## KARAKTERISASI RADIONUKLIDA PADA TIAP SUB-SISTEM KESELAMATAN  REAKTOR DAYA  BERBAHAN BAKAR MOX
Pande Made Udiyani Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir Gedung 80 Kawasan PUSPIPTEK Serpong, Tangerang 15310

## ABSTRAK
KARAKTERISASI  RADIONUKLIDA  PADA  TIAP  SUB-SISTEM  KESELAMATAN REAKTOR DAYA DENGAN BERBAHAN BAKAR MOX . Pengganti Bahan bakar UO 2 , 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  UO 2 ,  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
ABSTRACT RADIONUCLIDES CHARACTERIZATION IN EACH SUB-SYSTEM  OF  MOX  FUEL POWER REACTOR SAFETY. Substitute UO 2 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 UO 2 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.
Key words : nuclide characteristic, power reactor, fuel, MOX

## PENDAHULUAN
Pengganti  bahan  bakar  UO 2 ,  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  UO 2 [1]. Penggunaan    MOX  sebagai  bahan  bakar  reaktor  daya, selain  diperoleh  keuntungan  derajat  bakar tinggi juga ekonomi,  diperkirakan  juga  akan meningkatkan  probabilitas  terjadinya  kecelakaan.  Meskipun  demikian, US-Nuclear Regulation  Commission (NRC) telah menyatakan bahwa penggunaan MOX tidak  akan terpengaruh besar pada kecelakaan dan konsekuensi  kemungkinan kecelakaan parah  tidak akan berubah[1]. Meskipun  pengalaman menunjukkan bahwa  penggunaan  bahan  bakar yang mempunyai derajat bakar tinggi dan bahan bakar MOX dalam reaktor layak dan aman dengan siklus pengoperasian lebih panjang, tetapi dengan beban panas dan radiasi yang lebih tinggi dapat meningkatkan beberapa  karakteristik  dari spent  fuel membutuhkan perhatian tambahan dan investigasi khusus dalam  pengelolaan spent  fuel .  Selain  itu  plutonium  dapat menimbulkan  dampak  radiasi  yang  signifikan  terhadap  manusia  dan  lingkungan. Oleh karena  itu  perlu  dilakukan  suatu  analisis  keselamatan  termasuk  terhadap  produk  fisi  yang dihasilkan dari penggunaaan bahan bakar MOX.
Penelitian ini bertujuan untuk mengkarakterisasi nuklida produk fisi yang dihasilkan dan  dapat  lepas  ke  setiap  sub-sistem  keselamatan  akibat  penggunaan  bahan  bakar  MOX dalam  pengoperasian  reaktor  daya  untuk  kondisi  operasi  normal  atau  kondisi  kecelakaan. Analisis  dilakukan  dengan  cara  menghitung  dan  menelusuri  lepasan  nuklida  untuk  setiap sub-sistem  keselamatan  pada  operasi  normal  atau  kecelakaan  yang  menimbulkan  dampak radiasi  yang  signifikan  terhadap  manusia  dan  lingkungan.  Untuk  kondisi  kecelakaan dilakukan  postulasi  kecelakaan small LOCA, large LOCA,  dan severe accident . Pelepasan nuklida    produk  fisi  ke  sub-sistem    untuk  operasi  normal  meliputi:  inventori  teras,  sistem pendingin, sistem pendingin melewati clean-up filter, steam generator melalui sistem kontrol volume, sungkup, sistem gas luar, ke dan dari cerobong melalui berbagai filter. Sedangkan untuk  pelepasan  kecelakaan  meliputi  inventori  teras, gap ,  kelongsong,  sistem  pendingin, sungkup, dan cerobong.
Asumsi  yang  digunakan  untuk  estimasi  operasi  normal  adalah:  produk  fisi  yang terbentuk pada operasi normal bersumber dari kontaminasi uranium pada permukaan setiap bahan bakar dan maksimum mencapai 10 µg uranium.[2] Selain itu adanya porositas yang sangat  halus  pada cladding bahan  bakar pinholes yang  terbentuk  untuk  bahan  bakar  yang sudah  teiradiasi  di  dalam  teras  lebih  dari  3  tahun  dengan  asumsi  0.1  %    lolos  ke  sistem pendingin juga dapat merupakan sumber utama kontaminasi hasil fisi pada teras reaktor. [3] Postulasi  kecelakaan  untuk small  breake LOCA  mengakibatkan  3  %  teras  gagal  [4], postulasi large  breake LOCA  menghasilkan  33  %  teras  gagal[4] dan severe  accident dipostulasikan 50-100 % teras gagal[5].
Probabilitas  terjadi  kecelakaan  pada  teras  yang  menggunakan  bahan  bakar  MOX diasumsikan  sama  dengan  PWR  yang  ber  bahan  bakar  UO 2 [4-5]. Dalam  hal itu, fraksi pelepasan radionuklida (produk  fisi  dari inventori reaktor yang dilepaskan selama kecelakaan) adalah sama untuk kedua jenis bahan bakar; perbedaan konsekuensinya adalah karena inventori radionuklida di dalam teras berbeda.
Makalah ini menyampaikan karakterisasi nuklida dari penggunaan bahan bakar MOX agar  dapat  menggambarkan  peta  aktivitas  nuklida  produk  fisi  untuk setiap  subsistem keselamatan  di  dalam  reaktor PWR,  sehingga  konsekuensi    produk  fisi  dari  pengoperasian reaktor terhadap manusia dan lingkungan dapat diperkirakan. Berdasarkan aktivitas nuklida
tersebut,  evaluasi  terhadap  setiap  subsistem  keselamatan    bisa  dilakukan  dalam  rangka mitigasi konsekuensi radiasinya.

## TEORI
Berdasarkan suatu  pendekatan, plutonium akan digunakan untuk menghasilkan oksida  campuran plutonium-uranium  sebagai  bahan  bakar (MOX),  yang  akan diiradiasi di sejumlah reaktor air ringan di Amerika Serikat (LWRs), menggantikan bahan bakar reaktor yang bukan campuran[1].
