## PEMODELAN DAN ANALISIS SEBARAN RADIONUKLIDA DARI PWR PADA KONDISI ABNORMAL DI TAPAK BOJANEGARA-SERANG
Sri Kuntjoro Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir
Diterima editor 16 September 2010 Disetujui untuk dipublikasi 12 Oktober 2010
ABSTRAK PEMODELAN  DAN  ANALISIS  SEBARAN  RADIONUKLIDA  DARI  PWR  PADA KONDISI  ABNORMAL  DI  TAPAK  BOJANEGARA  SERANG .  Penambahan  pembangkit listrik  yang  baru  khususnya  pembangkit  listrik  tenaga  nuklir  (PLTN)  berpotensi  memberikan konsekuensi radiologis  pada  masyarakat dan  lingkungan, karena  adanya  lepasan radioaktif   dalam kondisi  operasi  normal  maupun  abnormal.  Oleh  karena  itu    maka  pengelola  reaktor  nuklir  harus bisa  menyediakan  data  dan  argumentasi  yang  kuat  untuk  menjelaskan  tentang  keselamatan  PLTN terhadap lingkungan.  Untuk itu perlu dilakukan analisis kondisi abnormal yang terjadi pada PLTN yang  akan  memberikan  konsekuensi  radiologis  pada  lingkungan.  Analisis  dilakukan  dengan membuat  pemodelan simulasi kondisi abnormal  yang  dipostulasikan  pada    PLTN  tipe  PWR  1000 MWe  serta simulasi dan pemodelan  pola  potensi lingkungan  sebagai  daya  dukung  tapak terhadap penerimaan konsekuensi radiologis tersebut. Pemodelan fenomena transport radionuklida dari teras reaktor  sampai ke  luar dari  sungkup  reaktor dilakukan  menggunakan perangkat  lunak  EMERALD dan  pemodelan  pola  dispersi  radioaktivitas  ke  lingkungan  dari  reaktor  meliputi  simulasi  kondisi meteorologi,  distribusi  penduduk,  produksi  dan  konsumsi  masyarakat  pada  kondisi  ekstrim  di daerah  studi,  menggunakan  perangkat  lunak  GIS,  Arcview,  Windrose,  dan  PC  COSYMA. Pemodelan  konsekuensi  radiologis  menggunakan  tapak  contoh  daerah  Bojanegara-Kramatwatu Pantai  Serang-Banten.  Dengan  menggunakan  data  sourceterm,  data  meteorologi  dan  data  dispersi (sebaran  penduduk,  produksi  pertanian  dan  ternak)    dan  modeling  alur  paparan  ( pathway ), dihasilkan  model  sebaran  radionuklida  dan  penerimaan  paparan  radiasi  di  lingkungan  tapak Bojanegara-Serang, dengan penerimaan dosis radiasi di bawah batas yang diijinkan badan regulator BAPETEN.
Kata Kunci : PLTN, radioaktivitas, pola dispersi, keselamatan
ABSTRACT
MODELLING  AND  ANALYSIS  OF  RADIONUCLIDE  DISPERSION  FROM  PWR  ON ABNORMAL  CONDITION  IN  BOJANEGARA  SERANG  SITE. Additional  of  electrical  power especially Nuclear Power Plant will give radiological consequences to population and environment due  to radioactive release  in  normal  and  abnormal  condition.  In consequence  the  management  of nuclear  power  plant  must  supply  data  and  strong  argumentation  to  clarify  the  safety  of  nuclear power plant to environment. For that purpose  it needs to be  carried out an analysis of abnormal condition  in  nuclear  power  plant  and  its  radiological  consequences  to  the  environment.  That analysis  is  done  using  abnormal  condition  simulation  model  postulated  on  1000  MWe  nuclear power  plant. That  simulation  model  is  used  also  to  evaluate  environmental    potential  as  site capability  in  supporting  the  radiological  consequences.  Radionuclide  transport  modeling  from reactor core to containment uses EMERALD computer code. Other computer codes are Windrose, PC-COSYMA  and  ArcView  are  used  to  simulate  meteorology  condition,  radionuclide  release  to population  distribution  of  food  production  and  consumption  and  distribution  of  radiation  dose received to population around nuclear power plant. Application of that simulation is carried out  to NPP candidate site in Bojanegara-Kramatwatu, Serang Banten peninsula.  Using source term data, meteorology  data,  dispersion  data  and  pathways  modeling  are  resulting  radionuclide  dispersion model and radiation pathway acceptance at the surrounding nuclear power plant site (Bojanegara- Serang  peninsula).  The  result  shows  that  maximum  radiation  dose  received  is  lower  than  dose permitted in accordance  with regulatory body (BAPETEN)
Keywords : Nulear power plant, radioactivity, dispersion model, safety

## PENDAHULUAN
Untuk memenuhi kebutuhan energi di masa mendatang, berbagai sumber energi  baru seperti  gas,    biomassa,  geothermal  dan  air  harus  ditingkatkan  bersamaan  dengan pemanfaatan energi fosil. Namun peningkatan ini belum dapat memenuhi seluruh kebutuhan masyarakat[1]. Untuk  itu  perlu  diintroduksi  penggunaan  energi  nuklir  dalam  bentuk pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) pada tahun 2016[2].
Pengelola  reaktor  nuklir  harus  bisa  menyediakan  data  dan  argumentasi  yang  kuat untuk  menjelaskan  tentang  PLTN  yang  selamat  dan  aman  terhadap  lingkungan. Untuk  itu diperlukan    analisis  terhadap  pemodelan  simulasi  keselamatan  reaktor  yang  dimulai  dari dalam  reaktor  sampai  konsekuensi  pengoperasian  reaktor  yang  merupakan  tahapan perhitungan  PSA Level-3[3,4]. Tujuan dan lingkup penelitian adalah melakukan pemodelan konsekuensi    radiologis  dari  reaktor  PLTN  pada  kondisi  abnormal  yang  dipostulasikan. Pemodelan  transport  fenomena  radionuklida  dari  teras  reaktor  sampai  ke  luar  dari pengungkung reaktor dilakukan pada reaktor PLTN tipe PWR. Pada penelitian ini dilakukan pada  PLTN  yang  sudah  beroperasi  PWR  kelas  1000  MWe.  Kondisi  abnormal  yang dipostulasikan terjadi large break LOCA (LBLOCA: Large Break Loss of Coolant Accident ) [4,5]. Postulasi  LBLOCA  berdasarkan  DBA  tingkat  4,  dimulai  dari  patahan  ganda  yang terbentuk  di  perpipaan  primer,  yang  seharusnya  diikuti  dengan  bekerjanya  sistem keselamatan  secara  otomatis  dan  akan  memastikan  reaktor  padam,  sehingga  pendinginan teras  dan  integritas  pengungkung  terjaga.  Tetapi  dalam  postulasi  kejadian  hanya  kapasitas minimum  dari  sistem  keselamatan  yang  didefinisikan  sebagai  kriteria  sukses  yang  diambil dalam  perhitungan.  Sedangkan  aplikasi  dan  pemodelan  penerimaan  konsekuensi  radiologi akibat dispersi radioaktif  dilakukan sesuai dengan kondisi spesifik wilayah dan meteorologi untuk daerah studi pesisir Serang-Banten untuk kondisi abnormal terpostulasi. Wilayah yang menjadi  obyek  penelitian  adalah  daratan  dengan  asumsi  bahwa  wilayah  daratlah  yang memiliki resiko dominan.

