KOMPARASI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR LEU DAN MOX TERHADAP AKTIVITAS DAN KONSEKUENSI RADIASI LB-LOCA

KOMPARASI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR LEU DAN MOX TERHADAP AKTIVITAS DAN KONSEKUENSI RADIASI LB-LOCA. Penggunaan bahan bakar uranium pengkayaan rendah LEU atau MOX pada reaktor daya akan menghasilkan lepasan radionuklida ke lingkungan selama pengoperasiannya. Pemilihan bahan bakar MOX sebagai bahan bakar reaktor daya mempunyai keuntungan derajat bakar  yang tinggi dan keuntungan ekonomi. Untuk mengetahui aktivitas dan konsekuensi radiasi dari penggunaan MOX  atau LEU di reaktor daya maka dapat dilakukan   komparasi dari ke dua jenis bahan bakar tersebut.  Komparasi dilakukan untuk  teras yang seluruh bahan bakarnya menggunakan LEU dan MOX dengan kondisi postulasi kecelakaan yang sama. Analisis dilakukan  pada PWR 1000 MWe dengan postulasi kecelakaan LB-LOCA dan disimulasikan pada tapak Ujung Watu, menggunakan modul ATMOS, LATDAS dan LATRISK dari PC-Cosyma. Dari hasil komparasi diperoleh bahwa penggunaan bahan bakar MOX akan  meningkatkan aktivitas radiasi atmosfer dan deposisi permukaan terutama untuk nuklida dari logam alkali (Cs), Halogen (I), dan aktinida (Pu). Penggunaan bahan bakar MOX akan meningkatkan penerimaan dosis radiasi jangka pendek 13 kali, dosis jangka panjang 18 kali, dan 19 kali penerimaan fatal cancer risk total. Kata kunci: LEU, MOX, LB-LOCA, aktivitas radiasi. ABSTRACT COMPARISON OF USING LEU AND MOX FUEL FOR LB-LOCA RADIATION CONSEQUENCES AND RADIATION ACTIVITY. The use of low enrichment uranium (LEU) fuel or MOX fuel in power reactor will produce radionuclides release into the environment during operation. Selection of MOX fuel as a fuel for power reactor has the advantage of  high burnup and economic benefits. The activity and radiation consequences resulted from the use of MOX or LEU fuel in power reactor can be determined by comparing the values resulted from the two fuel types. Comparison is done for  a reactor core entirely loaded with LEU or MOX type with similar LB-LOCA postulation condition. In this research, the analysis takes a case of  a PWR of  1000 MWe  with postulation condition of LB-LOCA (Large Break-Lost of Coolant Accident) and is simulated to Ujung Watu site. The analysis uses ATMOS, LATDAS dan LATRISK modules from PC-Cosyma. The comparison analysis shows that the use of MOX fuel will increase radiation activity of the atmosphere and surface deposition, especially for nuclides of alkali metal (Cs), Halogen (I) and  actinide (Pu). The use of MOX fuel will increase short-term  dose of 13 times,long-term dose of 18 times, and total fatal cancer risk of 19 times of those values resulted from the use of LEU fuel. Key words: LEU, MOX, LBLOCA, radiation activity

