STUDY OF ACR-1000 REACTOR SAFETY SYSTEM IN MITIGATING SEVERE ACCIDENT
Wibowo, Isna Hastuti R, Bambang T.W, Ahmad Syaukat
Pusat Kemitraan Teknologi Nuklir (PKTN) - BATAN
Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang 15310
ABSTRACT
STUDY OF ACR-1000 REACTOR SAFETY SYSTEM IN MITIGATING SEVERE ACCIDENT. The ACR-1000 reactor has coolant system which is separated from moderator system. The failure of the coolant system does not make the reactor core lose its cooling. With the fuel channels across the moderator tank, the moderator is able to cool the fuel elements at the failure of the core coolant system. ACR-1000 reactor safety system has several decay heat removal systems which prevent and mitigate severe accidents. Under severe accidents with its advanced system design feature ACR-1000 protects the environment from the radioactive materials by containing the molten fuel elements with calandria tank until nuclear emergency activity can be done.
Keywords: accident, safety, reactor, ACR-1000
ABSTRAK
STUDI SISTEM KESELAMATAN REAKTOR ACR-1000 DALAM PENANGGULANGAN KECELAKAAN PARAH. Reaktor ACR-1000 memiliki sistem pendingin yang terpisah dari sistem moderator. Kegagalan sistem pendingin teras reaktor tidak menyebabkan teras reaktor kehilangan pendinginan. Dengan desain kanal elemen bakar melalui tangki moderator maka pada saat terjadi kegagalan sistem pendingin, moderator dapat mendinginkan elemen bakar. Sistem keselamatan reaktor ACR-1000 memiliki berbagai penyerap panas darurat yang dapat mencegah atau mengurangi dampak dari kecelakaan parah. Pada kecelakaan parah, reaktor ACR-1000 tetap melindungi lingkungan dari bahaya zat radioaktif dengan desain sistemnya yang mampu mewadahi lelehan elemen bakar di dalam tangki Calandria sampai dapat dilakukannya manajemen darurat nuklir.
Kata kunci: kecelakaan, keselamatan, reaktor, ACR-1000
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir III, 2010
1. PENDAHULUAN
AECL (Atomic Energy of Canada Limited) sedang mengembangkan reaktor CANDU Maju (Advanced CANDU Reactor, ACR-1000) yang dinilai sebagai suatu desain yang evolusioner dengan mengkombinasikan teknologi air berat dan air ringan. Reaktor ACR-1000 merupakan pengembangan dari desain reaktor CANDU yang telah terbukti keandalannya.
Salah satu inovasi reaktor ACR-1000 yang dikembangkan dari desain reaktor CANDU sebelumnya adalah pada air ringan yang digunakan. Pada reaktor ACR-1000, air berat digunakan sebagai moderator dan air ringan digunakan sebagai pendingin. Sedangkan pada reaktor CANDU terdahulu air berat digunakan baik sebagai moderator maupun sebagai pendingin.
Reaktor ACR-1000 mempunyai beberapa kelebihan dibandingkan reaktor CANDU 9. Reaktor ini, mempunyai daya yang lebih besar dengan ukuran teras yang relatif sama. Selain itu ACR-1000 memiliki sistem pendinginan pasif untuk meningkatkan unjuk kerja keselamatan dalam hal terjadinya kecelakaan. Juga ACR-1000 memiliki bundle elemen bakar jenis Canflex yang terdiri dari 43 elemen batang bakar dengan pengayaan uranium 235 sekitar 2 % [1,2].
Karakteristik reaktor ACR-1000 pada kecelakaan parah tidak hanya ditentukan oleh ciri melekat pada desain fisika dan sistem tetapi juga oleh pendekatan keselamatan dan lisensi yang diterapkan oleh Badan Perijinan Nuklir Kanada (Canadian Nuclear Safety Commission / CNSC). CNSC ini sebelumnya dikenal dengan AECB (Atomic Energy of Control Board). Semenjak kecelakaan reaktor di Chernobyl pada tahun 1986 dan meningkatnya tuntutan untuk menghindari kecelakaan parah, Kanada mengambil langkah untuk mrningkatkan keselamatan reaktor nuklir. Sejalan dengan anjuran Badan Tenaga Atom Internasional (International Atomic Energy Agency/IAEA), Kanada menyusun pendekatan lisensi yang meninjau berbagai skenario kecelakaan parah dan membatasi dampaknya.