## TEORI

## Pemodelan Sebaran Radionuklida dan Konsekuensi
Pemodelan  mengikuti  Gambar  1[5],  pemodelan  sebaran  radionuklida  dan konsekuensinya  dimulai  dari  lepasnya  radionuklida  ke  lingkungan  karena  adanya  kondisi abnormal di PLTN yang menyebabkan lepasnya radionuklida dari inventori teras reaktor, ke sistem reaktor, sungkup dan ke luar ke lingkungan.
Gambar 1. Pemodelan sebaran radionuklida dan konsekuensi PWR-1000 MWe
Postulasi dan Pemodelan Source Term Pemodelan source  term mengikuti  model  yang  telah  digunakan  dalam  perhitungan terdahulu  [6] yaitu:  Radionuklida  dari  inventori  ke  sungkup  mengikuti  langkah-langkah fenomena  perpindahan  atau  transport  nuklida  yang  harus  dilakukan  yaitu    radioaktivitas inventori  teras,  fraksi  kegagalan  bahan  bakar  yang  diskenariokan,  lepasan  produk  fisi  dari teras  ke  sistem  pendingin,  lepasan  aktivitas  dari  sistem  pendingin  ke  sungkup  primer ( primary containment ), dan retensi nuklida di sungkup [7].

## Radioaktivitas inventori teras
Produk fisi di dalam teras reaktor terbentuk setelah reaktor mulai beroperasi. Jumlah produk fisi di dalam teras (i) diterangkan dengan persamaan ,[8]
³ ³ ¦ ¦ ³ ³ v E ai i f i v v i i E r E r dE dr N E r E r dE dr dt dN ) , ( ) , ( ) , ( ) , ( I O I J (1)
dengan, N i : jumlah nuklida produk fisi i di dalam teras J i : kelimpahan nuklida fisi  f (r,E) :  tampang lintang fisi makroskopik, cm -1
ĭ (r,E) : fluks neutron, n/s cm Ȝ i
: konstanta transformasi nuklir dari nuklida i , s 2
 ai (r,E) : Tampang lintang serapan makroskopik nuklida i , cm -1
-1

## Fraksi kegagalan bahan bakar
Besarnya  fraksi  kegagalan  bahan  bakar  berdasarkan  postulasi  kerusakan  teras  dan sistem pengaman  reaktor  seperti  ECCS  ( Emergency  Core  Cooling  System ).  Untuk kecelakaan  dasar  desain  ( Design  Basic  Accident,  DBA )  atau  kondisi  dasar  disain  ( Design Basic  Condition,  DBC ),  berdasarkan  hasil  eksprimen  untuk  Negara-negara  Uni  Eropa berkisar 1-50 % bergantung postulasi dan kerja fitur keselamatan pada PWR [7].
Fraksi Lepasan Nuklida Dari Celah (Gap) [7,8]
Pelepasan nuklida dari celah inventori melalui dua fase yaitu fase kering yang terjadi saat teras terisi uap, dan fase basah saat teras kembali terisi air dari ECCS. Untuk nuklida gas mulia  semuanya  terlepas  pada  fase  kering,  sedangkan  nuklida  lainnya  10  %  terlepas  pada fase kering, dan 90 % pada fase basah.
5 , 0 0 O G G (2)
dengan,
Ȝ : konstanta peluruhan nuklida G 0, % : untuk gas mulia : 2,5 x 10 -4 dan gas volatil : 2,5 x 10 -4
Fraksi lepasan dari bahan bakar ditentukan dengan persamaan, [7,8]
f b F F O 0
(3)
dengan,
Ȝ
: konstanta peluruhan nuklida
F 0 , % : gas mulia : 4,0 x 10 -2 dan untuk gas volatil : 3,8 x 10 b f : gas mulia : 0,29; gas volatil : 0,17 -2
Kecepatan  lepasan  nuklida  produk  fisi  dipengaruhi  oleh  radioaktivitas  di  dalam inventori,  fraksi  kegagalan  bahan  bakar,  dan  koefisien  laju  lepasan.  Untuk  produk  aktivasi dipengaruhi oleh laju korosi dan mekanisme cud burst .
) exp( ) ( )} exp( 1 { ) ( 1 , t t C t WP P t C i n i i i n i i O O O (4)
dengan,
C i : aktivitas nuklida i di pendingin reaktor, Ci/kg n : kondisi/ kejadian ke n P i,n : laju lepasan nuklida i pada kondisi n dari teras ke pendingin reaktor, Ci/s WP : kapasitas pendingin reaktor, kg t : waktu, s Ȝ i : konstanta transformasi nuklir dari nuklida i , s -1
Perpindahan  nuklida  dari  sistem  pendingin  ke  sungkup  primer  ( primary containment ) Perpindahan  nuklida  dari  RCS  ( Reactor  cooling  system )  ke  sungkup  primer dipengaruhi oleh bekerjanya fitur keselamatan ECCS ( Emergency core cooling system ) yang melalui dua fase beroperasinya ECCS, yaitu fase kering dan fase basah.
[7,10]

## Retensi di ruangan sungkup
Konsentrasi  dari  produk  fisi  (gas  mulia,  Halogen,  volatil,  dll)  yang  terbawa  ke sungkup  bergantung  pada  :  mekanisme  deplesi,  desain  fitur  keselamatan  seperti  sistem semprot,  dan  laju  lepasan  dari  proses  rusaknya  bahan  bakar.  Selain  itu  pengurangan radioaktivitas  airbone  adalah  dengan  mekanisme  alamiah  seperti    aglomerasi,  kondensasi, gravitasi, deposisi, efek foretik, adsorpsi [7].