KARAKTERISASI RADIONUKLIDA PADA TIAP SUB-SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA BERBAHAN BAKAR MOX

Pengganti Bahan bakar UO2, yang tergolong uranium pengkayaan rendah, adalah bahan bakar MOX yang mempunyai pengkayaan yang lebih tinggi. Bahan bakar MOX mempunyai kandungan plutonium dan nuklida dari golongan aktinida yang lebih tinggi dibandingkan bahan bakar UO2, yang akan menghasilkan karakteristik radionuklida yang berbeda untuk setiap sub-sistem reaktor daya. Analisis radionuklida untuk setiap sub-sistem keselamatan pada reaktor daya berbahan bakar MOX dilakukan untuk mengetahui karakteristik radionuklida khususnya plutonium dan aktinida yang akan menimbulkan dampak radiasi dari lepasan radionuklida tersebut. Analisis dilakukan dengan cara menghitung dan mengamati radionuklida untuk setiap sub-sistem keselamatan pada operasi normal dan kecelakaan (small LOCA, large LOCA, severe accident) untuk reaktor PWR berkapasitas 1000 MWe. Disimpulkan bahwa penggunaan bahan bakar MOX dapat menambah konsekuensi radiologis ke lingkungan dan masyarakat, terutama karena inventori yang lebih besar termasuk dari radionuklida transuranic dan dari golongan aktinida, antara lain: Pu-239, Am-241, Cm-242, Pu-240, Pu-241 dan Pu-242.Kata kunci: karakteristik nuklida, reaktor daya, bahan bakar, MOX Substitute UO2 fuel that low enrichment of uranium is that MOX fuel has a higher enrichment. MOX fuel has a content of plutonium and actinide nuclides a higher than UO2 fuel, which will produce different characteristics of radionuclides for each sub-system of power reactors. Analyzis of radionuclide for each safety sub-system at MOX power reactor aims to determine the characteristics of radionuclides, especially plutonium and actinides consequences. Analyzis has done by calculating and observing the radionuclide for each safety sub-system in normal operation and accident (small LOCA, large LOCA, and severe accident) on PWR-1000 reactors. It can concluded that the use of MOX fuel can add to the radiological consequences to the environment and public, mainly because a larger inventory of radionuclides, including transuranic radionuclides and the actinide group, among others: Pu-239, Am-241, Cm-242, Pu-240, Pu -241 and Pu-242. Keywords : nuclide characteristic, power reactor, fuel, MO

PERHITUNGAN PARAMETER DEPOSISI LEPASAN PRODUK FISI DI PERMUKAAN TANAH TAPAK PLTN

ABSTRAK PERHITUNGAN PARAMETER DEPOSISI LEPASAN PRODUK FISI DI PERMUKAAN TANAH TAPAK PLTN. Deposisi adalah satu parameter  penting yang digunakan untuk kajian konsekuensi radiasi, terutama untuk menentukan aktivitas deposisi produk fisi di permukaan tanah. Aktivitas deposisi diperlukan untuk menentukan penerimaan dosis radiasi dari paparan permukaan dari groundshine dan ingestion. Tujuan penelitian adalah mengetahui parameter deposisi produk fisi dari kecelakaan AP-1000 di permukaan tanah tapak PLTN. Tapak yang disimulasikan adalah Tapak Ujung Watu, Bojonegara, dan Bangka. Selain itu untuk mendapatkan faktor-faktor yang mempengaruhi parameter deposisi. Metode perhitungan menggunakan Modul deposisition Concern dari PC Cosyma, dengan input data: source term dengan skenario kecelakaan AP-1000, data meteorologi dan kontur  tapak. Hasil penelitian menunjukkan bahwa parameter deposisi untuk tapak Bangka lebih besar dibandingkan tapak lainnya. Parameter deposisi dipengaruhi oleh kondisi meteorologi seperti stabilitas cuaca, kecepatan angin, dan curah hujan. Selain itu dipengaruhi juga oleh kekasaran permukaan kontur tapak, ketinggian lepasan produk fisi di atmosfir dan jarak  dari reaktor. Parameter deposisi tidak dipengaruhi oleh besarnya source term, tetapi dipengaruhi oleh jenis dan sifat radionuklida produk fisi Kata kunci: Deposisi, produk fisi, tanah, tapak, PLTN ABSTRACT THE CALCULATION OF DEPOSITION PARAMETER FOR FISSION PRODUCT IN SURFACE SOIL OF NPP SITE. Deposition parameter is one of the important parameters for the consequences of radiation. Primarily to determine the activity of fission product deposition on the ground surface. Deposition activity is needed to determine the radiation dose acceptance of surface exposure and ingestion of groundshine. The purpose of this study was to determine the parameters of the fission product deposition of AP-1000 accident in the NPP ground surface. The simulation has done at site of Ujung Watu, Bojonegara, and Bangka. This study is also to obtain the factors that affect the deposition parameters. Calculation method is to use a module deposisition Concern of Pc Cosyma with input data: the source term of AP-1000 accident scenario, meteorological data and the roughnes contour of site. The results showed that the deposition parameters for the Bangka is bigger than the other site. Deposition parameters are influenced by meteorological conditions such as: the weather stability, wind speed and precipitation, also by the surface roughness of site contour, height fission product releases in the atmosphere and the distance from the reactor. Deposition parameters are not affected by the magnitude of the source term, but  influenced by the type and nature of fission product radionuclides. Keywords: Deposition, fission product, soil, site, NP