Untuk menjamin kemungkinan yang sangat kecil terjadinya kecelakaan parah, Kanada memakai filosofi pemisahan sistem proses dari sistem keselamatan. AECL melakukan pengembangan sistem keselamatan reaktor ACR-1000 baik dari segi keandalan desain maupun kemampuan untuk mewadahi pelelehan elemen bakar dalam kecelakaan parah.
Pada makalah ini dilakukan pengkajian sistem keselamatan ACR-1000 dalam kecelakaan parah dengan menganalisis kinerja sistem keselamatan ACR-1000 pada kecelakaan yang paling mungkin menimbulkan pelelehan teras reaktor yaitu kecelakaan yang melibatkan kehilangan pendingin teras sekaligus kehilangan moderator.
2. SISTEM KESELAMATAN REAKTOR ACR-1000
Pengkajian keselamatan reaktor ACR-1000 dilaksanakan berdasarkan kriteria keselamatan baik dari IAEA maupun CNSC. IAEA menyadari pentingnya keselamatan nuklir dan mempromosikan peningkatan keselamatan industri nuklir. Revisi panduan keselamatan nuklir yang dilakukan IAEA pada tahun 1986 mengakomodasi masukanmasukan dari peristiwa Chernobyl. Panduan ini memberikan suatu penyelesaian bagaimana fenomena kecelakaan parah pada reaktor nuklir ditangani mulai saat perancangan sampai saat setelah kecelakaan. IAEA menyatakan bahwa dari sudut pandang keselamatan sangat tepat untuk mambahas kecelakaan parah sekurang-kurangnya dalam cara yang terbatas.
Pembahasan tidak harus melibatkan aplikasi keteknikan yang konservatif dalam menentukan basis desain tetapi perlu berdasarkan atas suatu analisis yang realistik. IAEA memandang penting adanya : identifikasi rangkaian kejadian penting pada kecelakaan parah, identifikasi kemampuan reaktor beroperasi serta pemakaian sistem darurat untuk mengendalikan kecelakaan serta mengurangi dampaknya, evaluasi perubahan desain untuk mengurangi kemungkinan terjadinya kecelakaan dan penentuan prosedur manajemen kecelakaan.
Sesuai dengan anjuran IAEA dalam perancangan sistem atau fasilitas nuklir, AECL menerapkan konsep pertahanan berlapis. Semua aktivitas keselamatan, organisasi ataupun sistem peralatan memiliki provisi berlapis sehingga jika satu kegagalan terjadi maka dapat dikompensasi atau dikoreksi tanpa memberikan dampak yang berarti. Pengkajian keselamatan nuklir berarti juga menilai apakah sistem reaktor nuklir merupakan lapisan provisi dengan pengungkungan berlapis yang mampu mewadahi zat radioaktif supaya tidak menyebar ke lingkungan. Makalah ini membahas sistem keselamatan ACR-1000 berdasar persyaratan keselamatan nuklir dari IAEA (seperti standar keselamatan dan persyaratan keselamatan nuklir) serta kriteria desain dari CNSC. Secara khusus dasar penilaian menyangkut strategi pertahanan berlapis, proteksi radiasi, fungsi keselamatan, basis desain, keandalan sistem dan kecelakaan parah. Desain dan manajemen kecelakaan ACR-1000 ini dilaksanakan untuk kecelakaan parah khas reaktor ACR-1000 yaitu kecelakaan yang melibatkan kehilangan pendinginan dan moderasi teras reaktor.