## Analisis radiologi
Kuat sumber pelepasan radionuklida dihitung dengan mengasumsikan laju kebocoran x % volume per hari.  Dengan demikian jumlah fraksi pelepasan dihitung dengan rumus [11],
» » ¼ º « « ¬ ª ¿ ¾ ½ ¯ ® ­ ¸ ¹ · ¨ © § t x x x B t L 2400 exp 1 ) 2400 ( 1 2400 ) ( 0 O O (5)
dengan,
: fraksi pelepasan
L(t) : radionuklida yang bocor keluar sistim, Bq
B 0 : radionuklida awal yang ada di  sistim, Bq x : persen kebocoran (%)
Ȝ : peluruhan (desintegrasi/jam)
Besaran  ini  akan  menjadi  masukan  sebagai  fraksi  pelepasan  untuk  perhitungan dispersi radionuklida menggunakan perangkat lunak PC-COSYMA.
Pemodelan Dispersi Radionuklida [12,13]
Dispersi  bahan  radionuklida  di  atmosfir  dilakukan  dengan  menggunakan  model dispersi Gaussian [14] :
» » ¼ º « « ¬ ª 2 2 2 2 0 ) ( 2 ) ( ) ( 2 exp ) ( ) ( 2 ) , , ( x h z x y u x x Q z y x X z e y z y V V V SV (6)
dengan,
X (x, y, z)
: konsentrasi aktivitas dalam udara pada titik  (x, y, z) (Bq /m 3 ) x : jarak ke arah sejajar angin bertiup (m)
y : jarak ke arah sumbu y yang tegak lurus arah angin (m)
z
: tinggi dari atas tanah dimana konsentrasi diukur (m)
ı y (x) : koefisien dispersi horizontal (m)
ı z (x)
: koefisien dispersi vertikal (m)
Q o : laju pelepasan (Bq/s) u : kecepatan angin rata-rata (m/s) h e
: tinggi efektif pelepasan (m)
Untuk menghitung konsentrasi, yang diperlukan  adalah  koefisien  dispersi horizontal ı y(x)  dan  koefisien  dispersi  vertikal ı z(x).  Koefisien  dispersi  dapat  ditentukan  bila  telah diketahui stabilitas atmosfir. Stabilitas atmosfir dapat diketahui berdasarkan Tabel 1.
Berdasarkan  persamaan  (6)  dapat  diturunkan  persamaan  untuk  menghitung  dispersi radionuklida  di  tanah  ( ground )  dan  di  udara  (air).  Perhitungan  dispersi  radionuklida dilakukan oleh program PC-COSYMA.
0 ) (
B t L
Tabel 1. Kategori kelas stabilitas Pasquill-Gifford[14]
Kecepatan angin rata-rata, U (m/s) pada ketinggian 10 m Kelas stabilitas (siang hari) dengan insolasi Kelas stabilitas (malam hari) dengan kondisi langit U < 2 A A - B B * * 2 8 A - B B C E F 3 8 B B - C C D E 5 8 B C - D D D D 6 8 C D D D D
Selanjutnya  parameter  stabilitas  atmosfir  dan  kecepatan  angin  ini  digunakan  untuk menghitung nilai ı y(x) = koefisien dispersi horizontal (m) dan ı z(x) = koefisien dispersi vertikal (m), menggunakan grafik pada Gambar 2[14].
(a): V y ( x ) (b): V z ( x ) Gambar 2. Koefisien dispersi horisontal (a) dan koefisien dispersi vertikal (b)
Pemodelan Penerimaan Dosis Radiasi [11] Alur paparan utama yang biasanya digunakan yaitu :
x Eksternal irradiasi dari deposit permukaan tanah ( groundshine ) x Eksternal irradiasi dari material di atmosfer  (c loudshine ) x Paparan internal lewat inhalasi (hirupan) material di atmosfer
x Paparan internal lewat makanan yang terkontaminasi ( ingestion )
Paparan  radiasi  yang  diterima  lewat  makanan  berkaitan  erat dengan foodstuff (jenis dan  banyaknya  makanan,  rantai  makanan,  yang  terkontaminasi).  Paparan  radiasi  yang diterima lewat makanan  yang terkontaminasi  yaitu: air minum, hasil pertanian, dan  produk hewani. Dosis iradiasi ditentukan dengan,
Dosis eksternal ,
2 2 )) ( ( 2 exp ) ( ) ( x h x x u Q z z y V V V S F (7) Dengan,
F : laju dosis (mrem/s) Q : laju emisi radionuklida (Ci/s) u        : kecepatan angin (m/s) ı y (x) : koefisien dispersi horizontal (m) ı z (x) : koefisien dispersi vertikal (m) h : tinggi cerobong (m) Dosis internal (inhalasi)
e M qC B H O [ 592 (8) dengan,
B : laju pernafasan (m 3 /s)
[ : energi peluruhan rara-rata per disintegrasi (MeV)
q : fraksi radionuklida yang masuk ke bagian tubuh tertentu, misal hati, limap dll
C : konsentrasi radionuklida (Ci/s)
M : massa organ tubuh yang terkana radiasi internal (g) O e : konstanta peluruhan radionuklida yang masuk ke tubuh Perhitungan dosis eksternal dan internal dilakukan di program pC-COSYMA dengan data masukan  berupa jenis radionuklida  yang terdispersi, pola konsumsi, jarak dari reaktor, populasi penduduk dan lain-lain.

## METODOLOGI

## Tempat Dan Waktu Penelitian
Lokasi penelitian berada di BATAN dan pesisir Banten. Waktu penelitian selama 10 bulan  dimulai  pada  bulan  Pebruari  sampai  dengan  Oktober  2010.  Lokasi  penelitian dilaksanakan  di  BATAN  Serpong  dan  pesisir  Banten.  Pembagian  zona  analisis  diberikan pada Gambar 3.
Gambar 3. Lokasi penelitian dan zona analisis di pesisir Serang-Banten
Metode  penelitian  ini  adalah  metode  penelitian  lapangan  dan  perhitungan  simulasi. Penelitian lapangan  mencari data  primer dan sekunder kondisi lingkungan yang berkaitan dengan  kondisi  cuaca  dalam  waktu  setahun,  produksi  dan  konsumsi  hasil  pertanian-
perternakan, dan distribusi penduduk di daerah calon tapak studi. Data ini digunakan untuk pembuatan  model  paparan  radiasi  yang  diterima  dan  sebagai  data  input  untuk  perhitungan simulasi lepasan radioaktif sebagai sebab adanya konsekuensi  radiologis dari PLTN.
Perhitungan  simulasi  dimulai  dengan  pembuatan  model  transport  fenomena radionuklida  dari  teras  reaktor  ke  luar  sungkup  pada  PLTN  jenis  PWR  1000  MWe,  pada kondisi  normal  sampai  kondisi  ekstrim  menggunakan  paket  program  ORIGEN  [15] dan EMERALD[16]. Simulasi  perhitungan  konsekuensi  radiologis  ke  lingkungan  meliputi perhitungan  terhadap faktor-faktor  yang mempengaruhi besarnya  paparan dan dosis radiasi yang diterima masyarakat dan lingkungan. Aplikasi hasil pemodelan diterapkan pada daerah studi.
Paket  program    komputer    yang  digunakan  untuk  estimasi  dan  kajian  terhadap dampak  yang  ditimbulkan  lepasan  radionuklida  dari  pengoperasian  suatu  instalasi  nuklir, untuk  kondisi  abnormal  menggunakan  PC-COSYMA  ( Code  system from MARIA),  yaitu program  pengembangan  EC-MARIA  ( The  European  Commission’s  Methods  for  Assessing Radiological Impact of Accidents ) [17].
Pada penelitian ini perhitungan dilakukan untuk 5 arah radial serta 16 arah tangensial (sektor). Setiap arah tangensial memiliki perbedaan sudut sebesar 22,5° dimulai untuk zona pertama pada arah  utara dari sudut  348,75° – 11,25° dan  zona selanjutnya mengikuti arah jarum jam. Untuk arah radial dibagi lima radius yaitu radius 800 m,  3000 m, 5000 m, 10000 m dan 20000 m. Tahapan penelitian terdapat pada Gambar 4.
Gambar 4. Diagram alir tahapan pelaksanaan penelitian
Pengolahan data lingkungan : meteorologi, distribusi penduduk, produksi dan konsumsi pertanian- peternakan (Paket program GIS, ArcView, Windrose) Perhitungan simulasi karakteristik sumber radionuklida  dari reaktor pada  kondisi  abnormal (Paket program ORIGEN-2, MERALD) Penerapan model pada tapak PLTN
Analisis hasil simulasi model konsekuensi radiologis dari PLTN ke lingkungan Pengembangan model paparan ke lingkungan Survei lapangan dan pengumpulan data primer dan sekunder kondisi lingkungan tapak (BPS, BKMG, Bakosurtanal)
Kesimpulan
Simulasi dispersi radionuklida dan konsekuensi radiologis ke lingkungan (paket program PC-Cosyma)

