## PSA LEVEL 3 DAN IMPLEMENTASINYA PADA KAJIAN KESELAMATAN PWR
Pande Made Udiyani, Sri Kuntjoro, D. T. Sony Tjahyani Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir-BATAN
Email: pmade-u@batan.go.id
Diterima editor 8 Januari 2014 Disetujui untuk publikasi 14 Februari 2014

## ABSTRAK
PSA  LEVEL  3  DAN  IMPLEMENTASINYA  PADA  KAJIAN  KESELAMATAN  PWR .  Kajian keselamatan PLTN menggunakan metodologi kajian probabilistik sangat penting selain kajian deterministik. Metodologi kajian  menggunakan Probabilistic Safety Assessment (PSA) Level 3 diperlukan  terutama  untuk estimasi  kecelakaan  parah  atau  kecelakaan  luar  dasar  desain  PLTN.  Metode  ini  banyak  dilakukan  setelah kejadian  kecelakaan  Fukushima.  Dalam  penelitian  ini  dilakukan  implementasi  PSA  Level  3  pada  kajian keselamatan PWR, postulasi  kecelakan  luar dasar desain PWR  AP-1000 dan disimulasikan di contoh tapak Bangka Barat. Rangkaian perhitungan yang dilakukan adalah: menghitung suku sumber dari kegagalan teras yang  terjadi,  pemodelan  kondisi  meteorologi  tapak  dan  lingkungan,  pemodelan  jalur paparan,  analisis dispersi radionuklida dan transportasi fenomena di lingkungan, analisis deposisi radionuklida, analisis dosis radiasi, analisis perlindungan & mitigasi, dan analisis risiko. Kajian menggunakan rangkaian subsistem pada perangkat lunak PC Cosyma. Hasil penelitian membuktikan bahwa implementasi metode kajian keselamatan PSA Level 3 sangat efektif dan komprehensif terhadap estimasi dampak, konsekuensi, risiko, kesiapsiagaan kedaruratan  nuklir  ( nuclear emergency  preparedness ),  dan  manajemen  kecelakaan  reaktor  terutama  untuk kecelakaan parah atau kecelakaan luar dasar desain PLTN. Hasil kajian dapat digunakan sebagai umpan balik untuk kajian keselamatan PSA Level 1 dan PSA Level 2.
Kata Kunci: PSA level 3, kecelakaan, PWR

## ABSTRACT
LEVEL  3  PSA  AND  IT’S  IMPLEMENTATION  FOR  PWR  ACCIDENT .  Reactor  safety  assessment  of nuclear  power  plants  using  probabilistic  assessment  methodology  is  most  important  in  addition  to  the deterministic  assessment.  The  methodology  of  Level  3  Probabilistic  Safety  Assessment  (PSA)  is  especially required to estimate severe accident or beyond design basis accidents of nuclear power plants. This method is carried out after the Fukushima accident. In this research, the  postulations beyond design basis accidents of  PWR  AP  - 1000  would  be  taken,  and  simulated  at    West  Bangka  sample  site.  The  series  of  calculations performed are: calculate the source terms of the core damaged, modeling of meteorological conditions and environmental  site,  exposure  pathway  modeling,  analysis  of  radionuclide  dispersion  and  transport phenomena  in  the  environment,  radionuclide  deposition  analysis,  analysis  of  radiation  dose,  protection  & mitigation analysis, and risk analysis. The assessment uses a series of subsystems on PC Cosyma software. The  results  prove  that  the  safety  assessment  using  Level  3  PSA  methodology  is  very  effective  and comprehensive estimate the impact, consenquences, risks, nuclear emergency preparedness, and the reactor accident  management  especially  for  severe  accidents  or beyond  design  basis  accidents  of  nuclear  power plants. The results of the assessment can be used as a feedback to safety assessment of Level 1 PSA and Level 2 PSA
Keywords: Level 3 PSA, accident, PWR

## PENDAHULUAN
Kecelakaan  reaktor  Pembangkit  Listrik  Tenaga  Nuklir  (PLTN)  di  Fukushima  dikatagorikan sebagai kecelakaan parah atau kecelakaan luar dasar desain (BDBA- Beyond Design Basis Accident ). Kajian    terhadap  penanganan  dan  mitigasi  kecelakaan  BDBA  perlu  untuk  dianalisis  lebih  intensif belajar  dari  kejadian  Fukushima.  Pertimbangan dari kecelakaan  luar  dasar desain BDBA  PLTN, merupakan  komponen  penting dari pendekatan  pertahanan  berlapis yang  mendasari keselamatan nuklir. Kecelakaan BDBA didefinisikan sebagai kecelakaan yang lebih parah dibandingkan kecelakaan dasar  desain  yang  dapat  melibatkan  degradasi  bahan  bakar  teras  reaktor  secara  signifikan.  Selain mitigasi  dan  mengurangi  konsekuensi  radiasi,  kajian  terhadap  kecelakaan  BDBA  juga  dibuat untuk mencegah eskalasi kejadian menjadi kecelakaan parah, untuk mengurangi konsekuensi dari kecelakaan parah dan untuk mencapai keadaan stabil aman jangka panjang [1].