ANALISIS TRITIUM DI UDARA LINGKUNGAN SEKITAR REAKTOR TRIGA 2000 PTNBR BATAN BANDUNG
Putu Sukmabuana, Poppy Intan Tjahaja, Neneng Nur Aisyah
PTNBR, BATAN
ABSTRACT
ANALYSIS OF ENVIRONMENTAL ATMOSPHERIC TRITIUM IN THE VICINITY OF TRIGA 2000 REACTOR, PTNBR BATAN BANDUNG. The operation of nuclear reactor, normally, produce several radionuclides probably releases to the environment, the one is tritium. Tritium is released to the environment as water vapor (HTO), and if entering human body it will be distributed and bounded to the body tissues, finally can cause DNA structure damages. For worker and environmental safety in the reactor site, the tritium presence in the reactor as a source point and in the environment should be observed. In this research tritium concentration in reactor tank, bulk shielding, reactor hall, and environment were measured. Water samples of reactor tank and bulk shielding were taken and directly measured using liquid scintillation counter (LSC). The air samples of reactor hall and environment were carried out using active sampler. The air was sucked using air pump and flow to the 2 trapping tubes filled with aquadest. The aquadest on the tubes were measured using LSC. From LSC measurement the tritium concentrations in reactor tank, bulk shielding, and reactor atmosphere, were obtained to be 8.236 � 0.677 kBq/L, 18,612 � 9.590 kBq/L, dan 1.704 � 0.046 Bq/L air, whereas the tritium concentration in the environmental atmosphere were between 0.139 and 2.102 Bq/L air according to sampling locations. Reffering to the SK No. 02/Ka-BAPETEN/V-99 about Environmental Radioactivity Level, the tritium concentration in environmental atmosphere is under the limit of tritium concentration on environmental air, i.e. 7 Bq/L. The existence of tritium in the environment is natural contribution since the tritium concentration in reactor hall is relatively low.
Key words : Tritium, reactor, reactor-tank water, reactor hall air, environmental atmosphere
Prosiding Seminar Nasional ke-15 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir ISSN : 0854 � 2910 Surakarta, 17 Oktober 2009
ABSTRAK
ANALISIS TRITIUM DI UDARA LINGKUNGAN SEKITAR REAKTOR TRIGA 2000 PTNBR BATAN BANDUNG. Pengoperasian reaktor nuklir pada kondisi normal menghasilkan beberapa radionuklida yang mempunyai potensi lepas ke lingkungan, salah satunya adalah tritium. Tritium dapat terlepas ke lingkungan dalam bentuk uap air (HTO), sehingga bila masuk ke tubuh manusia akan menyebar ke seluruh jaringan dan dapat terikat dalam jaringan tubuh, dan akhirnya dapat menimbulkan kerusakan pada struktur DNA. Untuk tujuan keselamatan pekerja serta lingkungan sekitar instalasi reaktor, maka keberadaan tritium di reaktor sebagai sumber potensi lepasan dan udara lingkungan reaktor perlu dipantau. Pada penelitian ini dilakukan pengukuran konsentrasi tritium di dalam air tangki reaktor, bulk shielding, udara ruang reaktor dan udara lingkungan sekitar reaktor. Pengambilan sampel udara di ruang reaktor dan lingkungan dilakukan dengan metode pencuplik aktif, yaitu udara dihisap oleh pompa serta dialirkan ke dalam tabung yang berisi akuades. Akuades di tabung diukur aktivitas tritiumnya dengan liquid scintillation counter (LSC). Sampel air tangki reaktor dan air dari bulk shielding diukur kandungan tritiumnya secara langsung menggunakan LSC. Dari hasil pengukuran didapat konsentrasi tritium dalam air tangki reaktor, bulk shielding dan udara ruang reaktor masing-masing sebesar 8,236 � 0,677 kBq/L, 18,612 � 9,590 kBq/L, dan 1,704 � 0,046 Bq/L udara. Konsentrasi tritium dalam udara lingkungan berkisar antara 0,139 sampai 2,102 Bq/L udara, dan masih di bawah nilai baku mutu konsentrasi tritium di udara lingkungan berdasarkan SK No. 02/Ka-BAPETEN/V-99 tentang �Baku Mutu Tingkat Radioaktivitas Lingkungan�, yaitu 7 Bq/L. Keberadaan tritium di lingkungan dapat diindikasikan berasal dari alam bukan berasal dari ruang reaktor karena konsentrasi tritium di ruang reaktor relatif rendah.