## HASIL DAN PEMBAHASAN

## Hasil Perhitungan Source Term
Perhitungan  source  term  di  dalam  inventori  disimulasikan  pada  reaktor  PWR  1000 MWe  dengan  karakteristik  seperti  tercantum  di  Tabel  2. Pemodelan  perpindahan  nuklida pada kondisi kecelakaan dengan pemicu LOCA, menggunakan paket program EMERALD- accident [16], seperti pada Gambar 5. Perpindahan lepasnya  radionuklida dari inventori ke sungkup  menggunakan  asumsi  parameter  lepasan  dari  Tabel  3  [7]. Hasil  dispersi radionuklida  dari  sungkup  dan  lepas  ke  lingkungan  dihitung  menggunakan  persamaan  5 yang dilakukan pada program PC-COSYMA dapat dilihat pada Tabel 4.
Tabel 2. Data bahan bakar reaktor PWR 1000 MWe [18]
Pelet: Diameter : 0.81915 cm Panjang  : 0.983 cm Berat       : 5.35735 g (UO 2 )
Rod :
Panjang aktif          :  426,72 cm
Rod pitch : 1.26 cm
Jumlah pelet/ rod : 434 buah Berat UO 2 / rod : 2325,0899 g Fuel assembly : Matriks                    : 17 x 17 Jumlah rod /FA        : 264 buah Overall transverse dimensions : 21.402 x  21.402 cm 2 Berat UO2/FA         : 613,823.73      g Pengayaan 2,35% : U 235 = 12.715,22 g, U 238 = 528.357,86 g, O 16 = 72.750,66 g Pengayaan 3,40% : U 235 = 18.359,95 g, U 238 = 522.704,57 g, O 16 = 72.759,21 g Pengayaan 4,45% : U 235 = 24.004,68 g, U 238 = 517.051,28 g, O 16 = 72.768,66 g
Teras: Matriks  : 15 x 15 Jumlah FA dengan pengayaan 2,35%:   53 buah Jumlah FA dengan pengayaan 3,40%:   52 buah
Jumlah FA dengan pengayaan 4,45%:   52 buah Jumlah FA total : 157 buah Daya listrik    : 1117 MWe Daya termal  : 3400 MWth Lama siklus operasi    :   18 s/d 24 bulan Total outage (hari)  : 7% = 38 s/d 50 hari
Planned refueling outage :   17 hari Maximum  irradiation (bu)    :      65
GWd/tU
Average irradiation (bu)     :   50 GWd/tU
60 tahun umur reaktor        : 2560 spent fuel = 38.20 spent fuel /GWe/y
Gambar 5. Model perpindahan nuklida kecelakaan LOCA
Tabel 3. Parameter-parameter perpindahan nuklida untuk DBA atau DBC [7]
No. Radionuklida DBA  atau DBC 1. Fraksi gagal bahan bakar 30 %
2. Fraksi lepasan nuklida dari celah  (gap) : 5 , 0 0 G G O G 0 (%): Gas mulia : 2,5 x 10 -4 :
Volatil : 2,5 x 10 -4 3. Lepasan dari bahan bakar, f b F F O 0 F 0 ( % ): Gas mulia : 4,0 x 10 -2
Volatil : 3,8 x 10 -2
b f : Gas mulia : -0,29 Volatil : -0,17 4. Fraksi lepasan dari inventori teras ke sistem pendingin Gas mulia : 33 % Iodine: 0,02 %; Lainnya: 0,5 % 5. Retensi nuklida di sistem pendingin reaktor, - Reactor cooling system, RCS Fase kering Gas mulia : 0 %; Iodine : 70 % Lainnya : 90 % Fase basah Gas mulia : 0 %; Iodine :  70 % Lainnya : 90 % 6. Sistem spray di sungkup 0,46 % untuk Iodine
Tabel 4. Radionuklida keluar dari sungkup reaktor PLTN PWR 1000 MWe No. Nuklida Aktivitas keluar dari sungkup (Bq) No. Nuklida Aktivitas keluar dari sungkup (Bq) 1. Kr- 83M 5.78E+08 38. Y- 90 3.03E+07 2. Kr- 85 2.22E+08 39. Y – 91 7.30E+07 3. Kr- 85M 1.09E+09 40. Y – 91M 4.23E+07 4. Kr- 87 1.88E+09 41. Y – 92 8.63E+07 5. Kr- 88 2.63E+09 42. Y – 93 1.11E+08 6. Xe-133 1.39E+10 43. Nb- 95 1.39E+08 7. Xe-133M 4.62E+08 44. Nb- 97 1.57E+08 8. Xe-135 1.67E+09 45. Zr- 95 1.39E+08 9. Xe-135M 3.14E+09 46. Zr-97 1.55E+08 10. Xe-138 1.03E+10 47. Mo- 99 1.77E+08 11. I-130 6.24E+06 48. Mo-101 1.73E+08 12. I-131 5.80E+07 49. Tc-99M 1.55E+08 13. I-132 8.23E+07 50. Tc-101 1.73E+08 14. I-133 1.10E+08 51. Ru-103 2.00E+08 15. I-134 1.18E+08 52. Ru-105 1.60E+08 16. I-135 1.03E+08 53. Ru-106 1.15E+08 17. Rb -88 3.90E+07 54. Rh-103M 1.80E+08 18. Rb -89 4.83E+07 55. Rh-105 1.35E+08 19. Sr- 89 4.85E+07 56. Te-127 1.27E+07 20. Sr- 90 2.76E+07 57. Te-127M 1.78E+06 21. Sr- 91 7.28E+07 58. Te-129 3.75E+07 22. Sr- 92 8.55E+07 59. Te-131 9.15E+07 23. Sr- 93 1.07E+08 60. Te-131M 1.72E+07 24. Sb-125 2.38E+06 61. Te-132 1.45E+08 25. Sb-127 1.27E+07 62. Te-133 1.11E+08 26. Sb-129 3.80E+07 63. Te-133M 6.56E+07 27. Sb-131 8.14E+07 64. Te-134 1.28E+08 28. Ba-139 1.68E+08 65. Cs-134 3.75E+07 29. Ba-140 1.62E+08 66. Cs-136 8.24E+06 30. La-140 1.94E+08 67. Cs-137 3.93E+07 31. La-141 1.53E+08 68. Cs-138 1.68E+08 32. La-142 1.45E+08 69. Ce-141 1.63E+08 33. Pr-143 1.34E+08 70. Ce-143 1.36E+08 34. Pr-145 9.07E+07 71. Ce-144 1.39E+08 35. Pm-148M 2.65E+06 72. Nd-147 6.43E+07 36. Pm-149 4.09E+07 73. Pm-147 3.37E+07 37. Pm-151 2.33E+07 74. Pm-148 2.28E+07
Berdasarkan  postulasi  kecelakaan  dasar  desain  DBA  ( Design  Basis  Accident )  yang dipicu oleh LOCA ( Lost of Coolant Accident ), pendinginan teras dan integritas pengungkung tidak  terjaga,  mengakibatkan  bahan  bakar  di  dalam  teras  gagal  dan  produk  fisi  yang terkungkung di dalam teras lepas ke sistem pendingin melalui celah  antara kelongsong dan bahan  bakar,  dan  akhirnya  ke  containment  (sungkup). Emergency  Core  Cooling  System
(ECCS) masih berfungsi, dan lepasan radionuklida dari inventori ke luar sungkup mengikuti asumsi parameter pada Tabel 3, hasil perhitungan pada Tabel 4.