Penggunaan bahan  bakar MOX dalam skala besar  akan diterapkan  pada  utilitasi reaktor  daya  nuklir  di  AS. Meskipun beberapa negara di Eropa telah mulai menggunakan bahan bakar MOX secara terbatas di LWRs, hal ini merupakan hasil kedua kebijakan non- proliferasi  AS yang  diadopsi pada  akhir  tahun  1970 yang menyebabkan pemrosesan kembali bahan bakar komersial dan daur ulang MOX lebih mahal dari bahan bakar UO 2 .[1]

## Dampak Bahan Bakar MOX pada Konsekuensi Kecelakaan [1]
Selama siklus  operasi,  teras  berbahan  bakar    MOX memiliki inventori  yang  lebih besar  dibandingkan  teras  UO 2 terutama radionuklida  transuranik (TRU),  termasuk plutonium-239 (Pu-239),  amerisium-241 (Am-241)  dan curium-242 (Cm-242).  Karena banyak dari radionuklida  pemancar  alfa  memiliki  waktu  paruh  panjang, dengan radiotoksisitas  yang  relatif tinggi jika terhirup atau tertelan,  lepasan  dalam  jumlah  kecil sudah  dapat  menimbulkan  kontribusi  yang  signifikan  terhadap  dampak  radiasi  paparan publik.  Dipandang  dari  inventori  produk fisi,  teras  MOX  juga berbeda dibandingkan dengan  bahan  bakar  UO 2 , karena U-235  dan Pu-239  memiliki spektrum produk  fisi yang sedikit berbeda.  Dampak  penting  hal  ini  didasarkan pada asumsi bahwa konsekuensi dari kecelakaan reaktor didominasi oleh lepasan  produk fisi volatil,  seperti  yodium-131  (I-131) dan cesium-137 (Cs-137), sedangkan aktinida plutonium dan nuklida aktinida lainnya  yang memiliki tekanan uap yang sangat rendah low-volatile , tidak akan lepas ke lingkungan dalam jumlah yang  signifikan. Meskipun sebagian  besar aktinida bersifat low-volatile dan tidak mudah lepas dari bahan  bakar yang  meleleh, lepasan  aktinida dalam  jumlah  signifikan  ke lingkungan dapat terjadi  pada  kecelakaan tertentu  seperti severe  accident .  Kecelakaan tersebut diperkirakan sangat jarang  terjadi,  tetapi  perlu  dipertimbangkan    dalam analisis keselamatan. Disimpilkan  bahwa fraksi rilis untuk aktinida dapat mencapai sekitar 3,5%[1].
Penggunaan  MOX  akan  menimbulkan  bertambahnya  kecepatan  tekanan  pada sungkup,  yang  mempercepat  sungkup gagal.  Juga  akan  terjadi  fenomena  penumpukan  gas hidrogen akibat reaksi cladding zirconium dan uap air, yang akhirnya menimbulkan ledakan yang akan menghancurkan teras dan sungkup.

## Dampak Bahan Bakar MOX Pada Probabilitas Kecelakaan
Analisis risiko mengasumsikan bahwa penggunaan bahan  bakar MOX tidak  akan mempengaruhi kemungkinan terjadi kecelakaan parah[1]. Sementara asumsi ini wajar sebagai pendekatan  pertama, ada beberapa perbedaan dalam sifat neutronik dan termomekanis dari dua jenis bahan  bakar yang  dapat mempengaruhi hasil prekursor kecelakaan. Tidak  semua dampak negatif dari penggunaan bahan  bakar MOX dapat dikurangi dengan modifikasi pada desain teras.
Karena Pu-239 memiliki serapan termal dan tampang lintang fisi tinggi dibandingkan U-235,  teras    MOX  menghasilkan  spektrum  termal  netron  lebih  sedikit.  Dibandingkan dengan teras bahan bakar pengkayaan rendah,  bahan bakar MOX mempunyai:
- koefisien temperatur moderator negatif lebih kecil
- koefisien Doppler negatif umumnya lebih kecil
- mengurangi fraksi neutron kasip dan umur neutron
- mengurangi nilai batang kendali individu
- berkurangnya nilai boron
- meningkatkan  faktor puncak daya lokal
- temperatur bahan bakar centerline lebih tinggi Sifat  lain bahan  bakar MOX yang dapat mempengaruhi  pelepasan radionuklida selama kecelakaan adalah perilaku fisik inferior pelet MOX dibandingkan dengan yang pelet UO 2 , karena pelepasan gas hasil fisi akan lebih besar dengan temperatur yang lebih tinggi, terutama  pada derajat  bakar lebih  besar dari 35 GWD/t[1]. Mikrostruktur  heterogen bahan bakar MOX (akibat dari kehadiran kluster plutonium) menghasilkan tampilan hot spot pada derajat bakar lokal sangat tinggi, dengan  konsentrasi tinggi gas fisi menumpuk.
Tidak  ada perbedaan yang  signifikan  antara lepasan  produk  fisi  dari  bahan  bakar MOX dan UO 2 untuk lepasan uranium, tapi produk fisi plutonium yang  lepas sekitar dua lipat lebih tinggi untuk bahan bakar MOX dibandingkan dengan UO 2 . Hal utama terkait ini yaitu mengenai tingkat probabilitas lepasan awal yang tinggi untuk cesium dan yodium yang disebabkan oleh  perpindahan radionuklida volatil saat iradiasi ke tepi pelet, yaitu dalam persoalan kontak permukaan bahan bakar dengan air tanah [6,7].
Sifat dan perilaku bahan  bakar,  seperti  oksidasi cladding,  crud,  gap pellet-cladding dan cladding  bowing ,  sudah  dievaluasi tetapi tidak  ditemukan hal  penting untuk perbandingan pengaruh menyeluruh pada siklus bahan bakar ketika membandingkan bahan bakar berderajat bakar rendah dengan tinggi. Sifat lain dari bahan bakar seperti tingkat rekah pelet dan oksidasi bahan bakar, hanya  berpengaruh kecil[8].
Bahan  bakar UOX dengan  derajat  bakar lebih  tinggi  atau  bahan  bakar  MOX membutuhkan pengayaan uranium  yang  lebih  tinggi, dan akan  menghasilkan produk fisi (FP) dan transuranics (TRU) yang lebih tinggi. Panas peluruhan dan aktifitas spesifik total disumbang sepenuhnya oleh  produk fisi, terutama oleh Sr-90 (waktu paruh 29 tahun) untuk Y-90 dan Cs-137  (waktu  paruh 30 tahun)  untuk  Ba-137m.  Waktu  paruh  untuk  isotop ini total sampai sekitar 200 tahun. Setelah 100-200 tahun, aktivitas spesifik dan panas peluruhan dari aktinida menjadi dominan.  Dengan  meningkatkan derajat  bakar UOX bekas  akan membutuhkan waktu peluruhan  lebih panjang  sebelum  proses  penyimpanan  kering, pemindahan, atau pembuangan[8].
Penggunaan bahan  bakar derajat  bakar tinggi UOX dan MOX akan  mengurangi massa dan volume bahan bakar sehingga dapat mengurangi biaya penanganan bahan bakar akhir siklus. Di sisi lain, ada kemungkinan peningkatan  kebutuhan lebih  lama untuk penyimpanan bahan bakar bekas  karena panas tinggi dan peluruhan radioaktivitas. Hal ini akan melibatkan beberapa perubahan dalam desain penyimpanan bahan  bakar basah dan kering, transportasi, pengolahan  ulang, refabrikasi, dan sistem pembuangan  limbah. Selanjutnya, mengingat perbedaan besar di harga uranium  dan ketidakpastian yang  tinggi dalam biaya pengolahan, sulit untuk membuat  keputusan apakah  akan memproses  ulang, dengan  berdasarkan  hanya  perhitungan  dari  sisi    ekonomi. Evaluasi biaya-manfaat memerlukan analisis dan optimasi yang meliputi tidak hanya manfaat utama dalam biaya operasi reaktor, namun juga biaya untuk daur bahan bakar.
