Analisa Kecelakaan Reaktor BWR Fukushima
Riwayat Kejadian (file excel)
Fukushima-Daiichi-1 mempunyai kapasitas 460 MWe, dan Fukushima-Daiichi-3 mempunyai kapasitas 784 MWe. Jika reaktor sejenis di bangun di Semenanjung Muria dengan asumsi operasi normal maka penduduk setempat dalam radius > 3 km akan memperoleh dosis radiasi 0,03 µSv/tahun sampai dengan 0,42 µSv/tahun. Faktanya di daerah Fukushima untuk radius yang sama memperoleh dosis radiasi sekitar 0.07 µSv/tahun.
Jika dilihat dari pemberitaan dosis yang terukur adalah 1014 µSv/jam atau sekitar 1000 kali dari dosis normal, kemungkinan masih dalam pelepasan kondisi normal dengan tambahan aktivitas dari terikutnya produk fisi di teras+sistem pendingin+containment bersama dengan gas Hidrogen yang sengaja , karena faktor filterisasi adalah 10-100 kali (karena roof sudah meledak, maka yang dari containment langsung ke luar ke lingkungan). Dari dosis yang terpantau, kemungkinan kecil adanya bahan bakar yang meleleh.
Dari perhitungan pesimistik dengan adanya 50 % melt down teras PLTN dengan kapasitas 1000MWe,untuk kondisi parah dosis diperkirakan 4,48E-03 Sv/tahun (radius 0,8 km untuk pekerja radiasi batasannya 20 mSv/tahun): 1,14E-03 Sv/tahun (radius 3 km untuk masyarakat terbatas, batasannya 1-5 mSv/tahun); 6,53E-04 Sv/tahun (radius 5 km untuk masyarakat umum, batasannya 1-5 mSv/tahun ) : 4,21E-05 Sv/tahun (radius 10 km untuk masyarakat,batasannya 1-5 mSv/tahun)dan 1,33E-05 Sv/tahun (radius 20 km untuk masyarakat,batasannya 1-5 mSv/tahun). Jika penerimaan dosis radiasi di masyarakat mengalami peningkatan sekitar 105 dari dosis yang diterima pada operasi normal, maka perlu diselidiki kemungkinan adanya kegagalan/kebocoran teras atau bahan bakar.
Dosis yang diterima masyarakat dipengaruhi oleh: suku sumber operasi rutin reaktor BWR, kondisi meteorologi daerah tapak (kecepatan angin, stabilitas cuaca, dan arah angin), produksi dan konsumsi pertanian-peternakan, dan kerapatan penduduk di daerah tapak Perhitungan dosis individu efektif berdasarkan definisi yang disediakan pada ICRP-60, dan koefisien dari ICRP-72. Data output perhitungan adalah dosis individu efektif yang diterima masyarakat berdasarkan jenis nuklida dan alur paparan. Daerah estimasi dibagi menjadi 16 arah angin dengan radius sampai 10 km dari reaktor, dengan daerah zona populasi rendah (Low Population Zone) untuk jarak radius ≥1 km dari reaktor.
Untuk kondisi release normal maupun accident adanya produk fisi yang release (Cs-137, I-131, H-3) dikarenakan adanya asumsi nuklida dari bahan bakar di teras yang lolos, hanya jumlah dan aktivitasnya yang jauh berbeda. Jika normal asumsi produk fisi yang lolos dari teras ke sistem pendingin hanya 0,1 %-0,2 %, tetapi jika terjadi accident produk fissi yang lolos ke sistem pendingin bisa mencapai 10-100%.
Release pada kondisi normal dengan asumsi Radionuklida hasil fisi berasal dari bahan bakar di teras yang diasumsikan melalui lubang halus pada cladding bahan bakar. Lubang halus pada cladding dimungkinkan bisa terjadi jika bahan bakar ter-irradiasi berada di dalam teras lebih dari tiga tahun. Berdasarkan manajemen bahan bakar, pergantian bahan bakar di dalam teras dapat dilakukan setiap tahun dengan jumlah seper-tiga atau seper-empat dari jumlah bahan bakar yang ada. Jadi pada waktu tahun ke-3 atau lebih akan ada seper-tiga atau seper-empat dari total bahan bakar teras sudah ter-irradiasi selama tiga tahun atau lebih. Berdasarkan asumsi ini maka akan ada sejumlah kecil radionuklida lolos lewat lubang halus di cladding ke sistem pendingin. Jumlah radionuklida yang lolos ke luar dari cladding bisa mencapai 0,1-0,2 % dari total radionuklida yang ada di dalam bahan bakar teras. Selain karena adanya radionuklida hasil fisi yang ke luar dari lubang halus di cladding, radionuklida hasil fisi bisa juga terbentuk dari kontaminan uranium yang terdapat pada permukaan cladding, walaupun dalam jumlah yang sangat kecil. Besarnya aktivitas radionuklida hasil fisi dari proses ini tergantung pada besarnya kontaminan uranium yang menempel pada permukaan bahan bakar dan jumlah bahan bakar yang digunakan pada konfigurasi teras. Kontaminan maksimum yang diijinkan adalah 10µg per batang bahan bakar.