## Hasil Perhitungan Dispersi Radionuklida Ke Lingkungan
Mengikuti model pada Gambar 1, dengan  diketahuinya source term  yang lepas dari PWR  1000  MWe  maka  perhitungan  dan  pemodelan  konsekuensi  radiologis  di  lingkungan dapat  dibuat.  Perhitungan  dilakukan  dengan  paket  program  PC-Cosyma.  Dengan  masukan data antara lain: source term yang ke luar dari sungkup reaktor, data meteorologi (arah angin, kecepapatan,  stabilitas,  solar  radiasi),  data  tapak  (distribusi  penduduk,  distribusi  hasil pertanian, peternakan, tingkat konsumsi produk lokal), data dispersi dan deposisi, dan model alur paparan ( pathway model ).
Dispersi  radionuklida  ke  lingkungan,  yang  dihitung  menggunakan  persamaan  (6) yaitu dengan model  dispersi Gaussian[14], dipengaruhi oleh besarnya sourceterm, kecepatan angin,  stabilitas  cuaca,  arah  angin,  jarak  dan radius  sebaran[19]. Dalam  perhitungan  pada penelitian  ini  arah  angin  dibagi  dalam  16  arah  atau  sektor  dengan  perbedaan  sudut  setiap sektor  22,5°.  Dengan  menggunakan  data  kondisi  cuaca  di  daerah  tapak  yang  digunakan untuk  simulasi  (Bojanegara-Serang) [20,21], hasil  perhitungan  dispersi  dan  deposisi radionuklida terdapat di Tabel 5.
Dispersi radionuklida di atmosfir dipengaruhi oleh besarnya aktivitas, kondisi cuaca, sifat dan  perilaku radionuklida  yang  bersangkutan. Radionuklida  yang  bersifat  volatil lebih cepat dan terdispersi lebih jauh dibandingkan yang non-volatil. Sedangkan radionuklida yang terdeposisi selain dipengaruhi oleh jenis, sifat, dan perilakunya, juga dipengaruhi oleh jenis dan sifat media permukaan tanah di daerah tapak [19].
Tabel 5. Dispersi radionuklida ke lingkungan dari  reaktor PWR 1000 MWe
Nuklida Laju dispersi arah radial berbagai radius  dari sumber (reaktor) 800 m 3000 m 5000 m Tanah (Bq/m 2 ) Udara (Bq s/m 3 ) Tanah (Bq/m 2 ) Udara (Bq s/m 3 ) Tanah (Bq/m 2 ) Udara (Bq s/m 3 ) KR-85M 0.00E+0 2.14E+03 0.00E+00 7.23E+02 0.00E+0 4.72E+02 KR-87 0.00E+0 3.10E+03 0.00E+00 6.50E+02 0.00E+0 3.58E+02 KR-88 0.00E+0 4.95E+03 0.00E+00 1.50E+03 0.00E+0 9.44E+02 RB-88 3.35E+0 3.35E+03 1.62E+00 1.62E+03 1.03E+0 1.03E+03 RB-89 3.00E-03 3.00E+00 4.23E-05 4.23E-02 9.79E-06 9.79E-03 SR-89 1.02E-03 1.02E+00 4.08E-04 4.08E-01 2.79E-04 2.79E-01 SR-90 5.78E-04 5.78E-01 2.32E-04 2.32E-01 1.59E-04 1.59E-01 SR-91 1.48E-03 1.48E+00 5.41E-04 5.41E-01 3.58E-04 3.58E-01 SR-92 1.60E-03 1.60E+00 4.68E-04 4.68E-01 2.86E-04 2.86E-01 Y-90 6.59E-05 6.59E-02 2.91E-05 2.91E-02 2.07E-05 2.07E-02 Y-91 1.53E-04 1.53E-01 6.14E-05 6.14E-02 4.22E-05 4.22E-02 Y-92 3.07E-04 3.07E-01 2.13E-04 2.13E-01 1.59E-04 1.59E-01 Y-93 2.26E-04 2.26E-01 8.31E-05 8.31E-02 5.52E-05 5.52E-02 ZR-95 2.91E-04 2.91E-01 1.17E-04 1.17E-01 7.99E-05 7.99E-02 ZR-97 3.19E-04 3.19E-01 1.22E-04 1.22E-01 8.17E-05 8.17E-02 NB-95 2.91E-04 2.91E-01 1.17E-04 1.17E-01 8.00E-05 8.00E-02 MO- 99 3.69E-03 3.69E+00 1.46E-03 1.46E+00 9.96E-04 9.96E-01 MO-101 1.02E-03 1.02E+00 1.27E-05 1.27E-02 2.81E-06 2.81E-03 TC-99M 3.24E-03 3.24E+00 1.30E-03 1.30E+00 8.88E-04 8.88E-01 RU-103 4.19E-03 4.19E+00 1.68E-03 1.68E+00 1.15E-03 1.15E+00 RU-105 3.13E-03 3.13E+00 1.04E-03 1.04E+00 6.61E-04 6.61E-01
RU-106 2.41E-03 2.41E+00 9.66E-04 9.66E-01 6.62E-04 6.62E-01 RH-105 2.83E-03 2.83E+00 1.14E-03 1.14E+00 7.77E-04 7.77E-01 SB-125 4.98E-04 4.98E-01 2.00E-04 2.00E-01 1.37E-04 1.37E-01 SB-127 2.65E-03 2.65E+00 1.05E-03 1.05E+00 7.19E-04 7.19E-01 SB-129 7.41E-03 7.41E+00 2.44E-03 2.44E+00 1.56E-03 1.56E+00 SB-131 7.62E-03 7.62E+00 3.34E-04 3.34E-01 1.09E-04 1.09E-01 TE-127 2.65E-03 2.65E+00 1.04E-03 1.04E+00 7.12E-04 7.12E-01 TE-129 7.51E-03 7.51E+00 2.60E-03 2.60E+00 1.68E-03 1.68E+00 TE-131 1.50E-02 1.50E+01 1.53E-03 1.53E+00 5.97E-04 5.97E-01 TE-132 3.03E-02 3.03E+01 1.20E-02 1.20E+01 8.19E-03 8.19E+00 TE-133 5.27E-03 5.27E+00 3.57E-05 3.57E-02 6.67E-06 6.67E-03 TE-134 1.70E-02 1.70E+01 1.96E-03 1.96E+00 8.69E-04 8.69E-01 I-131 1.08E-01 1.19E+01 3.60E-02 4.06E+00 2.01E-02 2.33E+00 I-132 1.72E-01 1.86E+01 7.51E-02 7.92E+00 4.86E-02 5.10E+00 I-133 2.02E-01 2.23E+01 6.49E-02 7.33E+00 3.58E-02 4.16E+00 I-134 2.17E-01 2.33E+01 4.84E-02 5.09E+00 2.32E-02 2.44E+00 I-135 1.83E-01 2.02E+01 5.40E-02 6.09E+00 2.89E-02 3.35E+00 XE-133 0.00E+0 2.91E+04 0.00E+00 1.18E+04 0.00E+0 8.28E+03 XE-135 0.00E+0 3.39E+03 0.00E+00 1.26E+03 0.00E+0 8.56E+02 XE-138 0.00E+0 5.85E+03 0.00E+00 6.57E+01 0.00E+0 1.44E+01 CS-134 7.75E-03 7.75E+00 3.11E-03 3.11E+00 2.13E-03 2.13E+00 CS-136 1.72E-03 1.72E+00 6.89E-04 6.89E-01 4.72E-04 4.72E-01 CS-137 8.23E-03 8.23E+00 3.30E-03 3.30E+00 2.26E-03 2.26E+00 CS-138 4.97E+0 4.97E+03 7.42E-01 7.42E+02 3.06E-01 3.06E+02 BA-139 2.81E-03 2.81E+00 6.09E-04 6.09E-01 3.34E-04 3.34E-01 BA-140 3.39E-03 3.39E+00 1.36E-03 1.36E+00 9.28E-04 9.28E-01 LA-140 4.29E-04 4.29E-01 1.97E-04 1.97E-01 1.41E-04 1.41E-01 LA-141 2.96E-04 2.96E-01 9.57E-05 9.57E-02 6.05E-05 6.05E-02 CE-141 3.41E-04 3.41E-01 1.37E-04 1.37E-01 9.38E-05 9.38E-02 CE-143 2.82E-04 2.82E-01 1.10E-04 1.10E-01 7.48E-05 7.48E-02 CE-144 2.91E-04 2.91E-01 1.17E-04 1.17E-01 8.00E-05 8.00E-02 PR-143 2.81E-04 2.81E-01 1.13E-04 1.13E-01 7.71E-05 7.71E-02 ND-147 1.35E-04 1.35E-01 5.38E-05 5.38E-02 3.68E-05 3.68E-02 PM-147 7.06E-05 7.06E-02 2.83E-05 2.83E-02 1.94E-05 1.94E-02 Nuklida Laju dispersi arah radial berbagai radius  dari sumber (reaktor) 10.000 m 20.000 m Tanah (Bq/m 2 ) Udara (Bq s/m 3 ) Tanah (Bq/m 2 ) Udara (Bq s/m 3 ) KR-85M 0.00E+0 3.94E+01 0.00E+00 1.18E+0 KR-87 0.00E+0 5.70E+00 0.00E+00 6.83E-04 KR-88 0.00E+0 5.07E+01 0.00E+00 4.12E-01 RB-88 7.76E-02 5.60E+01 5.50E-04 4.56E-01 RB-89 2.04E-10 1.98E-07 8.31E-23 2.57E-20 SR-89 7.73E-05 5.02E-02 1.27E-05 1.15E-02 SR-90 4.41E-05 2.86E-02 7.31E-06 6.62E-03 SR-91 6.32E-05 4.20E-02 3.79E-06 3.40E-03 SR-92 1.83E-05 1.34E-02 9.02E-08 7.37E-05 Y-90 8.30E-06 5.32E-03 2.20E-06 2.00E-03 Y-91 1.18E-05 7.63E-03 1.96E-06 1.77E-03
Y-92 3.60E-05 2.39E-02 7.64E-07 6.64E-04 Y-93 9.99E-06 6.63E-03 6.38E-07 5.72E-04 ZR-95 2.21E-05 1.44E-02 3.65E-06 3.30E-03 ZR-97 1.75E-05 1.15E-02 1.65E-06 1.48E-03 NB-95 2.22E-05 1.44E-02 3.68E-06 3.33E-03 MO- 99 2.59E-04 1.68E-01 3.71E-05 3.35E-02 MO-101 4.26E-11 4.13E-08 6.53E-24 2.02E-21 TC-99M 2.38E-04 1.55E-01 3.51E-05 3.18E-02 RU-103 3.18E-04 2.06E-01 5.21E-05 4.72E-02 RU-105 7.20E-05 4.98E-02 1.38E-06 1.20E-03 RU-106 1.84E-04 1.19E-01 3.04E-05 2.75E-02 RH-105 2.04E-04 1.32E-01 2.68E-05 2.42E-02 SB-125 3.80E-05 2.47E-02 6.30E-06 5.70E-03 SB-127 1.90E-04 1.24E-01 2.84E-05 2.57E-02 SB-129 1.65E-04 1.15E-01 2.97E-06 2.59E-03 SB-131 3.56E-08 3.45E-05 6.09E-17 1.88E-14 TE-127 1.84E-04 1.20E-01 2.67E-05 2.41E-02 TE-129 1.87E-04 1.29E-01 3.38E-06 2.95E-03 TE-131 5.19E-07 5.02E-04 5.14E-15 1.59E-12 TE-132 2.15E-03 1.40E+00 3.15E-04 2.85E-01 TE-133 2.33E-11 2.26E-08 4.25E-26 1.31E-23 TE-134 3.03E-06 2.87E-03 6.16E-12 1.97E-09 I-131 2.18E-03 2.67E-01 2.41E-04 3.95E-02 I-132 1.09E-02 1.04E+00 2.43E-03 2.41E-01 I-133 3.28E-03 4.01E-01 2.36E-04 3.85E-02 I-134 1.85E-04 1.91E-02 1.34E-09 1.14E-07 I-135 1.80E-03 2.20E-01 4.57E-05 7.40E-03 XE-133 0.00E+00 1.63E+03 0.00E+00 4.15E+2 XE-135 0.00E+00 1.10E+02 0.00E+00 1.04E+1 XE-138 0.00E+00 1.68E-04 0.00E+00 4.21E-18 CS-134 5.91E-04 3.84E-01 9.80E-05 8.86E-02 CS-136 1.29E-04 8.39E-02 2.08E-05 1.88E-02 CS-137 6.28E-04 4.07E-01 1.04E-04 9.42E-02 CS-138 4.83E-04 4.64E-01 8.64E-11 2.69E-08 BA-139 6.91E-06 5.79E-03 1.75E-09 9.62E-07 BA-140 2.54E-04 1.65E-01 4.08E-05 3.69E-02 LA-140 6.16E-05 3.94E-02 1.69E-05 1.53E-02 LA-141 5.88E-06 4.11E-03 8.48E-08 7.33E-05 CE-141 2.60E-05 1.68E-02 4.25E-06 3.85E-03 CE-143 1.82E-05 1.19E-02 2.26E-06 2.04E-03 CE-144 2.22E-05 1.44E-02 3.68E-06 3.32E-03 PR-143 2.14E-05 1.39E-02 3.52E-06 3.18E-03 ND-147 1.01E-05 6.52E-03 1.61E-06 1.45E-03 PM-147 5.39E-06 3.50E-03 8.93E-07 8.08E-04
Jenis dan aktivitas radionuklida yang terdispersi dan yang terdeposisi mempengaruhi alur paparan ( pathway ) penerimaan dosis radiasi pada manusia dan lingkungan, dan jangka waktu  penerimaan  dosis  yaitu  dosis  jangka  pendek  ( short term  dose )  dan  dosis  jangka pendek  ( long  term  dose ).  Aktivitas  radionuklida  yang  terdispersi  di  atmosfer  akan mengakibatkan  konsekuensi  radiologis  eksterna  dan  interna  ( inhalasi  dan  imersi ) penerimaan dosis jangka pendek.
Sedangkan  radionuklida  yang  terdeposisi  di  permukaan  tanah  menyebakan konsekuensi radiologis penerimaan dosis jangka panjang yaitu dari alur paparan eksterna dan interna  ( ingesi ).  Jenis  dan  aktivitas  radionuklida  yang  terdispersi  dan  terdeposisi  di  daerah tapak untuk 5 jarak radius (800 m, 3000 m, 5000 m, 10.000 m dan 20.000 m) terdapat pada Tabel 6.
Hasil Perhitungan Dosis Radiasi ( Short term Dose )
Perhitungan  konsekuensi  radiologis  untuk  penerimaan  dosis  radiasi  efektif  (untuk semua alur paparan) menggunakan persamaan (7) dan (8) untuk jangka waktu 1 hari setelah lepasan ( short term dose ) tercantum pada Tabel 6.  Dosis efektif rata-rata berdasarkan radius terdapat pada Tabel 7.
Tabel 6. Dosis Efektif Individual 1 hari untuk setiap sektor dan radius
Dosis Efektif Individual   1 hari (Sv)
Radius (km) Sektor  1 Sektor  2 Sektor  3 Sektor  4 Sektor  5 Sektor  6 Sektor 7 Sektor  8 0.8 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 3.16E-10 3 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 6.54E-12 5 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 6.96E-11 10 0.00E+00 0.00E+00 2.74E-16 4.04E-14 1.13E-12 2.92E-12 1.08E-11 0.00E+00 20 0.00E+00 0.00E+00 1.22E-17 6.24E-14 1.81E-12 4.92E-13 3.68E-14 0.00E+00 Dosis Efektif Individual   1 hari (Sv) Radius (km) Sektor  9 Sektor 10 Sektor 11 Sektor 12 Sektor 13 Sektor 14 Sektor 15 Sektor 16 0.8 3.48E-09 3.16E-10 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 3 6.48E-10 3.91E-12 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 5 3.06E-10 1.69E-13 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 10 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 20 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00