Dalam  hal  proliferasi  bahan  bakar UOX, REPU, dan bahan  bakar MOX yang mempunyai derajat bakar tinggi cenderung lebih banyak penolakan, karena aktifitas spesifik lebih  tinggi dari masing-masing jenis bahan  bakar dan karena bahan  bakar lain  seperti uranium  pengkayaan  rendah  UO 2 , menguntungkan untuk proliferasi (sedikit Pu-239  dan lebih banyak Pu -240 dan Pu-238)[8].
Potensi dampak penggunaan UOX derajat bakar tinggi atau MOX pada penyimpanan basah dan kering, transportasi, pembuangan repositori, pengolahan, fabrikasi REPU dan MOX, dan baik ekonomi maupun non-proliferasi,  selama akhir daur  bahan  bakar,  telah dievaluasi.  Beberapa evaluasi dilakukan  dengan  jumlah data  yang  terbatas. Derajat  bakar tinggi MOX atau UOX mempengaruhi penggunaan semua komponen manajemen spent fuel, dengan pro dan kontra terkait setiap langkah prosesing. Karena kepentingan relatif dalam hal pertimbangan teknis, ekonomi, dan lainnya dari satu  negara  ke negara, tidak  ada rekomendasi definitif tentang apakah akan menggunakan atau tidak menggunakan UOX atau MOX dengan derajat bakar lebih tinggi berdasarkan isu-isu manajemen spent fuel. Perhitungan radioaktivitas di dalam inventori menggunakan persamaan[9].
ci i i ci N Y t kP dt dN O ) ( (1)
Jika P(t) konstan dan inventori awal = 0, maka persaman (1)  menjadi:
) 1 ( ) ( it i i ci e kPY t N O O (2)
Radioaktivitas di dalam teras, Ri (t), adalah,
) 1 ( ) ( ) ( it i ci i i e kPY t N t R O O
(3)
dengan, k     : laju  pembelahan per MW termal Yi   :  kelimpahan ( yield ) produk fisi untuk radionuklida P(t) : daya thermal Ȝ i    : waktu paruh radionuklida
t      : waktu iradiasi
Besarnya  fraksi  kegagalan  bahan  bakar  berdasarkan  postulasi  kerusakan  teras  dan sistem    pengaman  reaktor  seperti  ECCS  ( Emergency  Core  Cooling  System ).  Untuk kecelakaan  dasar  desain  DBA  atau  DBC,  berdasarkan  hasil  eksprimen  dari  Negara-negara Uni Eropa berkisar 1-50 % yang bergantung pada postulasi dan kerja fitur keselamatan pada PWR [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[7].
Fraksi lepasan dari bahan bakar ditentukan dengan [7],
bf F F O 0 (4) dengan,
Ȝ
: konstanta peluruhan nuklida F 0
: gas mulia : 4,0 x 10 -2 % dan untuk gas volatil : 3,8 x 10 -2 % b f : gas mulia - 0,29; gas volatil : - 0,17 Laju  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 [8].
) exp( ) ( )} exp( 1 { ) ( 1 , t t C t WP P t C i n i i i n i i O O O (5) dengan,
C i : aktivitas nuklida i di pendingin reaktor, Ci/kg P i : laju lepasan nuklida i 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  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.
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  alami  seperti    aglomerasi,  kondensasi, gravitasi, deposisi, efek foretik, adsorpsi [10].

## METODOLOGI
1. Produk fisi untuk inventori teras reaktor PWR dihitung menggunakan ORIGEN-2 [1,11].
PLTN yang dihitung dengan spesifikasi: jumlah feed assemblies 92; total jumlah assemblies 193 ; feed loading 38.9 tHM; total l oading teras 81.7 tHM; feed enrichment rata-rata (w/o) 4.43 (WG-Pu+Am-241); total Pu yang digunakan per tahun 0.46 ton; burn up rata-rata  44,080  MWD/THM;  panjang  siklus  21,010  MWD/THM;  panjang  siklus ( effective full-power ) 481 hari ; outage length 40 hari ; daya reaktor   3565 MWth.
2.  Perhitungan  karakteristik  nuklida  reaktor  PWR  dengan bahan  bakar  MOX  untuk  setiap sub  sistem  keselamatan  pada  kondisi  operasi  normal  menggunakan  asumsi  :  radionuklida lepas  dari  subsistem  bahan  bakar  karena  adanya pinholes  cladding akan  mengakibatkan sekitar 0,1 % radionuklida dari inventori lepas ke pendingin reaktor dengan  faktor lepasan ( release factor ) dari teras ke pendingin reaktor untuk yodium : 0.3 %-0.5 %, Cs, Rb: 0.25- 0.30 %, Ru, Te: 0.01 %, lainnya 0.25 %. Efisiensi filter di sistem pembersih untuk yodium 95 %, hasil fisi lainnya 90 %, dan gas mulia 0 %. Efisiensi filter di cerobong reaktor diambil untuk gas mulia 0 %, yodium (organik) 90 %, dan nuklida lainnya (Br, Te , Cs, Rb) 99%. [1,3]
3. Perhitungan karakteristik nuklida reaktor PWR dengan bahan bakar MOX dengan kondisi postulasi kecelakaan small LOCA menggunakan asumsi : teras gagal 3 %, gap release untuk gas  mulia;  Kr=7,5%,  Xe=2,15  %,  I  =  0,65  %,  nuklida  lainnya  =0,0051. Release  core inventory :  I  =0,02  %,  Cs-137=0,06  %,  lainnya  0,06%,  pengurangan  di sungkup untuk nuklida    I=0,05.  Efisiensi  filter  di  cerobong  reaktor  diambil  untuk  gas  mulia  0  %,  yodium (organik) 90 %, dan nuklida lainnya (Br, Te , Cs, Rb) 99%. [4]
4.  Perhitungan  karakteristik  nuklida  reaktor  PWR dengan bahan  bakar  MOX  untuk  setiap sub-sistem  keselamatan  pada  kondisi  kecelakaan  postulasi large  breake LOCA menggunakan asumsi: teras gagal 33 %, gap release untuk gas mulia; Kr=7,5%, Xe=2,15 %, I  =  0,65  %,  nuklida  lainnya  =0,0051. Release  core  inventory :  I  =0,22  %,  Cs-137=0,5  %, lainnya 0,06%, pengurangan di  sungkup untuk nuklida  I=0,46. Efisiensi filter di cerobong reaktor diambil untuk gas mulia 0 %, yodium (organik) 90 %, dan nuklida lainnya (Br, Te , Cs, Rb) 99%. [9]
5.  Perhitungan  karakteristik  nuklida  reaktor  PWR  dengan bahan  bakar  MOX  untuk  setiap sub  sistem  keselamatan  pada  kondisi  kecelakaan  postulasi severe  accident menggunakan asumsi:  teras  gagal  50  %,  nuklida    ke  pengungkung:  gas  mulia  100  %, I:  50  %,  nuklida lainnya  1  %,  pengurangan  di    sungkup untuk  nuklida    I=0,46.  Efisiensi  filter  di  cerobong reaktor diambil untuk gas mulia 0 %, yodium (organik) 90 %, dan nuklida lainnya (Br, Te , Cs, Rb) 99%. [5]

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Aktivitas  produk  fisi  yang  ke  luar  dari  inventori  melalui  retakan  kelongsong  bahan bakar  disebabkan  adanya  kondisi  yang  memungkinkan  bahan  bakar  gagal.  Kondisi operasi normal retakan terjadi karena adanya porositas yang sangat halus pada cladding bahan bakar yaitu  pinholes  yang  terbentuk  pada  bahan  bakar  yang  sudah  teiradiasi di  dalam  teras  lebih dari 3 tahun. Sedangkan untuk kondisi kecelakaan, yang memungkinkan bahan bakar gagal adalah  karena  LOCA  mengakibatkan    pendinginan  teras  dan  integritas  kelongsong    tidak terjaga. Kondisi perpindahan nuklida dari inventori ke sungkup terjadi berdasarkan postulasi kerusakan  teras  dan    sistem    pengaman  reaktor  seperti  ECCS  ( Emergency  Core  Cooling System ).  Jika  ECCS  masih  berfungsi  maka  kecelakaan  yang  terjadi  masih  pada  level kecelakaan  dasar  desain  DBA- Design  Basis  Accident . Termasuk  dalam  DBA  adalah small break  LOCA dan large  break  LOCA .  Jika  ECCS  tidak  berfungsi  yang  akan  terjadi  adalah kecelakaan di luar dasar desain atau level DBBA- Design Beyond Basis Accident . Hasil perhitungan karakteristik nuklida untuk setiap subsistem diberikan pada Tabel 1 untuk karakteristik nuklida dari teras bahan bakar ke sistem pendingin reaktor RCS ( Reactor Cooling System ).  Hasil estimasi  karakteristik  nuklida dari  RCS  ke  sungkup diberikan  pada Tabel  2,  hasil  estimasi  karakteristik  nuklida  di sungkup pada  Tabel  3,  dan  hasil  estimasi karakteristik nuklida ke luar cerobong pada Tabel 4.