Standar Keselamatan IAEA Severe  Accident  Management  Programmes  for  Nuclear  Power Plants memberikan rekomendasi pada pemenuhan persyaratan untuk program manajemen kecelakaan untuk mencegah dan mengurangi konsekuensi dari kecelakaan luar dasar desain termasuk kecelakaan parah. Prinsip-prinsip  panduan untuk  desain dan  pengoperasian PLTN persyaratan deterministik dengan implikasi bahwa  jika kriteria deterministik terpenuhi, PLTN akan cukup  aman, dan  risiko lepasan radiologi tidak  dapat  diterima akan cukup  rendah. Teknologi PSA ( Probabilistic  Safety Assessment ) memberikan kemungkinan untuk menilai risiko dan konsekuensi dari kecelakaan PLTN tertentu. Penerapan teknik PSA untuk  kecelakaan parah sangat  penting  terutama karena probabilitas sangat  rendah terjadinya kecelakaan  parah, tapi konsekuensi  yang  signifikan yang  dihasilkan  dari degradasi bahan bakar nuklir [2].
Kajian penggunaan PSA Level 3 terhadap suatu kecelakaan yang melibatkan degradasi teras dan lepasan produk fisi ke lingkungan sebelum terjadinya kecelakaan Fukushima sudah dilakukan, terbukti dengan beragamnya perangkat lunak perhitungan PSA Level 3 seperti ARANO (Filandia), CONDOR (UK-Inggris), COSYMA (CEC), LENA (Swedia), MACCS (USA), OSCAAR (Jepang), CRACIT and NUCRAC  (USA),  UFOMOD  (Jerman)  dan  ALICE  (Prancis).  Setelah  kejadian  Fukushima  metode PSA Level 3 dikembangkan lebih serius dan mendalam [3].  Penelitian tentang aplikasi metode PSA Level 3 yang banyak dilakukan hanya fokus pada salah satu subbagian dari PSA Level 3 khususnya dispersi luar tapak ( disperse off site ) dan konsekuensinya [4,5,6].
Tujuan  penelitian  adalah  mengkaji  implementasi  metode  PSA  Level  3  terhadap  kecelakaan PLTN,  menganalisis  konsekuensi  dari  kecelakaan  PLTN  menggunakan  metode  kajian  PSA  level  3 terhadap  PWR-1000  yang  disimulasikan  mengalami  kecelakaan  BDBA  pada  contoh  tapak  di Indonesia. Metodologi penelitian adalah mensimulasikan kecelakaan luar dasar desain (BDBA) untuk PLTN  PWR-1000,  menghitung  suku  sumber  dari  kegagalan  teras  yang  terjadi,  pemodelan  kondisi meteorologi  tapak  dan  lingkungan,  pemodelan    jalur paparan,  analisis dispersi  radionuklida dan transportasi fenomena di lingkungan, analisis deposisi  radionuklida,  analisis dosis  radiasi,  analisis perlindungan & mitigasi,  dan  analisis  risiko.  Simulasi  tapak  dilakukan  untuk  Tapak  Bangka  Barat. Dalam penelitian ini, khusus untuk  perhitungan kerugian ekonomi akibat kecelakaan sebagai  kajian terakhir dari  metode  PSA  level  3  tidak  dilakukan,  karena  keterbatasan  data  ekonomi  (terutama  data tentang biaya biaya kedaruratan).