## Tabel 7. Dosis rata-rata Individual 1 hari untuk setiap radius dan organ
Dosis rata-rata Individual   1 hari (Sv) Radius (km) Efektif Thyroid Lensa Mata Ovarium Kulit Paru-paru Sumsum Tulang Tulang rusuk 0.8 2.57E-10 2.91E-10 2.51E-10 1.94E-10 9.55E-10 2.84E-10 2.17E-10 2.15E-10 3 4.12E-11 4.47E-11 3.66E-11 2.87E-11 2.35E-10 4.99E-11 3.19E-11 3.41E-11 5 2.35E-11 2.52E-11 2.11E-11 1.64E-11 1.24E-10 2.89E-11 1.82E-11 1.99E-11 10 9.30E-13 1.85E-12 8.22E-13 5.82E-13 5.64E-12 1.23E-12 6.50E-13 8.91E-13 20 1.50E-13 3.58E-13 1.20E-13 7.50E-14 1.40E-12 2.33E-13 8.38E-14 1.68E-13
Hasil Perhitungan Dosis Radiasi (Longterm Dose) Hasil  perhitungan  untuk  dosis  radiasi  jangka  panjang  terdapat  pada  Tabel  8 Perhitungan  dosis  jangka  panjang  dihitung  untuk  penerimaan  setelah  kejadian  satu  tahun sampai 50 tahun. Penerimaan dosis berasal dari radionuklida yang terdeposisi di tanah, dan umumnya  dari  pathway  eksternal  (paparan  dari  permukaan  tanah)  dan pathway  foodstuff (makanan)

