton. Lepasan radiasi yang paling serius berasal dari terbakarnya graphite yang digunakan sebagai selama 10 hari pertama. Produk fisi yang menguap dan memberi daya dorong yang lebih tinggi masuk ke atmosfir dan menyebar ke seluruh dunia. Chernobyl sendiri tidak mempunyai pengungkung (Containment) yang merupakan bagian utama dari suatu program manajemen kecelakaan. Akibatnya terjadi kontaminasi tanah yang paling serius dan gangguan paling serius terhadap kemanusiaan. Skala tingkat kecelakaan Chrnobyl termasuk pada Skala 7. Bahan bakar bekas yang tersimpan di unit4 reaktor Fukushima memang terbuka ke atmosfir akan tetapi tidak ada saya penggerak yang mendorongnya naik ke atmosfir seperti yang terjadi saat terbakarnya graphite pada TMI-2. Terbakarnya bahan bakar bekas tidak dapat dihindari namun produksi fisi yang dihasikannya tidak berarti apa-apa bila dibandingkan dengan skala Chernobyl. Kecelakaan Fukushima memang lebih parah dari TMI-2 tetapi jauh bila dibandingkan dengan Chernobyl. Dengan berhasil menjaga kondisi kolam stabil membuat kecelakaan Fukushima masih berada pada rentang dampak seperti yang terjadi pada TMI-2. Skala tingkat kecelakaan Fukushima termasuk pada Skala 5.
Daftar Pustaka [1] CANADIAN NUCLEAR SAFETY COMMISSION, Severe Accident Management Programs For Nuclear Reactors, Regulatory Guide G-306, 2006 [2] Gudiksen, P.H., Harvey, T.F., Lange, R., CHERNOBYL SOURCE TERM, ATMOSPHERIC DISPERSION, AND DOSE ESTIMATION, prepared for presentation at the SCOPEENUWAR Workshop, March 21-26,1988 in Moscow, USSR February 1988. [3] Medvedev, B., (June 1989). "JPRS Report: Soviet Union Economic Affairs Chernobyl Notebook". Novy Mir. Retrieved 27 March 2011. [4] Shapiro, A. Radiation injuries after the Chernobyl Accident: Management, Outcome, and lessons learned, presented at Armed Forces radiobiology Research Institute Scientific
Medical Efect of Ionizing Radiation Course, July 28-August http://www.usuhs.mil/afrri/outreach/pdf/sci-update-Shapiro-July08.pdf [5]
1,
2008.
WHO, Preliminary dose estimation from nuclear accident after 2011 Great Japan Earthquake and Tsunami, 2012
[7] Bannai T. Regarding the evaluation of the conditions on reactor cores of Units 1, 2 and 3 related to the accident at Fukushima Dai-ichi nuclear power station. Tokyo Electric Power Co. Inc. Tokyo, Nuclear and Industrial Safety Agency, 2011.