## TEORI
Sebelumnya  konsep  keselamatan  dan keamanan pembangkit  listrik  tenaga  nuklir serta keputusan badan  regulasi  untuk  perijinan didasarkan  pada prinsip-prinsip deterministik seperti  fitur keselamatan  untuk  mencegah atau mengontrol kondisi  operasi normal dan  insiden, hambatan pasif terhadap lepasan radioaktivitas, dan redundansi serta keragaman sistem keselamatan untuk menjamin keandalan yang tinggi. Keselamatan di desain dan perizinan tahap pengambilan keputusan didasarkan
PSA level 3 dan implementasinya pada kajian......... (Pande Made Udiyani)
pada verifikasi persyaratan  teknis  sebagaimana diatur  dalam standar  keselamatan. Analisis deterministik adalah analisis yang menggunakan pendekatan konservatif untuk keselamatan didasarkan pada  situasi yang  terbatas. Hasil  analisis tersebut  kemudian diperiksa  terhadap target numerik, misalnya batas dosis atau seperangkat kriteria termasuk optimasi seperti prinsip ALARA. Pendekatan ini membutuhkan dua bahan, rangkaian peristiwa yang harus dipertimbangkan di satu sisi, dan di sisi lain, pemodelan fisik dan data teknis untuk menilai suatu kejadian [7].
Sedangkan  Analisis  Probabilistik:  mengambil  ketidakpastian  dan  sensitivitas  menjadi pertimbangan. Sebuah  analisis  probabilistik  dimulai  dengan  mendefinisikan  efek  akhir  merugikan, dengan  perkiraan  probabilitas  yang  dicari.  Efek  tersebut  dapat  mencakup  kerusakan    potensial (misalnya  kerusakan  teras atau  suku  sumber  potensial  untuk  pelepasan  radioaktif  ke  lingkungan). Langkah berikutnya adalah mengidentifikasi kejadian awal yang relevan. Untuk setiap kejadian awal, urutan acara potensial dipetakan pemodelan jalur potensial untuk efek akhir merugikan.
Tabel 1. Pendekatan deterministik dan probabilistik untuk kajian dan analisis keselamatan [7].
Pendekatan deterministik Pendekatan probabilistik Tujuan Analisis efektivitas sistem keselamatan untuk mengendalikan kecelakaan yang dengan margin tambahan dan prinsip-prinsip deterministik Analisis dan kuantifikasi kemungkinan kejadian awal dan urutan acara yang berkaitan dengan menggunakan kriteria keberhasilan yang realistis untuk sistem keamanan; kuantifikasi ketidakpastian dengan keandalan data Kejadian awal Terbatas untuk merancang kecelakaan dasar desain Termasuk semua peristiwa potensial Sistem reliabilitas Sebuah kriteria tunggal kegagalan sering dianggap sebagai kriteria desain Beberapa kegagalan Perilaku operator - Untuk t < T: tidak ada tindakan yang dipostulasikan (T = 30 menit) - Untuk t > T: diasumsikan adanya kesalahan operator Kesalahan dalam diagnosis dan kesalahan eksekusi dipertimbangkan dalam urutan kecelakaan Analisis Asumsi konservatif Asumsi realistik
Hasil akhirnya biasanya akan dipilih perkiraan probabilitas keseluruhan terjadinya efek akhir yang merugikan, dan identifikasi kejadian awal dan urutan yang dominan dalam hasil ini. Tujuan utama adalah untuk memeriksa tingkat keselamatan PLTN secara keseluruhan dan apakah ada atau tidak adanya  perlindungan direkayasa dirancang untuk mengatasi insiden yang  berkaitan keselamatan. Evaluasi harus dilakukan dengan mempertimbangkan nilai kuantitatif serta kualitatif  hasil analisis, yang mencerminkan  ketergantungan  dan  interaksi  manusia.  Interpretasi  hasil  meliputi ketidakpastian,  sensitivitas  dan  analisis  penting  dalam  cara  yang  memadai [7]. Perbedaan pendekatan  deterministik  dan  probabilistik  untuk  kajian  dan  analisis  keselamatan  pembangkit nuklir terdapat pada Tabel 1.