## 1. Karakteristik Radionuklida Dari Teras Bahan bakar ke RCS
Nuklida produk fisi di dalam inventori teras reaktor daya yang menggunakan bahan bakar  MOX  tidak  berbeda  dibandingkan  dengan  yang  bukan  MOX.  Untuk  bahan  bakar MOX ditambahkan dengan satu grup yaitu radionuklida transuranic (TRU) dari aktinida dan lantanida. Berdasarkan jenis  nuklida  maka  untuk  bahan bakar MOX  terbagi  menjadi  yaitu: grup  gas  mulia  (Xe,  Kr);  grup  Halogin  (I,  Br);  logam  alkali-alkali  metal  (Cs,  Rb);  grup Tellerium (Te, Sb, Se); grup Barium-Stronsium (Ba, Sr); grup logam mulia (Ru, Rh, Pd, Mo, Tc, Co); grup Lantanida (La, Zr, Nd, Eu, Nb, Pm, Pr, Sm, Y, Cm, Am); grup Cerium (Ce, Pu,  Np); dan  grup radionuklida  transuranik (Pu-239,  Am-241,  Cm-242). Produk  fisi  yang lepas dari inventori dipengaruhi oleh jenis bahan bakar di dalam teras. Penggunaan Pu yang digunakan  sebagai  campuran  MOX,  akan  meningkatkan  produk  fisi  aktinida  dan  lantanida atau dikenal dengan radionuklida transuranic di dalam inventori teras.
Tabel 1. Hasil estimasi karakteristik radionuklida dari teras bahan bakar ke RCS (Bq) Nuklida Normal Small break LOCA Large break LOCA Severe accident Nuklida Normal Small break LOCA Large break LOCA Severe accident Kr-85 1.67x10 13 5.02x10 14 5.53x10 15 8.37x10 15 Te-29m 2.61 10 14 7.83x10 15 8.61x10 16 1.30x10 17 Kr-85m 5.47x10 14 1.64x10 16 1.81x10 17 2.74x10 17 Te-31m 8.75 10 14 2.63x10 16 2.89x10 17 4.38x10 17 Kr-87 1.05x10 14 3.15x10 16 3.47x10 17 5.26x10 17 Te-132 5.15x10 15 1.54x10 17 1.70x10 18 2.57x10 18 Kr-88 1.40x10 15 4.21x10 16 4.63x10 17 7.02x10 17 I-131 3.69x10 15 1.11x10 17 1.22x10 18 1.85x10 18 Xe-133 7.09x10 15 2.13x10 17 2.34x10 18 3.55x10 18 I-132 5.29x10 15 1.59x10 17 1.74x10 18 2.64x10 18 Xe-135 2.85x10 15 8.55x10 16 9.40x10 17 1.42x10 18 I-133 7.08x10 15 2.12x10 17 2.34x10 18 3.54x10 18 Rb-86 2.69x10 12 8.08x10 13 8.89x10 14 1.35x10 15 I-134 7.59x10 15 2.28x10 17 2.50x10 18 3.79x10 18 Sr-89 1.86x10 15 5.57x10 16 6.13x10 17 9.29x10 17 I-135 6.80x10 15 2.04x10 17 2.20x10 18 3.40x10 18 Sr-90 1.20x10 14 3.61x10 15 3.97x10 16 6.01x10 16 Cs-134 4.44x10 14 1.33x10 16 1.46x10 17 2.22x10 17 Sr-91 2.64x10 15 7.93x10 16 8.73x10 17 1.32x10 18 Cs-136 2.30x10 14 6.90x10 15 7.59x10 16 1.15x10 17 Sr-92 3.13x10 15 9.38x10 16 1.03x10 18 1.56x10 18 Cs-137 3.45x10 14 1.04x10 16 1.14x10 17 1.73x10 17 Y-90 1.24x10 14 3.71x10 15 4.09x10 16 6.19x10 16 Ba-139 5.90x10 15 1.77x10 17 1.95x10 18 2.95x10 18 Y-91 2.70x10 15 8.11x10 16 8.92x10 17 1.35x10 18 Ba-140 5.98x10 15 1.79x10 17 1.97x10 18 2.99x10 18 Y-92 3.14x10 15 9.43x10 16 1.04x10 18 1.57x10 18 La-140 6.13x10 15 1.84x10 17 2.02x10 18 3.06x10 18 Zr-95 5.04x10 15 1.51x10 17 1.66x10 18 2.52x10 18 La-141 5.38x10 15 1.62x10 17 1.78x10 18 2.69x10 18 Zr-97 5.25x10 15 1.58Ex10 17 1.73x10 18 2.63x10 18 La-142 5.15x10 15 1.54x10 17 1.70x10 18 2.57x10 18 Nb-95 5.04x10 15 1.51 x10 17 1.66x10 18 2.52x10 18 Ce-141 5.47x10 15 1.64x10 17 1.81x10 18 2.74x10 18 Mo-99 6.40x10 15 1.92 x10 17 2.11x10 18 3.20x10 18 Ce-143 4.68x10 15 1.40x10 17 1.54x10 18 2.34x10 18 Tc-99m 5.62x10 15 1.68 x10 17 1.85x10 18 2.81x10 18 Ce-144 3.34x10 15 1.00x10 17 1.10x10 18 1.67x10 18 Ru-103 7.03x10 15 2.11 x10 17 2.32x10 18 3.52x10 18 Pr-143 4.59x10 15 1.38x10 17 1.51x10 18 2.29x10 18 Ru-105 5.55x10 15 1.66 x10 17 1.83x10 18 2.77x10 18 Nd-147 2.23x10 15 6.70x10 16 7.37x10 17 1.12x10 18 Ru-106 3.35x10 15 1.01 x10 17 1.11x10 18 1.68x10 18 Np-239 6.26x10 16 1.88x10 18 2.07x10 19 3.13x10 19 Rh-105 5.29x10 15 1.59 x10 17 1.75x10 18 2.65x10 18 Pu-238 1.09x10 13 3.27x10 14 3.60x10 15 5.45x10 15 Sb-127 4.12x10 14 1.24 x10 16 1.36x10 17 2.06x10 17 Pu-239 3.27x10 12 9.80x10 13 1.08x10 15 1.63x10 15 Sb-129 1.30x10 15 3.91 x10 16 4.30x10 17 6.51x10 17 Pu-240 5.68x10 12 1.70x10 14 1.87x10 15 2.84x10 15 Te-127 4.11x10 14 1.23 x10 16 1.36x10 17 2.06x10 17 Pu-241 1.41x10 15 4.22x10 16 4.64x10 17 7.03x10 17 Te-27m 7.30x10 13 2.19 x10 15 2.41x10 16 3.65x10 16 Am-241 2.45x10 06 7.36x10 07 8.10x10 08 1.23x10 09 Te-129 1.25x10 15 3.74x10 16 4.11x10 17 6.23x10 17 Cm-242 7.91x10 14 2.37x10 16 2.61x10 17 3.95x10 17 Cm-244 1.99x10 13 5.98x10 14 6.58x10 15 9.96x10 15
