Source Term Analysis For Generic Reactor AEC 3568 MWth In Normal Operation Condition

SOURCE TERM ANALYSIS FOR GENERIC REACTOR AEC 3568 MWth IN NORMAL OPERATION CONDITION

Sri Kuntjoro
PTRKN � BATAN
ABSTRACT
SOURCE TERM ANALYSIS FOR GENERIC REACTOR AEC 3568 MWth IN NORMAL OPERATION CONDITION. Source-term analysis for generic reactor AEC 3568 MWth has been done. Emerald Normal computer code has used to calculate source-term of those reactor. The approach used in Emerald computer code is similar to an analog simulation of real system. Each commponen or volume in the plant which contain radionuclides is represented by a subroutine in that program. First step calculation is to calculate radionuclide inventory in fuel and fuel rod gap. Next step is calculate activity in every volume of plant. Calculation results is the highest activity in fuel and fuel rod gap are Xe-133 (0,135E+09 Ci) and Xe-133 (0,136E+07 Ci) respectively. For other volume plant, the highest activity is in condenser off-gas venting with inserted I-131, I-132, I-133 and I-135. Activity each radionuclide are 0,484E-01Ci, 0,684E-02 Ci, 0,457E-01 Ci dan 0,121E-01 Ci. For Noble gas activity the highest value is place in auxiliary building venting with noble gas radionuclide are Kr-85 (0,290E+02 Ci) and Xe-133 (0,156E+04 Ci). Conclusion of that analysis is in normal operation the reactor plant produce radionuclide and will be disperse to population and environment near reactor side. Those result will be used for radionuclide dispersion analysis to population and environtment to have future image about radiological safety of reactor plant.

Keyword : radionuclide, sorce-term, Emerald computer code and generic reactor
Prosiding Seminar Nasional ke-15 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir ISSN : 0854 - 2910 Surakarta, 17 Oktober 2009

1. PENDAHULUAN

Kebutuhan energi nasional setiap tahun berambah. Hal ini disebabkan karena pertumbuhan penduduk yang semakin besar serta pertumbuhan sektor industri di berbagai bidang. Berbagai energi tambahan telah dibangun untuk memenuhi adanya pertambahan kebutuhan energi tersebut. Mulai tahun ini direncanakan adanya pembangunan Pembangkit Listrik Tenaga Uap (PLTU batubara) sebesar 10.000 MW elektrik. Penambahan energi ini masih belum dapat memenuhi kekurangan energi yang ada, oleh sebab itu pemerintah merencanakan suatu program pemenuhan kebutuhan energi nasional. Dalam rencana tersebut disebutkan bahwa energi untuk energi alternatif sebanyak 17% dari penambahan kebutuhan energi. Salah satu energi alternatif adalah energi nuklir dengan Pembangkit Listrik Tenaga Nulir (PLTN).

Energi nuklir dipilih karena memiliki berbagai kelebihan, antara lain tidak mencemari lingkungan, memiliki pola penggantian bahan bakar nuklir sekali dalam jangka waktu satu tahun, dengan demikian pengadaan bahan bakar nuklir dapat dirancang sedemikian rupa sehingga dalam proses pengadaannya tidak akan terkendala oleh cuaca. Selain dari itu jumlah kebutuhan bahan bakar sangat sedikit, sebagai perbandingan adalah energi yang dibangkitkan oleh 1 gram uranium (bahan bakar PLTN) sebanding dengan 1 ton batubara (bahan bakar PLTU). Dengan demikian maka PLTN merupakan pembangkit energi yang sangat potensial untuk menjadi pembangkit listrik alternatif.

Dengan adanya opsi PLTN sebagai pembangkit listrik alternatif, maka BATAN sebagai badan yang menangani masalah nuklir telah melakukan berbagai tahap penelitian agar PLTN dapat dibangun di Indonesia. Penelitian meliputi bidang studi tapak, lingkungan, dan teknologi tentang PLTN. Makalah ini disusun untuk menunjang penelitian dalam bidang teknologi nuklir, khususnya teknologi PLTN. Isi dari makalah ini adalah melakukan analisis suku sumber untuk reaktor jenerik 3586MW termal pada operasi normal. Tujuan dari analisis adalah untuk mengetahui aktivitas radionuklida yang terlepas ke udara pada saat reaktor beroperasi normal.

Perhitungan suku sumber untuk reaktor pada kondisi Normal sudah pernah dilakukan oleh peneliti terdahulu1). Perbedaan perhitungan adalah pada peneliti terdahulu suku sumber yang dihasilkan merupakan hasil perkalian antara inventori reaktor dengan fraksi perlemahan setiap isotop pada setiap volume komponen dalam reaktor (sistem pendingin, sistem kontrorl volume, clean-up sistem, steam generator). Pada makalah ini perhitungan dilakukan menggunakan simulasi analog untuk setiap volume komponen dalam reaktor, sehingga perhitungan mendekati kondisi sesungguhnya dari kondisi operasi. Selanjutnya hasil yang diperoleh akan digunakan sebagai masukan untuk perhitungan lepasan radionuklida dari reaktor tersebut ke lingkungan sekitar menggunakan program PC-CREAM2). Dari perhitungan sebaran radionuklida ke lingkungan dapat diketahui barapa besar dosis yang akan diterima oleh masyarakat dengan adanya reaktor tersebut, sehingga dapat diketahui apakah pembangunan reaktor daya nuklir di suatu daerah selalu memberikan kondisi aman pada masyarakat sekitarnya.