Probabilistic Safety Assessment ( PSA)
Probabilistic  Safety  Assessment (PSA)  merupakan  sebuah  konsep  dan  alat  bantu  matematika untuk menurunkan perkiraan risiko secara numerik untuk instalasi nuklir dan instalasi industri (analisis risiko kuantitatif). PSA terdiri dari identifikasi semua urutan kecelakaan kondusif untuk kejadian dan menggabungkan probabilitas dari kejadian  dasar  yang  mungkin  memicu setiap  urutan kejadian. Pendekatan deterministik bergantung  pada asumsi  konservatif, analisis serangkaian kesalahan yang dianggap melompat-lompat dan penerapan kriteria  keamanan konvensional. Sebagai  perbandingan, PSA dimulai dengan selengkap mungkin satu set kejadian awal dan bahayanya, dan bertujuan untuk mengidentifikasi semua  urutan kecelakaan yang  dapat  menyebabkan kerusakan inti atau pelepasan radioaktivitas ke  lingkungan. PSA ini  menyediakan sebuah  model  yang  terintegrasi yang
dikembangkan dengan  menggunakan asumsi-estimasi  terbaik,  dan  memberikan pandangan  yang seimbang dari kepentingan  relatif  dari kejadian  awal, kegagalan struktur, sistem, komponen    dan kesalahan manusia dimodelkan dalam analisis [8].
Tujuan  dan  ruang  lingkup  PSA  adalah:  mengkaji  level  keselamatan  instalasi  dan mengidentifikasi  hal  yang  paling  efektif  buat  perbaikan;  mengkaji  level  keselamatan  instalasi  dan membandingkannya dengan standar yang lengkap atau jelas; serta mengkaji level keselamatan instalasi untuk  membantu  pengoperasian  instalasi  (perbaikan  spesifikasi  teknis,  model  dan  criteria  untuk memantau keandalan pengoperasian atau saran manajemen operasi). Tujuan khusus PSA: Identifikasi rangkaian kecelakaan yang dominan, identifikasi sistem; komponen dan tindakan yang penting untuk keselamatan;  kajian  keterkaitan sistem  dan  manusia-mesin; identifikasi dan evaluasi isu  keselamatan terbaru;  analisis  kecelakaan  parah;  keputusan  pada  penyetelan  ulang  bagian-bagian  generik  dan spesifik  dari  instalasi;  modifikasi  rancangan;  prioritas  pengaturan  dan  penelitian  keselamatan; perbandingan dengan desain yang diterima; perbandingan dengan desain alternatif; evaluasi spesifikasi teknis  instalasi  dan  kondisi  batas  pengoperasian;  prioritas  inspeksi  atau  pengujian;  dan  manajemen kecelakaan.
PSA diklasifikasikan menjadi 3 level yaitu: Level 1 meliputi kajian terhadap reliabilitas sistem, analisis  skenario  kecelakaan,  dan estimasi Core  Damage  Frequency (CDF).  Level  2  meliputi  kajian terhadap reliabilitas pengungkung (containment-CNMT ), analisis suku sumber, dan estimasi frekuensi kegagalan pengungkung ( containment-CNMT ). PSA Level 3 meliputi reliabilitas lingkungan, analisis transportasi  pengungkung,  estimasi  konsekuensi  dan  resiko,  serta  estimasi  kerugian  ekonomi  [2,8]. Klasifikasi PSA yang dilakukan dalam perhitungan disajikan dalam Tabel 2.
Tabel 2. Klasifikasi PSA menurut beban dan kejadian awal  [9].
Beban Kejadian awal Level 1 Level 2 Level 3 Daya penuh Kejadian internal Kerusakan teras Kerusakan pengungkung Kerusakan lingkungan Kejadian eksternal Kerusakan teras Kerusakan pengungkung Kerusakan lingkungan Shutdown / Partial Load Kejadian internal Kerusakan bahan bakar atau teras Kerusakan pengungkung Kerusakan lingkungan Kejadian eksternal Kerusakan bahan bakar atau teras Kerusakan pengungkung Kerusakan lingkungan

## PSA Level 3
Tujuan  dan ruang  lingkup PSA  Level  3:  Dimulai  dari  aktivitas  lepasan  suku  sumber  ke lingkungan  yang  sudah  diestimasi  dan  dipostulasikan  di  PSA  Level  2.  PSA  Level  3  mengarah  ke penilaian kecelakaan akibat probabilistik, dinyatakan  dalam risiko kepada  publik (konsekuensi radiologis dan ekonomi). Umumnya, hanya lepasan suku sumber ke atmosfer yang digunakan, karena lepasan ke lingkungan perairan memberikan kontribusi relatif kecil terhadap risiko secara keseluruhan.