## Tabel 8 . Dosis individual long term efektif setiap sektor dan radius
Dosis individual long term efektif  untuk 50 tahun (Sv)
Radius (km) Sektor  1 Sektor  2 Sektor  3 Sektor  4 Sektor  5 Sektor  6 Sektor 7 Sektor  8 0.8 6.09E-15 1.05E-14 1.75E-14 2.62E-14 3.32E-14 3.43E-14 2.88E-14 3.55E-10 3 1.27E-15 9.56E-15 6.49E-14 2.94E-13 7.14E-13 8.33E-13 3.23E-12 3.77E-11 5 0.00E+00 4.84E-15 1.17E-13 1.44E-12 6.31E-12 8.21E-12 4.59E-11 2.42E-09 10 0.00E+00 0.00E+00 6.36E-14 8.96E-12 1.67E-10 4.01E-10 2.00E-09 7.25E-10 20 0.00E+00 0.00E+00 6.80E-15 2.06E-11 4.02E-10 9.90E-11 1.45E-11 1.62E-13 Dosis individual long term efektif  untuk 50 tahun Radius (km) Sektor  9 Sektor 10 Sektor 11 Sektor 12 Sektor 13 Sektor 14 Sektor 15 Sektor 16 0.8 5.90E-08 3.55E-10 4.30E-15 2.86E-15 2.26E-15 2.19E-15 2.62E-15 3.73E-15 3 2.12E-08 4.03E-12 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 5 1.09E-08 3.70E-13 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 10 5.00E-13 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 20 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00
Dosis individual jangka panjang yang diterima oleh organ tubuh manusia dipengaruhi oleh  jenis, perilaku, waktu paruh dan  aktivitas radionuklida yang terdeposisi dan  berpindah melalui  rantai  makanan  menuju  manusia via  pathway makanan dan pathway paparan langsung.