Tabel 1. Radionuklida hasil fissi di dalam teras dan pendingin reaktor BWR
No | Nuklida | Aktivitas (Bq) Teras BWR | Aktivitas (Bq) Pendingin BWR kondisi normal |
Gas Mulia | |||
1 | Kr-85 | 1,36 x 1015 | 1,36 x 1012 |
2 | Kr-85M | 3,64 x 1018 | 3,64 x 1014 |
3 | Kr-88 | 1,24 x 1018 | 1,24 x 1015 |
4 | Xe-133 | 4,83 x 1018 | 4,83 x 1014 |
5 | Xe-135 | 0,86 x 1018 | 0,86 x 1014 |
Bahan Volatile | |||
6 | I-131 | 1,43 x 1014 | 0,74 x 1010 |
7 | I-133 | 3,62 x 1014 | 1,81 x 1011 |
8 | Cs-134 | 2,68 x 1013 | 1.34 x 1008 |
9 | Cs-137 | 5,14 x 1013 | 2.52 x 1008 |
Lainnya | |||
10 | Sr-90 | 1,20 x 1013 | 2,20 x 1008 |
11 | Ru-106 | - | - |
12 | Ba-140 | 3,84 x 1013 | 1,97 x 1010 |
13 | Te-132 | 4.12 x 1014 | 2.06 x 1010 |
Tanya-Jawab:
Dr. Alexander Agung (UGM):
Sy ingin tanya tentang paparan radiasi yang ditulis di File no.3. Asumsi pesimistik 50% core meltdown. Bagaimana dengan containment? Apakah diasumsikan masih utuh? Juga apakah BATAN melakukan simulasi juga meltdown di spent fuel pool? Tampaknya source terbesar dari situ, kalau spent fuel meltdown sementara atap di secondary containment sudah jebol
(seperti di unit 1, 3 dan 4). Matur nuwun.
Dr. Pande Made Udiyani (BATAN):
Dari data paparan yang muncul di sekitar reaktor Fukushima (Unit 1,3,4), yang mana paparan berkisar antara 100 microSv/jam sampai 400 mSv/jam.
Dari paparan ini kemudian dihitung mundur paparan tsb berasal darimana?
Sudah pasti paparan itu adalah dari produk fisi (walaupun tdk ada kecelakaan, asumsi produk fisi yang keluar berasal dari asumsi adanya kontaminan pengotor uranium dari permukaan bahan bakar karena keterbatasan fabrikasi, serta asumsi adanya porositas cladding jika bahan bakar lebih dari 3 tahun teriradiasi. tetapi jumlahnya hanya 0,1-0,2 % dari keseluruhan inventori bahan bakar). Dari hasil simulasi saya, paparan yang sekarang terjadi berasal dari produk fisi yang setara dengan 1-10 % inventori 1 reaktor unit 2 dengan kapasitas 760 MWe (beberapa ahli dan IAEA bahkan sudah memperkirakan sekitar 3-5 % core damage), dengan asumsi containment dan safety feature lainnya tidak bekerja. Bisa saja jika kita asumsikan dengan berbagai skenario, misalnya adanya sumbangan dari spent fuel atau reaktor lainnya, jika itu kita ambil, maka sudang barang tentu core damaged menjadi lebih kecil atau bisa tidak terjadi core damage. Semuanya itu tergantung asumsi kita berdasarkan paparan yang sudah terjadi.
Dr. Alexander Agung (UGM):
Terima kasih bu Made atas penjelasannya.
Dari penjelasan ibu, saya tuliskan pemahaman saya di poin-poin di bawah ini, mohon dikoreksi apabila keliru.
* Perhitungan maju (source-based), asumsi 50% meltdown, daya 1000
MWe. Hasil perhitungan adalah dosis 4,48 mSv/tahun. (ini
pertanyaan saya kemarin, apakah containment primer (termasuk wet
well/suppression pool) dan containment sekunder utuh atau rusak).