Langkah-langkah dari metode  PSA Level  3 adalah  sebagai  berikut: estimasi  dan  men deskripsikan lepasan radionuklida (termasuk frekuensi) dari PSA Level 2 (suku sumber); memodelkan kondisi  meteorologi tapak; memodelkan  jalur paparan,  distribusi  penduduk, data pertanian dan ekonomi; analisis dispersi atmosfer dan deposisi permukaan; analisis risiko publik dari dispersi lepasan dengan  mempertimbangkan kondisi  meteorologi;  analisis dosis  radiasi; analisis perlindungan & mitigasi dosis radiasi dan analisis ekonomi.

## Suku Sumber
Estimasi suku sumber berdasarkan postulasi kecelakaan yang sudah ditentukan. Informasi suku sumber PSA Level 3 untuk setiap katagori lepasan meliputi jenis dan aktivitas radionuklida, frekuensi dan distribusi, waktu dan durasi lepasan, energi lepasan, serta transportasi produk fisi dari bahan bakar sampai ke luar pengungkung. Pengelompokan produk fisi terdapat pada Tabel 3.
Tabel 3. Pengelompokan produk fisi [10]
Klasifikasi Produk utama Elemen Gas mulia Xe He, Ne, Ar, Kr, Xe, Rn, H, N Logam alkali Cs Li, Na, K, Rb, Cs, Fr, Cu Alkali tanah Ba Be, Mg, Ca, Sr, Ba, Ra, Es, Fm Halogen I F, Cl, Br, I, At Chalcogens Te O, S, Se, Te, Po Platinoids Ru Ru, Rh, Pd, Re, Os, Ir, Pt, Au, Ni Early transition elements Mo V, Cr, Fe, Co, Mn, Nb, Mo, Tc, Ta, W Tetravalents Ce Ti, Zr, Hf, Ce, Th, Pa, Np, Pu, C Trivalents La Al , Sc, T, La, Ac, Pr, Nd, Pm, Sm Eu, Gd, Tb, Dy, Ho, Er, Tm, Yb, Lu, Am, Cm, Bk,Cf

## Dispersi dan Deposisi
Gas-gas,  uap  dan  aerosol  terbawa  angin  dan  selama  transportasi  ini,  puff  atau  plum secara vertikal  dan  horizontal  akibat  turbulensi  atmosfer,  dan  umumnya  diasumsikan  bahwa  puff  memiliki profil  Gaussian,  ditandai  dengan  deviasi  standar  (tergantung  pada  kondisi  meteorologi  dan  jarak). Dengan  model  dispersi  atmosfer,  untuk  kondisi  meteorologi  tertentu  di  lokasi  tertentu konsentrasi udara (dispersi) dan permukaan (deposisi). Data meteorologi dan pengambilan sampel data dicatat per jam  untuk  setidaknya  satu  tahun.  Data  meteorologi  meliputi: kecepatan  angin  dan  arah  angin; intensitas  hujan (atau indikasi  tidak ada hujan); indikator turbulensi atmosfer,  pada  umumnya  dalam bentuk  kelas stabilitas, seperti  kelas Pasquill - Gifford klasik dari A (tidak stabil) ke F (sangat stabil).

## Kajian dosis
Jalur paparan utama, selama  dan  setelah dispersi atmosfer adalah: paparan eksternal dari atmosfer;  paparan eksternal dari deposisi di tanah; paparan internal dari awan radioaktif ( cloudshine ); paparan internal oleh konsumsi bahan makanan yang terkontaminasi oleh deposisi kering dan basah. Untuk setiap jalur, koefisien dosis (atau faktor konversi dosis) yang diterbitkan oleh lembaga nasional atau oleh  organisasi  internasional (seperti  ICRP atau IAEA) dapat  digunakan untuk masing-masing radionuklida, dari konsentrasi dispersi dan deposisi untuk perhitungan dosis radiasi.