KARAKTERISASI RADIONUKLIDA PADA TIAP SUB-SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA BERBAHAN BAKAR MOX

Pengganti Bahan bakar UO2, yang tergolong uranium pengkayaan rendah, adalah bahan bakar MOX yang mempunyai pengkayaan yang lebih tinggi. Bahan bakar MOX mempunyai kandungan plutonium dan nuklida dari golongan aktinida yang lebih tinggi dibandingkan bahan bakar UO2, yang akan menghasilkan karakteristik radionuklida yang berbeda untuk setiap sub-sistem reaktor daya. Analisis radionuklida untuk setiap sub-sistem keselamatan pada reaktor daya berbahan bakar MOX dilakukan untuk mengetahui karakteristik radionuklida khususnya plutonium dan aktinida yang akan menimbulkan dampak radiasi dari lepasan radionuklida tersebut. Analisis dilakukan dengan cara menghitung dan mengamati radionuklida untuk setiap sub-sistem keselamatan pada operasi normal dan kecelakaan (small LOCA, large LOCA, severe accident) untuk reaktor PWR berkapasitas 1000 MWe. Disimpulkan bahwa penggunaan bahan bakar MOX dapat menambah konsekuensi radiologis ke lingkungan dan masyarakat, terutama karena inventori yang lebih besar termasuk dari radionuklida transuranic dan dari golongan aktinida, antara lain: Pu-239, Am-241, Cm-242, Pu-240, Pu-241 dan Pu-242.Kata kunci: karakteristik nuklida, reaktor daya, bahan bakar, MOX Substitute UO2 fuel that low enrichment of uranium is that MOX fuel has a higher enrichment. MOX fuel has a content of plutonium and actinide nuclides a higher than UO2 fuel, which will produce different characteristics of radionuclides for each sub-system of power reactors. Analyzis of radionuclide for each safety sub-system at MOX power reactor aims to determine the characteristics of radionuclides, especially plutonium and actinides consequences. Analyzis has done by calculating and observing the radionuclide for each safety sub-system in normal operation and accident (small LOCA, large LOCA, and severe accident) on PWR-1000 reactors. It can concluded that the use of MOX fuel can add to the radiological consequences to the environment and public, mainly because a larger inventory of radionuclides, including transuranic radionuclides and the actinide group, among others: Pu-239, Am-241, Cm-242, Pu-240, Pu -241 and Pu-242. Keywords : nuclide characteristic, power reactor, fuel, MO

CALCULATION OF RADIOACTIVE SOURCE TERM RELEASE FROM FLEXBLUE NPP

One of the National Research Programs (PRN) in the energy sector of the Indonesian Ministry of Research and Technology for the period of 2020-2024 is small modular reactor (SMR) nuclear power plant (NPP) assessment. The France’s Flexblue is a PWR-based SMR submerged reactor with a power of 160 MWe. The Flexblue reactor module was built on the ocean site and easily provided the supply of reactor modules, in accordance with the conditions of Indonesia as an archipelagic country. Therefore, it is necessary to know the release of fission products (source term), which is necessary for the study of the radiation safety of a nuclear reactor. This paper aims to examine the source term in normal operating conditions and abnormal normal operating conditions, as well as postulated accidents. Based on the Flexblue reactor core parameter data, the calculation of the reactor core inventory uses the ORIGEN2 software is previously evaluated. The source term calculation uses a mechanistic approach and a graded approach. The normal source term is calculated assuming the presence of impurities on the fuel plate, due to fabrication limitations. Meanwhile, the abnormal source term is postulated in the LOCA event. The core reactor inventory and source term is divided into 8 radionuclide groups which are Noble gasses group (Xe, Kr); Halogen (I); Akali Metal (Cs, Rb); Tellurium Group (Te, Sb, Sc); Barium-Strontium Group (Ba, Sr); Noble Metals (Ru, Rh, Pd, Mo, Tc, Co); Lanthanides group (La, Zr, Nd, Eu, Nb, Pm, Pr, Sm, Y, Cm, Am) and Cerium Group (Ce, Pu , Np)