Aktivitas  radionuklida  transsuranik (Pu  dan  aktinida)  di  inventori  teras  MOX merupakan  fungsi  dari  konten  isotop  Pu  pada  bahan  bakar  segar,  loading  teras  permulaan, dan  waktu  irradiasi.   Penambahan  Pu  pada bahan  bakar  MOX  bergantung  pada  komposisi bahan  bakar MOX di dalam  teras, jika dalam  satu  teras  100 %  menggunakan  bahan  bakar MOX maka kandungan Pu bisa memcapai 3 sampai 11 kali lebih banyak dibandingkan teras dengan 100 % UO 2 . Dalam tulisan ini bahan bakar MOX (100 % bahan bakar teras) yang digunakan  sebagai  dasar  estimasi  dan  evaluasi  memiliki  komposisi kandungan plutonium dalam w/o adalah: Pu-238 (0.04); Pu-239 (93,08), Pu-240 (6,54), Pu-241(0,21), Pu-242 (0,1) dan Am-241 (0,03) [1].
Selain kandungan Pu dari hasil perhitungan nuklida yang lepas dari teras bahan bakar ke RCS bergantung pada kondisi operasi normal atau kecelakaan, karena berkaitan dengan integritas kelongsong. Dari data perhitungan pada Tabel 1, aktivitas untuk semua produk fisi yang  lepas  ke  RCS  tertinggi  jika  terjadi  kecelakaan severe  accident .  Pada  postulasi severe accident fraksi bahan bakar atau teras gagal paling besar, karena diasumsikan 50 % integritas kelongsong  bahan  bakar  gagal.  Untuk  mitigasi  kegagalan  bahan  bakar  atau  teras,  maka diperlukan  sistem  keselamatan  reaktor  yang  dapat  mengurangi  probabilitas  gagalnya integritas kelongsong.

## 2. Karakteristik Radionuklida dari RCS ke Sungkup
Hasil estimasi karakteristik nuklida dari RCS ke sungkup pada Tabel 2, khusus untuk kondisi  kecelakaan  dipengaruhi  oleh  tingkat  keparahan  kecelakaan  dan  kerja  fitur keselamatan  reaktor.  Asumsi  untuk  perhitungan  diambil dari kriteria  keparahan  kecelakaan dan berfungsinya fitur keselamatan. Jika ECCS ( cold leg dan hot leg ) berfungsi kecelakan di klasifikasikan  sebagai  DBA  dengan  kegagalan  teras  mencapai    3  sampai  33  %,  tetapi  jika ECCS  tidak  berfungsi,  kegagalan  teras  bisa  mencapai  50    sampai  100  %  (di  klasifikasi sebagai severe accident atau BDBA).
Sistem filterisasi penghalang di RSC akan mempengaruhi jenis dan aktivitas produk fisi,  kondisi  tekanan  dan  suhu,  dan  bentuk  produk  fisi  karena  akan  berpengaruh  terhadap integritas sungkup. Penggunaan MOX akan menimbulkan bertambahnya kecepatan tekanan pada sungkup, yang mempercepat sungkup gagal. Juga akan terjadi fenomena penumpukan gas  hidrogen  akibat  reaksi cladding  zirconium dan  uap  air,  yang  akhirnya  menimbulkan ledakan yang akan menghancurkan teras dan sungkup[1].
Penanganan nuklida di RCS akan mempengaruhi karakteristik nuklida yang lepas ke udara  sungkup.  Perubahan  fisis  (suhu,  tekanan,  dan  volume)  dan  kimia  (termasuk  reaksi dengan  netron  atau  dengan  sesama    produk  fisi)  dari  nuklida  yang  terlepas  ke  RCS  akan mempengaruhi  aktivitas  lepasan  nuklida.  Jika  nuklida  bersifat  mudah  menguap  (volatil), aktivitas nuklida seperti Cs dan I akan meningkat secara signifikan, nuklida yang larut dalam air  akan  ikut  terbawa  pada  uap  air  yang  terbentuk  karena  adanya  peningkatan  suhu  dan tekanan.