## Rencana Tanggap Darurat/Tindakan Protektif  ( Counter measures )
Untuk paparan  eksternal dan untuk  orang-orang di  dalam  ruangan, faktor perisai dapat diperhitungkan. Secara  umum, efek  dari tindakan  protektif (seperti  evakuasi, sheltering, pemberian tablet  iodine, dekontaminasi,  relokasi,  larangan makanan) yang  dapat  diimplementasikan, menurut rencana tanggap darurat dan dengan waktu peringatan, dapat diperhitungkan dalam perhitungan dosis untuk  berbagai interval  waktu setelah  awal kecelakaan. Penanggulangan jangka  pendek meliputi sheltering, evakuasi, pemberian yodium stabil. Penanggulangan jangka  panjang  meliputi relokasi penduduk, dekontaminasi tanah (urban dan daerah pedesaan) dan larangan konsumsi makanan untuk berbagai periode waktu.

## METODOLOGI
Metodologi penelitian ini mengikuti model implementasi PSA Level 3 sesuai dengan Gambar 1. Proses kajian metode PSA Level 3 adalah sebagai berikut:
1. Estimasi  suku  sumber  digunakan  hasil  perhitungan  untuk  kecelakaan  BDBA  pada  AP-1000, dengan postulasi kerusakan teras ( core damaged) 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 (Te , Cs, Rb)  99%  [11].
2. Data  meteorologi:  kecepatan  angin,  arah  angin, stabilitas  cuaca,  curah  hujan  dan  solar  radiasi yang diambil setiap jam untuk waktu 1 tahun berdasarkan data  tapak Bangka Barat [12]. Data tapak  lainnya  seperti  distribusi  penduduk,  produksi  pertanian-peternakan,  dan  konsumsi penduduk diambil dari data BPS [13].
3. Jalur paparan  adalah: paparan eksternal dari atmosfer;  paparan eksternal dari  deposisi  di tanah; paparan internal dari cloudshine ; paparan internal oleh konsumsi bahan makanan yang terkontaminasi oleh deposisi kering dan basah.
4. Perhitungan  dispersi  atmosfer  menggunakan  model plume Gaussian  tersegmentasi,  dihitung oleh subsistem ATMOS dan CONCERN dari PC Cosyma. Perhitungan dilakukan untuk setiap kelompok nuklida [14].
5. Perhitungan dosis individu digunakan subsistem LATDOS (jangka panjang) dan EARLYDOS (jangka pendek). Untuk dosis kolektif digunakan subsistem COLDOSL [14].
6. Perhitungan  tindakan  protektif  digunakan  subsistem  PROTECE  (jangka  pendek)  dan PROTECL (jangka panjang) menentukan tindakan protektif  yang harus dilakukan, mencakup luasan daerah dan waktu.  Sedangkan subsistem AMOUNTE dan AMOUNTL untuk estimasi tindakan  protektif  pembatasan  makanan  ( food  banning ) yang dipengaruhi  populasi,  hasil pertanian dan peternakan [14].
7. Perhitungan risiko digunakan subsistem LATRISK, COLLECE, dan COLLECL [14].
Gambar 1. Pemodelan simulasi PSA level 3 untuk kecelakaan PLTN [2]
Data
meteorologi
Dispersi & Transport Formasi plume Dispersi Deposisi Tindakan protektif Efek Kesehatan Risiko awal dan tunda Jalur paparan Rantai makanan Data tapak Dosis jangka pendek Dosis jangka panjang Data suku sumber

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil  perhitungan  PSA  Level  3  meliputi  aktivitas  dispersi  atmosfer  dan  konsentrasi  deposisi permukaan tanah, penerimaan dosis individu dan kolektif, estimasi risiko, dan tindakan protektif yang diambil dari kondisi kecelakaan. Hasil perhitungan suku sumber yang digunakan sebagai input utama dari  metode  PSA  Level  3  ditampilkan  Tabel  4.  Aktivitas  dispersi  pada  Gambar  2,  dan  deposisi  di Gambar  3.  Hasil  perhitungan  dosis  individu  dan  dosis    kolektif    ditampilkan  pada  Gambar  4  dan  5. Perhitungan risiko ditampilkan pada Gambar 6. Tindakan protektif terdapat pada Tabel 6 dan 7.