PENENTUAN KOEFISIEN DISPERSI ATMOSFERIK UNTUK ANALISIS KECELAKAAN REAKTOR PWR DI INDONESIA

Atmosfer merupakan pathway penting pada perpindahan radionuklida yang lepas dari Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) ke lingkungan dan manusia. Penerimaan dosis pada lingkungan dan manusia dipengaruhi oleh sourceterm dan kondisi tapak PLTN. Untuk mengetahui penerimaan dosis lingkungan untuk PLTN di Indonesia, maka diperlukan nilai koefisien dispersi untuk tapak potensial yang dipilih. Model perhitungan dalam penelitian ini menggunakan model yang diterapkan pada paket program pada modul ATMOS dan CONCERN dari PC-Cosyma yaitu model perhitungan segmented plume model. Perhitungan dilakukan untuk PLTN tipe PWR kapasitas 1000 MWe berbahan bakar UO2, postulasi kejadian untuk kecelakaan DBA, kondisi tapak kasar, untuk 6 tapak contoh tapak Semenanjung Muria, Pesisir Banten, dan tapak yang didominasi oleh stabilitas cuaca C,D,E, dan F. Koefisien dispersi dihitung untuk 8 kelompok nuklida produk fisi yang lepas dari PLTN yaitu: kelompok gas mulia, lantanida, logam mulia, halogen, logam alkali, tellurium, cerium, dan kelompok stronsium & barium. Perhitungan input menggunakan paket program ORIGEN-2 dan Arc View untuk penyiapan input perhitungan. Hasil pemetaan untuk parameter dispersi maksimum rerata diperoleh pada jarak radius 800 m dari sumber lepasan untuk nuklida dari kelompok logam mulia, logam alkali dan kelompok nuklida cerium. Parameter dispersi untuk Tapak Muria maksimum 1,53E-04 s/m3, Tapak Serang adalah 1,40E-03 s/m3, tapak dengan stabilitas C: 1,72E-04 s/m3, stabilitas D: 1,40E-04 s/m3, Stabilitas E: 1,07E-04 s/m3, dan tapak dengan stabilitas F : 2,14E-05 s/m3.Kata kunci: koefisien dispersi, atmosferik, PWR, kecelakaan, Indonesia The atmosphere is an important pathway in the migration of radionuclides transport from the Nuclear Power Plant (NPP) to the environment and humans. The dose accepted in the environment and humans is influenced by the sourceterm and NPP siting condition. Distribution of radionuclides in the atmosphere is determined by the dispersion coefficient. To find the environment dose acceptance for nuclear power plants in Indonesia, it is necessary to map the dispersion coefficient for Indonesia potential siting Model calculations in this study using Segmented plume model, which a model that is applied to the ATMOS and CONCERN module of PC-Cosyma software. The calculation has done for PWR 1000 MWe with UO2 fuel, DBA accident postulations, roughnes site conditions, for 8 example site such as Muria Peninsula, Coastal Banten, and the C, D, E, and F stability. Dispersion coefficient was calculated for the 8 fission product groups are: the noble gases, lanthanides, noble metals, halogens, alkali metals, tellurium, cerium, and strontium & barium groups. Input calculation using the program package Origen-2 and Arc View for the preparation of input calculations. The results of the dispersion parameter calculated are: the average maximum is obtained at a distance of 800 m radius from the source, for noble metals, alkali metal and cerium group nuclides. Dispersion parameters for maximum at Muria site is 1.53E-04 s/m3, Serang site is 1.40E-03 s/m3, site with stability C is 1.72E-04 s/m3, stability D is 1.40E-04 s/m3, stability E is 1.07E-04 s/m3, and site with the stability F is 2.14E-05 s/m3. Keywords: dispersion coefficient, atmospheric, PWR, accident, Indonesi