* Perhitungan mundur (sink-based) berdasar paparan 100 uSv/jam (876
mSv/tahun) s.d. 400 mSv/jam (3504 Sv/tahun), daya 760 MWe. Hasil
perhitungan adalah release maksimum 10% produk fisi (setara core
damage berapa %). Di sini diasumsikan primary dan secondary
containment rusak. Spent fuel damage tidak diikutkan dlm perhitungan.
Apakah benar pemahaman saya tersebut bu? Terima kasih.
Dari penjelasan ibu, saya tuliskan pemahaman saya di poin-poin di bawah ini, mohon dikoreksi apabila keliru.
* Perhitungan maju (source-based), asumsi 50% meltdown, daya 1000
MWe. Hasil perhitungan adalah dosis 4,48 mSv/tahun. (ini
pertanyaan saya kemarin, apakah containment primer (termasuk wet
well/suppression pool) dan containment sekunder utuh atau rusak).
* Perhitungan mundur (sink-based) berdasar paparan 100 uSv/jam (876
mSv/tahun) s.d. 400 mSv/jam (3504 Sv/tahun), daya 760 MWe. Hasil
perhitungan adalah release maksimum 10% produk fisi (setara core
damage berapa %). Di sini diasumsikan primary dan secondary
containment rusak. Spent fuel damage tidak diikutkan dlm perhitungan.
Apakah benar pemahaman saya tersebut bu? Terima kasih.
Dr. Pande Made Udiyani (BATAN):
* point 1. asumsi core damaged 50% (severe accident, tetapi semua sistem keselamatan bekerja, ECCs masih berfungsi,containment tidak rusak, sistem filterisasi seperti sistem spray masih berfungsi) sehingga release masih terkendali
* point 2. release yang mengakibatkan paparan sebesar 400mSV/jam setara dengan nilai maksimum 10 % inventori teras (core damage 10 %), dan ini tanpa penghalang release ke lingkungan (karena dengan kejadian seperti ini kemungkinan ada kerusakan dg containment baik primer maupun sekunder).
Jika asumsi spent fuel disertakan, artinya core damage di satu reaktor tsb pasti berkurang.
NB. Sistem penghalang dan safety fiture sangat berperan dalam hal release radionuclide ke lingkungan. Beberapa ahli JAIF dan negara lain mengasumsikan bahwa core damage sudah terjadi 30-70 %.Tetapi dengan asumsi penghalang masih berfungsi sehingga yang release ke lingkungan tetap. Semuanya tergantung dari sudut mana melihatnya. apa dari optimisme terhadap core atau sistem safety. jika optimis terhadap core dan containment rusak, maka terhitung core damaged kecil. Jika optimis terhadap sistim containment masih utuh, maka core damage besar. Untuk saat ini karena belum ada laporan lengkap, ya semua asumsi tsbt bisa diterima, hanya mungkin membingungkan orang awam dengan angka yang beraneka. Tapi untuk para ilmuwan mestinya sudah bisa menafsirkan data yang ada.
* point 2. release yang mengakibatkan paparan sebesar 400mSV/jam setara dengan nilai maksimum 10 % inventori teras (core damage 10 %), dan ini tanpa penghalang release ke lingkungan (karena dengan kejadian seperti ini kemungkinan ada kerusakan dg containment baik primer maupun sekunder).
Jika asumsi spent fuel disertakan, artinya core damage di satu reaktor tsb pasti berkurang.
NB. Sistem penghalang dan safety fiture sangat berperan dalam hal release radionuclide ke lingkungan. Beberapa ahli JAIF dan negara lain mengasumsikan bahwa core damage sudah terjadi 30-70 %.Tetapi dengan asumsi penghalang masih berfungsi sehingga yang release ke lingkungan tetap. Semuanya tergantung dari sudut mana melihatnya. apa dari optimisme terhadap core atau sistem safety. jika optimis terhadap core dan containment rusak, maka terhitung core damaged kecil. Jika optimis terhadap sistim containment masih utuh, maka core damage besar. Untuk saat ini karena belum ada laporan lengkap, ya semua asumsi tsbt bisa diterima, hanya mungkin membingungkan orang awam dengan angka yang beraneka. Tapi untuk para ilmuwan mestinya sudah bisa menafsirkan data yang ada.
Sumber : Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, Gd. 80 Kawasan Puspiptek Serpong Tangerang
Tidak ada komentar:
Posting Komentar