Kata kunci : Tritium, reaktor, air tangki reaktor, udara ruang reaktor, udara lingkungan
1. PENDAHULUAN
Secara kimia, tritium adalah atom sederhana yang tersusun dari dua neutron dan satu proton. Dengan struktur inti atom yang demikian itulah, menyebabkan atom itu bersifat radioaktif. Tritium adalah pemancar partikel �, dengan energi maksimum 18 KeV, energi rata-rata 5,7 KeV dan mempunyai waktu paruh 12,3 tahun [1]. Karena energi tritium relatif rendah maka daya tembusnyapun rendah. Walaupun demikian, keberadaannya di lingkungan tidak bisa diabaikan begitu saja. Tritium dapat berada di lingkungan secara alamiah sebagai akibat adanya interaksi antara sinar kosmis dan partikel-partikel yang ada di atmosfir (kosmogenik). Di samping itu, tritium juga dapat berada di lingkungan karena hasil kegiatan manusia, misalnya: percobaan senjata nuklir, operasi reaktor nuklir dalam keadaan normal maupun saat terjadi kecelakaan. Pada kondisi normal operasi reaktor nuklir dapat melepaskan tritium ke lingkungan dalam bentuk uap air (HTO) [1].
Di lingkungan, tritium mengikuti siklus air, yaitu tritium dalam bentuk uap air terdeposisi ke permukaan tanah atau sistem perairan, dan seterusnya masuk ke dalam biota (tanaman, hewan) dan manusia [2]. Karena mempunyai sifat yang sama dengan hidrogen, maka bila masuk ke dalam tubuh manusia akan menyebar ke seluruh jaringan tubuh, dan dapat terikat dengan baik pada jaringan tubuh. Dengan berlalunya waktu, partikel-partikel � yang dipancarkan oleh atom tritium akan berinteraksi dengan sel-sel di dalam tubuh, dan mengakibatkan kerusakan DNA [3, 4].
Karena partikel � adalah sama dengan elektron, maka mempunyai sifat seperti ion negatif dan disebut juga sebagai radiasi pengion. Oleh karena itu, tritium di dalam jaringan tubuh manusia dapat mengubah molekul-molekul yang terkandung di sel-sel tubuh manusia menjadi molekul yang bermuatan atau ion. Bila hal itu terjadi, maka rusaklah jaringan tubuh manusia dan inilah yang dimaksud dengan bahaya radiasi pengion.
Berbeda dengan di luar negeri, di Indonesia terlepasnya tritium dari pengoperasian reaktor nuklir masih kurang mendapat perhatian yang memadai. Hal itu mungkin disebabkan oleh energi yang dipancarkan relatif rendah dan toksisitasnya yang tidak terlihat dalam jangka waktu pendek. Tapi perlu diingat bahwa tritium adalah isotop hidrogen yang mana merupakan salah satu unsur pembangun tubuh yang utama, sehingga bila masuk ke dalam tubuh baik melalui pernafasan, pencernaan maupun melalui penyerapan oleh kulit, maka dengan cepat akan tersebar ke seluruh jaringan tubuh, misalnya cairan intraselluler dan ekstraseluler, dan akhirnya merusak DNA [3].
Untuk tujuan keselamatan pekerja serta lingkungan sekitar tapak dilakukan analisis lingkungan terhadap keberadaan tritium di reaktor TRIGA 2000, PTNBR BATAN Bandung, mulai dari sumber potensi cemaran sampai ke lingkungan dalam tapak reaktor. Analisis dilakukan dengan mengukur konsentrasi air tangki reaktor dan bulk shielding sebagai sumber cemaran, udara ruang reaktor, serta udara sekitar reaktor dalam tapak. Dari hasil analisis diharapkan dapat diketahui apakah ada kontribusi pengoperasian reaktor TRIGA 2000 terhadap konsentrasi tritium di lingkungan.