## Perhitungan Suku Sumber
Perhitungan suku sumber berdasarkan postulasi yang diskenariokan yaitu kecelakaan luar dasar desain  (BDBA)  yang  diasumsikan  mengakibatkan  50  %  teras  gagal  [11].  Perhitungan  suku  sumber dilakukan berdasarkan kajian pada tahap PSA Level 2. Hasil estimasi suku sumber ditampilkan pada Tabel 4. Estimasi suku sumber  merupakan titik awal dari kajian dan analisis PSA Level 3, sehingga memerlukan ketelitian dalam penentuan postulasi dan skenario kecelakaan, serta pengambilan asumsi untuk mengkuantifikasi aktivitas suku sumber yang dihasilkan dari kajian pada Tahap PSA Level 2.
Tabel 4. Aktivitas suku sumber postulasi kecelakaan luar dasar desain (BDBA)
No. Radionuklida Produk fisi Aktivitas (Bq) 1. Gas Mulia Xe-133 1.94E+18 2. Logam alkali Cs-137 1.74E+13 3. Alkali tanah Ba-140 3.19E+14 4. Alkali tanah Sr-90 1.32E+13 5. Halogen I-131 4.00E+16 6. Chalcogens Te-132 2.50E+14 7. Platinoids Ru-103 2.66E+14 8. Early transition elements Mo-99 3.28E+14 9. Tetravalents Ce-141 2.86E+14 10. Trivalents La-140 3.33E+14
Aktivitas  suku  sumber  pada  Tabel  4,  adalah  aktivitas  lepasan  produk  fisi  ke  atmosfer,  yang dikelompokkan berdasarkan kriteria dari Tabel 3. Produk utama setiap kelompok diwakili oleh nuklida yang paling berperan, mempunyai aktivitas tinggi, waktu paruh panjang, dan mempunyai dampak dan toksisitas yang tinggi terhadap kehidupan manusia dan lingkungan. Sebagian besar dari nuklida produk fisi  yang  ke  luar  lingkungan  mempunyai  sifat  mudah  menguap  atau  volatil.  Produk  fisi  gas  mulia ( Noble  gases )  adalah  unsur    inert  yaitu  unsur  yang  tidak  bereaksi  dan  tidak  berinteraksi  terhadap materi,  sehingga  tidak  bisa  dihalangi  dan  dihambat  dengan  sistem  filter.  Aktivitas  gas  mulia  hanya tergantung  pada  besarnya  produk  fisi  yang  lepas  dari  teras  reaktor,  sehingga  aktivitas  yang  ke lingkungan tertinggi dibandingkan nuklida lainnya.
Produk  fisi  I-131  adalah  nuklida  yang  termasuk  memerlukan  penanganan  khusus  sehingga aktivitas yang ke lingkungan se kecil mungkin. Tapi berdasarkan pengalaman selama ini, jika terjadi kecelakaan reaktor, nuklida ini akan memberikan dampak yang tinggi terhadap sumbangan peneriman dosis. Karena bersifat sangat volatil, maka memerlukan sistemi filter khusus yaitu filter HEPA yang dilengkapi dengan penangkap Yodium dari arang aktif ( charcoal ).

## Aktivitas Dispersi Amosfer dan Deposisi Permukaan
Suku  sumber  yang  ke  atmosfer  membentuk  plume  sesuai  dengan  kondisi  meteorologi,  dan terdispersi  di  udara  dan jatuh terdeposisi  ke permukaan tanah.  Parameter  meteorologi  yang  berperan dalam  pembentukan  plume dan  model dispersi  adalah: kecepatan angin,  arah angin,  stabilitas  cuaca, solar radiasi, dan curah hujan. Perbedaan kondisi parameter tersebut akan menghasilkan model plume yang berbeda, yang pada akhirnya akan menghasilkan pola dispersi dan deposisi di lingkungan tapak
yang  berbeda.  Gambar  2  menampilkan  aktivitas  dispersi  produk  fisi  di  atmosfer  berdasarkan  jenis nuklida produk fisi dan jarak radius dari bangunan reaktor. Gambar 3 menampilkan aktivitas deposisi produk fisi di permukaan tanah tapak.