ANALISIS INVENTORI REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL JENIS REAKTOR GAS TEMPERATUR TINGGI

ABSTRAKANALISIS INVENTORI REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL JENIS REAKTOR GAS TEMPERATUR TINGGI. Berkaitan dengan rencana Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) untuk mengoperasikan reaktor eksperimental jenis Reaktor Gas Temperatur Tinggi (RGTT), maka diperlukan analisis keselamatan terhadap reaktor terutama yang berkaitan dengan issue lingkungan. Analisis sebaran radionuklida dari reaktor ke lingkungan pada kondisi operasi normal atau abnormal diawali dengan estimasi sumber radionuklida di teras reaktor (inventori teras) berdasarkan pada tipe, daya, dan operasi reaktor. Tujuan penelitian adalah melakukan analisis inventori teras untuk disain Reaktor Daya Eksperimental (RDE) jenis reaktor gas temperature tinggi berdaya 10 MWt, 20 MWt dan 30 MWt. Analisis dilakukan menggunakan program ORIGEN2 berbasis pustaka penampang lintang pada temperatur tinggi. Perhitungan diawali dengan membuat modifikasi beberapa parameter pustaka tampang lintang berdasarkan temperatur rata-rata teras sebesar 5700 °C dan dilanjutkan dengan melakukan perhitungan inventori reaktor untuk reaktor RDE berdaya 10 MWt. Parameter utama reaktor RDE 10 MWt yang digunakan dalam perhitungan sama dengan parameter utama reaktor HTR-10. Setelah inventori reaktor RDE 10 MWt diperoleh, dilakukan perbandingan dengan hasil dari peneliti terdahulu. Berdasarkan kesesuaian hasil yang didapat dilakukan desain untuk reaktor RDE 20MWEt dan 30 MWt untuk memperoleh parameter utama reaktor tersebut berupa jumlah bahan bakar pebble bed di teras reaktor, tinggi dan diameter teras. Berdasarkan pareameter utama teras dilakukan perhitungan inventori teras RDE 20 MWt dan 30 MWt dengan metode yang sama dengan metode perhitungan pada RDE 10 MWt. Hasil yang diperoleh adalah inventori terbesar untuk reaktor RDE 10 MWt, 20 MWt dan 30 MWt secara berurutan untuk kelompok Kr adalah sekitar 1,00E+15 Bq, 1,20E+16 Bq, 1,70E+16 Bq untuk kelompok I sebesar 6,50E+16 Bq, 1,20E+17 Bq, 1,60E+17 Bq dan untuk kelompok Cs sebesar 2,20E+16 Bq, 2,40E+16 Bq dan 2,60E+16 Bq. Inventori teras selanjutnya akan digunakan untuk menghitung suku sumber dari reaktor yang akan digunakan sebagai dasar untuk perhitungan sebaran radionuklida ke lingkungan.Kata kunci: Inventori, RDE, daya 10 MWt, daya 20 MWt, daya 30 MWt. ABSTRACTTHE ANALYSIS FOR INVENTORY OF EXPERIMENTAL REACTOR HIGH TEMPERATURE GAS REACTOR TYPE. Relating to the plan of the National Nuclear Energy Agency (BATAN) to operate an experimental reactor of High Temperature Gas Reactors type (RGTT), it is necessary to reactor safety analysis, especially with regard to environmental issues. Analysis of the distribution of radionuclides from the reactor into the environment in normal or abnormal operating conditions starting with the estimated reactor inventory based on the type, power, and operation of the reactor. The purpose of research is to analyze inventory terrace for Experimental Power Reactor design (RDE) high temperature gas reactor type power 10 MWt, 20 MWt and 30 MWt. Analyses were performed using ORIGEN2 computer code with high temperatures cross-section library. Calculation begins with making modifications to some parameter of cross-section library based on the core average temperature of 570 °C and continued with calculations of reactor inventory due to RDE 10 MWt reactor power. The main parameters of the reactor 10 MWt RDE used in the calculation of the main parameters of the reactor similar to the HTR-10 reactor. After the reactor inventory 10 MWt RDE obtained, a comparison with the results of previous researchers. Based upon the suitability of the results, it make the design for the reactor RDE 20MWEt and 30 MWt to obtain the main parameters of the reactor in the form of the amount of fuel in the pebble bed reactor core, height and diameter of the terrace. Based on the main parameter or reactor obtained perform of calculation to get reactor inventory for RDE 20 MWT and 30 MWT with the same methods as the method of the RDE 10 MWt calculation. The results obtained are the largest inventory of reactor RDE 10 MWt, 20 MWt and 30 MWt sequentially are to Kr group are about 1,00E+15 Bq, 1,20E+16 Bq, 1,70E+16 Bq, for group I are 6,50E+16 Bq, 1,20E+17 Bq, 1,60E+17 Bq and for groups Cs are 2,20E+16 Bq, 2,40E+16 2,60E+16 Bq. Reactor inventory will then be used to calculate the reactor sourceterm and it will be used as the basis for calculating the distribution of radionuclides into the environment.Keywords: Inventory, RDE, 10 MWt power, 20 MWt power, 30 MWt power