Tabel 2. Hasil estimasi karakteristik radionuklida dari RCS ke sungkup (Bq)
Nuklida Normal Small break LOCA Large break LOCA
Severe accident Nuklida Normal Small break LOCA Large break LOCA Severe accident Kr-85 1.67x10 13 3.77x10 13 4.15x10 14 8.37x10 15 Te-29m 2.40x10 10 4.11x10 11 2.20x10 13 2.06x10 15 Kr-85m 5.47x10 14 1.23x10 15 1.35x10 16 2.74x10 17 Te-31m 8.04x10 10 7.30x10 11 7.37x10 13 3.65x10 14 Kr-87 1.05x10 15 2.37x10 15 2.60x10 16 5.26x10 17 Te-132 4.72x10 11 1.25x10 12 4.33x10 14 6.23x10 15 Kr-88 1.40x10 15 3.16x10 15 3.48x10 16 7.02x10 17 I-131 1.44x10 11 2.61x10 12 1.74x10 13 1.30x10 15 Xe-133 4.57x10 15 7.09x10 15 5.01x10 16 3.55x10 18 I-132 2.06x10 11 8.75x10 12 2.50x10 13 4.38x10 15 Xe-135 1.84x10 15 2.85x10 15 2.01x10 16 1.42x10 18 I-133 2.76x10 11 5.15x10 12 3.34x10 13 2.57x10 16 Rb-86 2.47x10 08 6.73x10 09 2.27x10 11 1.35x10 13 I-134 2.96x10 11 1.11x10 13 3.58x10 13 9.23x10 17 Sr-89 1.71x10 11 4.64x10 12 1.56x10 14 9.29x10 15 I-135 2.65x10 11 1.59x10 13 3.21x10 13 1.32x10 18 Sr-90 1.10x10 10 3.00x10 11 1.01x10 13 6.01x10 14 Cs-134 4.07x10 10 2.12x10 13 3.73x10 13 1.77x10 18 Sr-91 2.43x10 11 6.61x10 12 2.23x10 14 1.32x10 16 Cs-136 2.11x10 10 2.28x10 13 1.93x10 13 1.90x10 18 Sr-92 2.87x10 11 7.82x10 12 2.63x10 14 1.56x10 16 Cs-137 3.17x10 10 2.04x10 13 2.91x10 13 1.70x10 18 Y-90 1.14x10 10 3.10x10 11 1.04x10 13 6.19x10 14 Ba-139 5.41x10 11 1.11x10 12 4.96x10 14 2.22x10 15 Y-91 2.48x10 11 6.76x10 12 2.28x10 14 1.35x10 16 Ba-140 5.49x10 11 5.75x10 11 5.03x10 14 1.15x10 15 Y-92 2.89x10 11 7.86x10 12 2.65x10 14 1.57x10 16 La-140 5.62x10 11 8.63x10 11 5.16x10 14 1.73x10 15 Zr-95 4.63x10 11 1.26x10 13 4.24x10 14 2.52x10 16 La-141 4.94x10 11 1.47x10 13 4.53x10 14 2.95x10 16 Zr-97 4.82x10 11 1.31x10 13 4.42x10 14 2.63x10 16 La-142 4.72x10 11 1.50x10 13 4.33x10 14 2.99x10 16 Nb-95 4.62x10 11 1.26x10 13 4.24x10 14 2.52x10 16 Ce-141 5.02x10 11 1.53x10 13 4.60x10 14 3.06x10 16 Mo-99 5.87x10 11 1.60x10 13 5.38x10 14 3.20x10 16 Ce-143 4.29x10 11 1.35x10 13 3.94x10 14 2.69x10 16 Tc-99m 5.16x10 11 1.40x10 13 4.73x10 14 2.81x10 16 Ce-144 3.07x10 11 1.29x10 13 2.81x10 14 2.57x10 16 Ru-103 6.45x10 11 7.03x10 12 5.92x10 14 3.52x10 16 Pr-143 4.21x10 11 1.37x10 13 3.86x10 14 2.74x10 16 Ru-105 5.09x10 11 5.55x10 12 4.67x10 14 2.77x10 16 Nd-147 2.05x10 11 1.17x10 13 1.88x10 14 2.34x10 16 Ru-106 3.08x10 11 3.35x10 12 2.82x10 14 1.68x10 16 Np-239 5.75x10 12 1.57x10 14 5.27x10 15 3.13x10 17 Rh-105 4.86x10 11 1.32x10 12 4.45x10 14 2.65x10 16 Pu-238 1.00x10 09 2.73x10 10 9.17x10 11 5.45x10 13 Sb-127 3.78x10 10 1.03x10 12 3.47x10 13 2.06x10 15 Pu-239 3.00x10 08 8.17x10 09 2.75x10 11 1.63x10 13 Sb-129 1.20x10 11 3.26x10 13 1.10x10 14 6.51x10 15 Pu-240 5.21x10 08 1.42x10 10 4.78x10 11 2.84x10 13 Te-127 3.77x10 10 1.67x10 13 3.46x10 13 8.37x10 15 Pu-241 1.29x10 11 3.52x10 12 1.18x10 14 7.03x10 15 Te-27m 6.70x10 09 5.47x10 11 6.15x10 12 2.74x10 17 Am-241 2.25x10 02 6.14x10 03 2.07x10 05 1.23x10 07 Te-129 1.14x10 11 1.05x10 13 1.05x10 14 5.26x10 17 Cm-242 7.26x10 10 1.98x10 12 6.65x10 13 3.95x10 15 Cm-244 1.83x10 09 4.98x10 10 1.68x10 13 9.96x10 13

## 3. Karakteristik Radionuklida di Sungkup
Hasil estimasi karakteristik nuklida di sungkup diberikan pada Tabel 3. 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  alam  seperti    aglomerasi,  kondensasi,  gravitasi,  deposisi,  efek  foretik,  dan adsorpsi. Untuk nuklida yang mempunyai sifat non-volatil, logam berat, dan larut dalam air, mekanisme alam ini sangat signifikan mengurangi nuklida yang lepas ke luar dari cerobong. Deposisi  dan  pengendapan  nuklida  tersebut  selain  karena  adsorpsi  dinding  sungkup juga dibantu oleh efek gravitasi khususnya untuk logam berat yang non-volatil .
Tabel 3. Hasil estimasi karakteristik radionuklida di sungkup (Bq)
Nuklida Normal Small break LOCA Large break LOCA Severe accident Nuklida Normal Small break LOCA Large break LOCA Severe accident Kr-85 1.67x10 13 3.77x10 13 4.15x10 14 8.37x10 15 Te-29m 4.11x10 09 2.40x10 10 3.46x10 13 2.06x10 15 Kr-85m 5.47x10 14 1.23x10 15 1.35x10 16 2.74x10 17 Te-31m 7.30x10 08 8.04x10 10 6.15x10 12 3.65x10 14 Kr-87 1.05x10 15 2.37x10 15 2.60x10 16 5.26x10 17 Te-132 1.25x10 10 4.72x10 11 1.05x10 14 6.23x10 15 Kr-88 1.40x10 15 3.16x10 15 3.48x10 16 7.02x10 17 I-131 2.61x10 09 7.20x10 09 2.20x10 13 1.30x10 15 Xe-133 4.57x10 15 7.09x10 15 5.01x10 16 3.55x10 18 I-132 8.75x10 09 1.03x10 10 7.37x10 13 4.38x10 15 Xe-135 1.84x10 15 2.85x10 15 2.01x10 16 1.42x10 18 I-133 1.38x10 10 5.15x10 10 4.33x10 14 2.57x10 16 Rb-86 2.47x10 08 6.73x10 08 2.27x10 11 1.35x10 13 I-134 1.48x10 10 5.54x10 11 8.02x10 12 4.25x10 17 Sr-89 1.71x10 11 4.64x10 11 1.56x10 14 9.29x10 15 I-135 1.33x10 10 7.93x10 11 1.15x10 13 6.08x10 17 Sr-90 1.10x10 