## Hasil perhitungan Dosis Kolektif
Dosis  kolektif  dihitung  dari  besarnya  dosis  individu  dikalikan  dengan  jumlah penduduk  yang  mendiami  suatu  daerah.  Hasil  perhitungan  dosis  kolektif  untuk  berbagai organ dan pathway terdapat pada Tabel 9.
Tabel 9. Dosis kolektif untuk 50 tahun berdasarkan pathway
Pemodelan  dan  analisis  sebaran  radionuklida  dan  konsekuensi  radiologis  untuk simulasi  tapak  contoh  daerah  Bojanegara-Kramatwatu  Pantai  Serang  – Banten  telah  bisa dilakukan  dengan  menggunakan,  menghasilkan  model  sebaran  radionuklida  dan
Dosis Kolektif untuk 50 tahun berdasarkan pathway
Pathway Organ Dosis (Orang Sv) Awan Tanah Inhalasi Ingesi Resuspensi Sumsum Tulang 1.63E-05 8 30 4 58 0 Tulang 2.81E-05 6 19 4 72 0 Payudara 3.86E-06 19 65 4 12 0 Paru-paru 1.45E-05 9 36 47 7 0 Perut 7.98E-06 16 58 12 14 0 Usus 9.36E-06 13 48 13 27 0 Liver 7.42E-06 17 63 5 15 0 Pancreas 7.07E-06 17 61 6 17 0 Thyroid 1.23E-05 13 47 23 18 0 Gonads 7.49E-06 16 64 5 15 0 Remainder 8.16E-06 17 63 5 15 0 Efektif 1.03E-05 13 48 15 24 0
konsekuensi  radiologis  di  lingkungan  tapak  Bojanegara-Serang,  dengan  penerimaan  dosis radiasi di bawah batas yang diijinkan badan regulator BAPETEN [22].

## KESIMPULAN
Pemodelan  dan  simulasi  sebaran  radionuklida  dan  konsekuensi  radiologis  PLTN 1000  MWe  dalam  kondisi  LOCA  besar  untuk  tapak  contoh  di  Bojanegara-Kramatwatu Pantai  Serang-Banten  telah  dilakukan. Dengan  menggunakan  data  suku  sumber,  data meteorologi  Serang,  data  dispersi  (sebaran  penduduk,  produksi  pertanian  dan  ternak),  dan modeling  alur  paparan  ( pathway ),  dihasilkan  model  konsekuensi  radiologis  di  lingkungan tapak  Bojanegara-Serang,  dengan  penerimaan  dosis  radiasi  di  bawah  batas  yang  diijinkan badan regulator BAPETEN.
Pemodelan  sebaran  radionuklida  dan  konsekuensi  radiologis  akibat  dispersi radionuklida  dari  kondisi  abnormal    pengoperasian  PLTN,  bergantung  pada  tingkat abnormalitas  kejadian,  jenis  reaktor  PLTN,  dan  kondisi  lokal  tapak  PLTN  (kondisi  cuaca, topografi,  distribusi  penduduk,  produksi  dan  konsumsi  produk  lokal  dari  pertanian  dan ternak).

## DAFTAR PUSTAKA
1. Ristek. Program  peneltian dan pengembangan IPTEK. Agenda Riset Nasional 2006-2009. Dewan Riset Nasional. Jakarta; 2006.
2. Soetrisnanto,  A.Y. Perencanaan  energi nasional  opsi  nuklir. Prosiding seminar ke-8 Teknologi Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir; Jakarta; 2002. p. 1-20
3. IAEA. Application of probabilistic safety assessment  (PSA) for nuclear power Plant. IAEA-TECDOC-1200. Vienna; 2001.
4. IAEA.    Review of probabilistic safety assessment by regulatory bodies – safety report series No. 25. Vienna; 2002.
5. IAEA. The level 3 PSA standard covers all of procedures in a level 3 PSA, PSA Standard (2/2). Viena; 2009.
6. Pande,  M.U.  Analisis  perpindahan  nuklida  dari    inventori  teras  ke  sungkup untuk  kondisi  DBC  dan  DEC. Proseding  Seminar  Nasional  Pengembangan
Energi Nuklir III,   ISSN 1979-1278; Juni 2008; Banten, Serang; 2008.
7. European  Commission.  Determination  of    the  in-containment  source  term  for  a large- break loss of coolant accident.  EUR  19841 EN; 2001.p. 2 - 19 8. Kim,  S.U  and  Kang,  C.S.  Evaluation  of  radioactive  source  terms  in  the  system- integrated modular advanced reactor. Journal of the Korean Nuclear Society. 1999;
31:  23 - 35
9. IRSN. Research  and  development  with   regard  to  severe  accidents  in  pressurised water  reactors. Summary and Outlook,  Rapport IRSN-France; 2007. p. 4 - 14 10. Stephenson W., Dutton L.M.C., Handy B.J., and Smedley C. realistic methods  for calculating  the  release  and  consequences  of  large  LOCA. EUR  14179EN,
Commission   of  the European Communities; 1992. p. 1 - 3.
11. Soffer,L. et al. Accident source term for light water nuclear
power plant.  Final report. NUREG-1465. US-NUREC. Washington ;1995. p. 5
- 15
12. Pande, M.U, Kuntjoro, S. Analisis karakteristik sumber dari reaktor PWR
kapasitas 1000 Mwe  pada operasi 3 tahun. Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir, Tri Dasa Mega ISSN 1411-240X. 2008; 10: 94 – 5.
13. IAEA.  Generic models for use in assessing the impact of discharges of radioactive substances to the environment.
Safety series No.19,
STI/PUB/1103. Vienna; 2001. p. 20 -25 14. IAEA.   Atmospheric dispersion in nuclear power plant. Safety Series No. 50- SG-3 IAEA. Vienna; 1980. p. 27 - 35
15. Allen  G.,  CROFF. ORIGEN  2:    A  versatile  computer  code  for  calculating  the nuclide  compositions    and  characteristics  of  nuclear  materials. Nuclear
Technology. 1983; 62:  3 -5.
16. Emerald. A program for the calculation of activity releases and potential doses from a pressurized water reactor plant. Argonne Code Center, Illinois; 1971.
17. PC Cosyma, European Commission. PC Cosyma, version 2.0. user guide, national radiological protection board. Forschungzentrum Karlsruhe GmbH; 1995. p. 10 – 30.
18. Westinghouse. AP-1000  design  overview. Westinghouse  Electric  Company; 2009.
19. Pande,  M.U. Analisis    dispersi radiasi atmospheric pengoperasian           reaktor daya    ringan  LWR. Proseding  Seminar  Nasional  ke  -14  Teknologi  dan Keselamatan  PLTN  serta  Fasilitas  Nuklir,  No.  ISSN  0854-2910; Bandung; 2008. 20. BMG Data Meteorologi Kabupaten Serang 2008-2009. Serang ;2010
21. BPS. Potensi desa (PODES)  propinsi Banten 2008-2009. Biro Pusat Statistik. Banten; 2010 22. Bapeten. Ketentuan  keselamatan  kerja. SK  No.1  Ka.  BAPETEN,
Jakarta; 1999.