PENGARUH KONDISI ATMOSFERIK TERHADAP PERHITUNGAN PROBABILISTIK DAMPAK RADIOLOGI KECELAKAAN PWR 1000-MWe

ABSTRAK PENGARUH KONDISI ATMOSFERIK TERHADAP PERHITUNGAN PROBABILISTIK DAMPAK RADIOLOGI KECELAKAAN PWR 1000-MWe.  Perhitungan dampak kecelakaan radiologi terhadap lepasan produk fisi akibat kecelakaan potensial yang mungkin terjadi di Pressurized Water Reactor (PWR) diperlukan secara probabilistik. Mengingat kondisi atmosfer sangat berperan terhadap dispersi radionuklida di lingkungan, dalam penelitian ini akan dianalisis pengaruh kondisi atmosferik terhadap perhitungan probabilistik dari konsekuensi kecelakaan reaktor.  Tujuan penelitian adalah melakukan analisis terhadap pengaruh kondisi atmosfer berdasarkan model data input meteorologi terhadap dampak radiologi kecelakaan PWR 1000-MWe yang disimulasikan pada tapak yang mempunyai kondisi meteorologi yang berbeda. Simulasi menggunakan program PC-Cosyma dengan moda perhitungan probabilistik, dengan data input meteorologi yang dieksekusi secara cyclic dan stratified, dan disimulasikan di Tapak Semenanjung Muria dan Pesisir Serang. Data meteorologi diambil setiap jam untuk jangka waktu satu tahun. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa frekuensi kumulatif  untuk model input yang sama untuk Tapak pesisir Serang lebih tinggi dibandingkan dengan Semenanjung Muria. Untuk tapak yang sama, frekuensi kumulatif model input cyclic lebih tinggi dibandingkan model stratified. Model cyclic memberikan keleluasan dalam menentukan tingkat ketelitian perhitungan dan tidak membutuhkan data acuan dibandingkan dengan model stratified. Penggunaan model cyclic dan stratified melibatkan jumlah data yang besar dan pengulangan perhitungan  akan meningkatkan  ketelitian nilai-nilai statistika perhitungan. Kata kunci: dampak kecelakaan, PWR 1000-MWe,  probabilistik,  atmosferik, PC-Cosyma   ABSTRACT THE INFLUENCE OF ATMOSPHERIC CONDITIONS TO PROBABILISTIC CALCULATION OF IMPACT OF RADIOLOGY ACCIDENT ON PWR-1000MWe. The calculation of the radiological impact of the fission products releases due to potential accidents that may occur in the PWR (Pressurized Water Reactor) is required in a  probabilistic. The atmospheric conditions greatly contribute to the dispersion of radionuclides in the environment, so that in this study will be analyzed the influence of atmospheric conditions on probabilistic calculation of the reactor accidents consequences. The objective of this study is to conduct an analysis of the influence of atmospheric conditions based on meteorological input data models on the radiological consequences of PWR-1000MWe accidents. Simulations using PC-Cosyma code with probabilistic calculations mode, the meteorological data input executed cyclic and stratified, the meteorological input data are executed in the cyclic and stratified, and simulated in Muria Peninsula and Serang Coastal. Meteorological data were taken every hour for the duration of the year. The result showed that the cumulative frequency for the same input models for Serang coastal is higher than the Muria Peninsula. For the same site, cumulative frequency on cyclic input models is higher than stratified models. The cyclic models provide flexibility in determining the level of accuracy of calculations and do not require reference data compared to stratified models. The use of cyclic and stratified models involving large amounts of data and calculation repetition will improve the accuracy of statistical calculation values. Keywords: accident impact, PWR 1000 MWe, probabilistic, atmospheric, PC-Cosym