10 3.00x10 10 1.01x10 13 6.01x10 14 Cs-134 4.07x10 10 1.06x10 12 1.54x10 13 8.14x10 17 Sr-91 2.43x10 11 6.61x10 11 2.23x10 14 1.32x10 16 Cs-136 2.11x10 10 1.14x10 12 1.65x10 13 8.73x10 17 Sr-92 2.87x10 11 7.82x10 11 2.63x10 14 1.56x10 16 Cs-137 3.17x10 10 1.02x10 12 1.48x10 13 7.82x10 17 Y-90 1.14x10 10 3.10x10 11 1.04x10 13 6.19x10 14 Ba-139 5.41x10 11 1.11x10 11 3.73x10 13 2.22x10 15 Y-91 2.48x10 11 6.76x10 11 2.28x10 14 1.35x10 16 Ba-140 5.49x10 11 5.75x10 10 1.93x10 13 1.15x10 15 Y-92 2.89x10 11 7.86x10 11 2.65x10 14 1.57x10 16 La-140 5.62x10 11 8.63x10 10 2.91x10 13 1.73x10 15 Zr-95 4.63x10 11 1.26x10 12 4.24x10 14 2.52x10 16 La-141 4.94x10 11 1.47x10 12 4.96x10 14 2.95x10 16 Zr-97 4.82x10 11 1.31x10 12 4.42x10 14 2.63x10 16 La-142 4.72x10 11 1.50x10 12 5.03x10 14 2.99x10 16 Nb-95 4.62x10 11 1.26x10 12 4.24x10 14 2.52x10 16 Ce-141 5.02x10 11 1.53x10 12 5.16x10 14 3.06x10 16 Mo-99 5.87x10 11 1.60x10 12 5.38x10 14 3.20x10 16 Ce-143 4.29x10 11 1.35x10 12 4.53x10 14 2.69x10 16 Tc-99m 5.16x10 11 1.40x10 12 4.73x10 14 2.81x10 16 Ce-144 3.07x10 11 1.29x10 12 4.33x10 14 2.57x10 16 Ru-103 6.45x10 11 7.03x10 12 5.92x10 14 3.52x10 16 Pr-143 4.21x10 11 1.37x10 12 4.60x10 14 2.74x10 16 Ru-105 5.09x10 11 5.55x10 12 4.67x10 14 2.77x10 16 Nd-147 2.05x10 11 1.17x10 12 3.94x10 14 2.34x10 16 Ru-106 3.08x10 11 3.35x10 12 2.82x10 14 1.68x10 16 Np-239 5.75x10 12 1.57x10 13 5.27x10 15 3.13x10 17 Rh-105 4.86x10 11 1.32x10 14 4.45x10 14 2.65x10 16 Pu-238 1.00x10 09 2.73x10 09 9.17x10 11 5.45x10 13 Sb-127 3.78x10 10 1.03x10 13 3.47x10 13 2.06x10 15 Pu-239 3.00x10 08 8.17x10 08 2.75x10 11 1.63x10 13 Sb-129 1.20x10 11 3.26x10 13 1.10x10 14 6.51x10 15 Pu-240 5.21x10 08 1.42x10 09 4.78x10 11 2.84x10 13 Te-127 3.77x10 10 1.67x10 13 4.15x10 14 8.37x10 15 Pu-241 1.29x10 11 3.52x10 11 1.18x10 14 7.03x10 15 Te-27m 6.70x10 09 5.47x10 14 1.35x10 16 2.74x10 17 Am-241 2.25x10 02 6.14x10 02 2.07x10 05 1.23x10 07 Te-129 1.14x10 11 1.05x10 15 2.60x10 16 5.26x10 17 Cm-242 7.26x10 10 1.98x10 11 6.65x10 13 3.95x10 15 Cm-244 1.83x10 09 4.98x10 09 1.68x10 12 9.96x10 13
Mekanisme pengurangan Iodine di udara sungkup khusus untuk  Iodine organik bisa mencapai  0,4  sampai  0,5.  Mekanisme  semprot  ( spray ) juga  dapat  berfungsi  untuk mengurangi  aktivitas  radionuklida,  dengan  membuat  nuklida  tidak  lepas  ke  luar  sungkup. Sistem spray ini  berfungsi  umumnya  jika  kecelakaan  sudah  termasuk  BDBA  atau severe accident .

## 4. Estimasi Karakteristik Radionuklida ke Luar Cerobong
Sepanjang siklus operasi, teras berbahan bakar MOX memiliki inventori yang lebih besar  dibandingkan  teras  UO2  terutama radionuklida  transuranik (TRU),  termasuk plutonium-239 (Pu-239),  amerisium-241 (Am-241)  dan curium-242 (Cm-242).  Karena banyak dari radionuklida  pemancar  alfa  memiliki  waktu  paruh  panjang, dengan radiotoksisitas  yang  relatif tinggi jika terhirup atau tertelan, lepasan  dalam  jumlah  kecil sudah  dapat  menimbulkan  kontribusi  yang  signifikan terhadap  dampak  radiasi  terhadap paparan radiasi publik.
Filterisasi  cerobong  sangat  berperan  dalam  mengurangi  radionuklida  yang  lepas  ke lingkungan. Penggunaan filter  HEPA yang mempunyai efisiensi tinggi sampai 99 % untuk nuklida  selain  I,  dan  90  %  untuk  I,  sangat  signifikan  mengurangi  paparan  radionuklida produk fisi terhadap manusia dan lingkungan.
Tabel 4. Hasil estimasi karakteristik radionuklida ke luar cerobong (Bq)
Nuklida Normal Small break LOCA Large break LOCA Severe accident Nuklida Normal Small break LOCA Large break LOCA Severe accident Kr-85 1.67x10 13 3.77x10 13 4.15x10 14 8.37x10 15 Te-29m 2.61x10 07 2.40x10 08 2.20x10 13 1.30x10 13 Kr-85m 5.47x10 14 1.23x10 15 1.35x10 16 2.74x10 17 Te-31m 8.75x10 07 8.04x10 08 7.37x10 13 4.38x10 13 Kr-87 1.05x10 15 2.37x10 15 2.60x10 16 5.26x10 17 Te-132 5.15x10 08 4.72x10 09 4.33x10 14 2.57x10 14 Kr-88 1.40x10 15 3.16x10 15 3.48x10 16 7.02x10 17 I-131 7.20x10 08 5.54x10 10 8.02x10 12 4.25x10 16 Xe-133 4.57x10 15 7.09x10 15 5.01x10 16 3.55x10 18 I-132 1.03x10 09 7.93x10 10 1.15x10 13 6.08x10 16 Xe-135 1.84x10 15 2.85x10 15 2.01x10 16 1.42x10 18 I-133 1.38x10 09 1.06x10 11 1.54x10 13 8.14x10 16 Rb-86 2.47x10 06 6.73x10 06 2.27x10 11 1.35x10 11 I-134 1.48x10 09 1.14x10 11 1.65x10 13 8.73x10 16 Sr-89 1.71x10 09 4.64x10 09 1.56x10 14 9.29x10 13 I-135 1.33x10 09 1.02x10 11 1.48x10 13 7.82x10 16 Sr-90 1.10x10 08 3.00x10 08 1.01x10 13 6.01x10 12 Cs-134 4.07x10 08 1.11x10 09 3.73x10 13 2.22x10 13 Sr-91 2.43x10 09 6.61x10 09 2.23x10 14 1.32x10 14 Cs-136 2.11x10 08 5.75 10 08 1.93x10 13 1.15x10 13 Sr-92 2.87x10 09 7.82x10 09 2.63x10 14 1.56x10 14 Cs-137 3.17x10 08 8.63x10 08 2.91x10 13 1.73x10 13 Y-90 1.14x10 08 3.10x10 08 1.04x10 13 6.19x10 