PENGARUH KONDISI ATMOSFERIK TERHADAP PERHITUNGAN PROBABILISTIK DAMPAK RADIOLOGI KECELAKAAN PWR 1000-MWe

ABSTRAK PENGARUH KONDISI ATMOSFERIK TERHADAP PERHITUNGAN PROBABILISTIK DAMPAK RADIOLOGI KECELAKAAN PWR 1000-MWe.  Perhitungan dampak kecelakaan radiologi terhadap lepasan produk fisi akibat kecelakaan potensial yang mungkin terjadi di Pressurized Water Reactor (PWR) diperlukan secara probabilistik. Mengingat kondisi atmosfer sangat berperan terhadap dispersi radionuklida di lingkungan, dalam penelitian ini akan dianalisis pengaruh kondisi atmosferik terhadap perhitungan probabilistik dari konsekuensi kecelakaan reaktor.  Tujuan penelitian adalah melakukan analisis terhadap pengaruh kondisi atmosfer berdasarkan model data input meteorologi terhadap dampak radiologi kecelakaan PWR 1000-MWe yang disimulasikan pada tapak yang mempunyai kondisi meteorologi yang berbeda. Simulasi menggunakan program PC-Cosyma dengan moda perhitungan probabilistik, dengan data input meteorologi yang dieksekusi secara cyclic dan stratified, dan disimulasikan di Tapak Semenanjung Muria dan Pesisir Serang. Data meteorologi diambil setiap jam untuk jangka waktu satu tahun. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa frekuensi kumulatif  untuk model input yang sama untuk Tapak pesisir Serang lebih tinggi dibandingkan dengan Semenanjung Muria. Untuk tapak yang sama, frekuensi kumulatif model input cyclic lebih tinggi dibandingkan model stratified. Model cyclic memberikan keleluasan dalam menentukan tingkat ketelitian perhitungan dan tidak membutuhkan data acuan dibandingkan dengan model stratified. Penggunaan model cyclic dan stratified melibatkan jumlah data yang besar dan pengulangan perhitungan  akan meningkatkan  ketelitian nilai-nilai statistika perhitungan. Kata kunci: dampak kecelakaan, PWR 1000-MWe,  probabilistik,  atmosferik, PC-Cosyma   ABSTRACT THE INFLUENCE OF ATMOSPHERIC CONDITIONS TO PROBABILISTIC CALCULATION OF IMPACT OF RADIOLOGY ACCIDENT ON PWR-1000MWe. The calculation of the radiological impact of the fission products releases due to potential accidents that may occur in the PWR (Pressurized Water Reactor) is required in a  probabilistic. The atmospheric conditions greatly contribute to the dispersion of radionuclides in the environment, so that in this study will be analyzed the influence of atmospheric conditions on probabilistic calculation of the reactor accidents consequences. The objective of this study is to conduct an analysis of the influence of atmospheric conditions based on meteorological input data models on the radiological consequences of PWR-1000MWe accidents. Simulations using PC-Cosyma code with probabilistic calculations mode, the meteorological data input executed cyclic and stratified, the meteorological input data are executed in the cyclic and stratified, and simulated in Muria Peninsula and Serang Coastal. Meteorological data were taken every hour for the duration of the year. The result showed that the cumulative frequency for the same input models for Serang coastal is higher than the Muria Peninsula. For the same site, cumulative frequency on cyclic input models is higher than stratified models. The cyclic models provide flexibility in determining the level of accuracy of calculations and do not require reference data compared to stratified models. The use of cyclic and stratified models involving large amounts of data and calculation repetition will improve the accuracy of statistical calculation values. Keywords: accident impact, PWR 1000 MWe, probabilistic, atmospheric, PC-Cosym