12 Ba-139 5.41x10 09 1.47x10 10 4.96x10 14 2.95x10 14 Y-91 2.48x10 09 6.76x10 09 2.28x10 14 1.35x10 14 Ba-140 5.49x10 09 1.50x10 10 5.03x10 14 2.99x10 14 Y-92 2.89x10 09 7.86x10 09 2.65x10 14 1.57x10 14 La-140 5.62x10 09 1.53x10 10 5.16x10 14 3.06x10 14 Zr-95 4.63x10 09 1.26x10 10 4.24x10 14 2.52x10 14 La-141 4.94x10 09 1.35x10 10 4.53x10 14 2.69x10 14 Zr-97 4.82x10 09 1.31x10 10 4.42x10 14 2.63x10 14 La-142 4.72x10 09 1.29x10 10 4.33x10 14 2.57x10 14 Nb-95 4.62x10 09 1.26x10 10 4.24x10 14 2.52x10 14 Ce-141 5.02x10 09 1.37x10 10 4.60x10 14 2.74x10 14 Mo-99 5.87x10 09 1.60x10 10 5.38x10 14 3.20x10 14 Ce-143 4.29x10 09 1.17x10 10 3.94x10 14 2.34x10 14 Tc-99m 5.16x10 09 1.40x10 10 4.73x10 14 2.81x10 14 Ce-144 3.07x10 09 8.36x10 09 2.81x10 14 1.67x10 14 Ru-103 6.45x10 09 7.03x10 10 5.92x10 14 3.52x10 14 Pr-143 4.21x10 09 1.15x10 10 3.86x10 14 2.29x10 14 Ru-105 5.09x10 09 5.55x10 10 4.67 10 14 2.77x10 14 Nd-147 2.05x10 09 5.58x10 09 1.88x10 14 1.12x10 14 Ru-106 3.08x10 09 3.35x10 10 2.82x10 14 1.68x10 14 Np-239 5.75x10 10 1.57x10 11 5.27x10 15 3.13x10 15 Rh-105 4.86x10 09 1.32x10 12 4.45x10 14 2.65x10 14 Pu-238 1.00x10 07 2.73x10 07 9.17x10 11 5.45x10 11 Sb-127 3.78x10 08 1.03x10 11 3.47x10 13 2.06x10 13 Pu-239 3.00x10 06 8.17x10 06 2.75x10 11 1.63x10 11 Sb-129 1.20x10 09 3.26x10 11 1.10x10 14 6.51x10 13 Pu-240 5.21x10 06 1.42x10 07 4.78x10 11 2.84x10 11 Te-127 3.77x10 09 4.11x10 10 3.46x10 13 2.06x10 13 Pu-241 1.29x10 09 3.52x10 09 1.18x10 14 7.03x10 13 Te-27m 6.70x10 07 7.30x10 08 6.15x10 12 3.65x10 12 Am-241 2.25x10 00 6.14x10 00 2.07x10 05 1.23x10 05 Te-129 1.14x10 09 1.25x10 10 1.05x10 14 6.23x10 13 Cm-242 7.26x10 08 1.98x10 09 6.65x10 13 3.95x10 13 Cm-244 1.83x10 07 4.98x10 07 1.68x10 12 9.96x10 11
Hasil  estimasi  radionuklida  yang  lepas  ke  lingkungan  pada  Tabel  4,  aktivitas radionuklida  tertinggi  pada  postulasi severe  accident ,  karena  kondisi  kecelakaan  yang mengakibatkan  gagalnya  bahan  bakar  atau  melelehnya  teras  lebih  besar.  Khusus  untuk reaktor daya  yang  menggunakan  bahan  bakar  MOX,  selain  aktivitas  nuklida  I,  Cs, dan  Sr, sangat  penting  untuk  memperhatikan  nuklida  TRU  yang  dihasilkan.  Selain  nuklida  TRU yang  menjadi  perhatian  adalah  nuklida  yang  mempuntai  massa  tinggi  seperti  Pu-240,  Pu-
241  dan  Pu-242,    selain  mempunyai  waktu  paruh  panjang  juga  mempunyai  konsekuensi radiologi terhadap lingkungan dan manusia yang signifikan.

## KESIMPULAN
Karakteristik  radionuklida  untuk  setiap  subsistem  keselamatan  di  reaktor  PWR, dipengaruhi  oleh  kondisi operasi  reaktor  (normal  atau  kecelakaan),  fitur  keselamatan,  serta inventori  radionuklida  di  dalam  teras  reaktor.  Penggunaan  bahan  bakar  MOX  dengan penambahan  unsur  plutonium  akan  meningkatkan  inventori  radionuklida  teras  dari  unsur aktinida  dan  lantanida.  Penggunaan  bahan  bakar  MOX  dapat  menambah  konsekuensi radiologi  ke  lingkungan  dan  masyarakat,  terutama  karena  inventori  produk  fisi  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.

## DAFTAR PUSTAKA
1. Lyman E. S. Public Health Risks of Substituting Mixed-Oxide for Uranium Fuel in Pressurized Water Reactors, Science & Global Security. 2001;9 : p 33-79
2. BATAN, Multipurpose Reactor GA Siwabessy, Safety Analysis Report, Rev. 9;
2001: 12-5. 3. Pershagen, B. Light Water Reactor Safety, Pergamon Press, New York, 1988
4. European  Commission,  Determination  of  the  In-Sungkup Source  term  for  a Large-Break Loss of Coolant Accident, EUR 19841 EN; 2001: p. 11-7 5. IRSN,  Research  and  Development  with  Regard  to  Severe  Accidents  in Pressurised  Water    Reactors,  Summary  and  Outlook,    Rapport  IRSN-France; 2007 6. Glatz  J.P,  Giménez  J.  and  Bottomley  D, Leaching  of    High  Burn-up  UO2  and MOX  Fuel Rods with Pre-Set Cladding Defects, WM99 Conference , European commission,  Directorate  General  JRC,  Institute  for  Transuranium  Elements (ITU) P.O. Box 2340, D76125 Karlsruhe, Germany 1999 7. Crawford  D, LWR  Fuel  Performance  (with  emphasis  on  BWR  fuel),    Fuel Performance & Design, Global Nuclear Fuel, Wilmington NC; 2009: p. 1-12 8. Lovasic  Z.  and  Einziger  R.    International  Atomic  Energy  Agency (IAEA) Activity on Technical Influence of High Burnup UOX and MOX Water Reactor Fuel  on  Spent  Fuel  Management  – 9065,  WM2009  Conference.  Phoenix,  AZ; 2009: p. 1-6 9. 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
10. EUR, Generic Nuclear Island Requirements-Safety Requirements, Vol.2, Chap. 1, Rev. C, European  Utility Requirements for  LWR   Nuclear  Power  Plants ,
2001
11. ORIGEN2,  Ver  2.2, CCC-371- RSICC,  Oak  Ridge  National  Laboratory,
Tennessee; 2002