RADIONUCLIDE CHARACTERISTICS OF RDE SPENT FUELS

Reaktor Daya Eksperimental (RDE) is a 10 MWth pebble-bed High Temperature Gas-cooled Reactor that is planned to be constructed by National Nuclear Energy Agency of Indonesia (BATAN) in Puspiptek complex, Tangerang Selatan. RDE utilizes low enriched UO2 fuel coated by TRISO layers and loaded into the core by means of multipass loading scheme. Determination of radionuclide characteristics of RDE spent fuel; such as activity, thermal power, neutron and photon release rates; are very important because those characteristics are crucial to be used as a base for evaluating the safety of spent fuel handling system and storage tank. This study is aimed to investigate the radionuclide characteristics of RDE spent fuel at the end of cycle and during the first 5 years cooling time in spent fuel storage. The method used to investigate the radionuclide characteristics is burnup calculation using ORIGEN2.1 code. In performing the ORIGEN2.1 calculation, one pebble fuel was assumed to be irradiated in the core for 5 cycles and then decayed for 5 years. At the end of the fifth cycle, it is obtained that the total activity, thermal power, neutron production, and photon release rates from all radionuclides inside one spent fuel are approximately 105.68 curies, 0.41 watts, 2.65 x 103 neutrons/second, and 1.79 x 104 photons/second, respectively. The results for the radionuclides characteristics during the first 5 years cooling time in the spent fuel storage show that the radioactivity characteristics from all radionuclides are rapidly decreasing at the first year and then slowly decreasing at the second until the fifth year of cooling time. The results obtained in this study can provide data for safety evaluation of fuel handling and spent fuel storage, such as the calculation of sourceterm, radiation dose rate, and the determination of radiation shielding. Keywords: RDE, spent fuel, radionuclide activity, thermal power, neutron production, photon releaserates   KARAKTERISTIK RADIONUKLIDA DI DALAM BAHAN BAKAR RDE. Reaktor Daya Eksperimental (RDE) adalah reaktor tipe Reaktor Temperatur Tinggi Berpendingin Gas dengan daya termal 10MW yang akan dibangun oleh BadanTenagaNuklirNasional (BATAN) di kawasanPuspiptek, Tangerang Selatan. RDE menggunakan bahan bakar UO2 yang dilapisi dengan lapisan TRISO dan dimasukkan ke dalam teras RDE menurut skema multipass (5 siklus). Penentuan karakteristik radionuklida di dalam bahan bakar RDE; seperti aktivitas, daya termal, laju produksi neutron dan pelepasan foton; adalah sangat penting karena informasi karakteristik ini diperlukan sebagai dasar untuk melakukan evaluasi keselamatan system penanganan dan penyimpanan bahan bakar bekas. Penelitian ini bertujuan untuk menganalisis karakteristik radionuklida bahanbakar RDE setelah 5 siklus dan pada 5 tahun pertama pendinginan ditempat penyimpanan bahan bakar bekas. Metode yang digunakan dalam menghitung karakteristik radionuklida adalah menggunakan program ORIGEN2.1. Satu bola bahan bakar RDE diasumsikan diiradiasi selama 5 siklus dan kemudian meluruh selama 5 tahun. Pada akhir siklus, diperoleh hasil aktivitas total, daya termal, laju produksi neutron dan pelepasan foton dari seluruh radionuklida di dalam satu bola bahan bakar RDE sebesar 105,68 curies, 0,41 watts, 2,65 x 103 neutron/detik, dan 1,79 x 104 foton/detik. Hasil untuk karakteristik radionuklida selama 5 tahun penyimpanan menunjukkan bahwa karakteristik radioktivitas radionuklida menurun dengan cepat pada tahun pertama dan kemudian menurun lebih lambat pada tahun kedua hingga tahun kelima. Hasil perhitungan karakteristik radionuklida dari penelitian ini dapat digunakan sebagai basis untuk analisis keselamatan penanganan dan penyimpanan bahan bakarbekas RDE. Kata kunci:RDE, bahan bakar bekas, aktivitas radionuklida, daya termal, produksi neutron, laju foto