Gambar 2. Aktivitas dispersi produk fisi di atmosfer Gambar 3. Aktivitas deposisi produk fisi di permukaan tanah
Dari  Gambar  2,  aktivitas  dispersi  mempunyai  kecenderungan  mengecil  sebanding  dengan bertambahnya jarak radius dari pusat lepasan. Berdasarkan dari model plume Gaussian yaitu aktivitas dispersei plume dipengaruhi oleh jarak radius. Untuk kondisi meteorologi yang sama, maka aktivitas dispersi akan banyak dipengaruhi oleh jarak dispersi lepasan dari pusat lepasan dalam hal ini cerobong reaktor  sebagai  titik  lepasan  produk  fisi.  Aktivitas  dispersi  nuklida  Xe-133  mempunyai  aktivitas tertinggi  dibandingkan  nuklida  lainnya,  sebanding  dengan  besarnya  suku  sumber  dari  nuklida  yang bersangkutan (Tabel 4). Begitu juga dengan aktivitas I-131mempunyai aktivitas tinggi sesuai dengan suku sumber, selain itu Xe-133 adalah gas mulia dan I-131 dari Halogen mempunyai sifat yang mudah terdispersi  dibandingkan  unsur  logam  seperti  Cs,  Sr,  dan  Ba.  Aktivitas  dispersi  secara  umum dipengaruhi  oleh  besarnya  suku  sumber  yang  lepas  ke  lingkungan,  juga  dipengaruhi  oleh  kondisi meteorologi seperti stabilitas cuaca, kecepatan angin, curah hujan, dan solar radiasi.
Dari Gambar 3, aktivitas deposisi produk fisi di permukaan tanah tertinggi untuk nuklida I-131 sebanding dengan aktivitas dispersi di atmosfer. Semua nuklida produk fisi selain gas mulia terdeposisi di  permukaan  tanah,  terutama  nuklida  dari  unsur  logam.    Nuklida  dari  unsur  gas  mulia  tidak terdeposisi, karena sifat nuklidanya tidak akan berinteraksi dengan materi. Proses deposisi dipengaruhi oleh  aktivitas  nuklida  yang  terdispersi,  sifat  nuklida,  curah  hujan,  dan  kondisi  tapak  seperti  kondisi tapak halus (tidak banyak pepohonan dan bangunan) atau tapak kasar (banyak pohon dan atau banyak bangunan).

## Dosis Individu dan Dosis Kolektif
Estimasi dosis adalah salah satu rangkaian dari kajian metode PSA-Level 3. Perhitungan dosis yang diterima dari adanya lepasan produk fisi dilakukan berdasarkan aktivitas dispersi di atmosfer dan aktivitas  deposisi  di  permukaan  tanah.  Melalui  berbagai  jalur  dampak  radiasi  yang  diterima  mahluk hidup  dapat  dihitung  dalam  dosis  radiasi  untuk  setiap  organ  tubuh tergantung  pathway.  Penerimaan dosis  untuk  paparan  eksterna  melalui  penerimaa  paparan  langsung  ke  tubuh  dari  awan  radioaktif ( cloudshine )  dan  paparan  dari  aktivitas  deposisi  di  permukaan  tanah  ( groundshine ).  Dampak  yang terjadi  dari  paparan  langsung  adalah  untuk  seluruh  tubuh  antara  lain  di  kulit,  mata,  dan  tulang permukaan. Penerimaan dosis untuk paparan interna melalui paparan lewat inhalasi, imersi langsung ke kulit, dan melalui jalur food stuff (makanan dan minuman).
1,0E+00 1,0E+03 1,0E+06 1,0E+09 1,0E+12 1,0E+15 0,8 5 20 40 60 80 A k ti v it as , B q s /m 3 Jarak Radius (km) XE-133 CS-137 BA-140
SR-90 I-131 TE-132 RU-103 MO-99 1,0E+00 1,0E+03 1,0E+06 1,0E+09 1,0E+12 0,8 3 5 10 20 30 40 50 60 70 80 A k ti v it as , B q /m 2 Jarak Radius (km) CS-137 BA-140
SR-90 I-131 TE-132 RU-103 MO-99 CE-141 LA-140
Gambar 4. Distribusi dosis individu yang diterima Gambar 5. Distribusi dosis kolektif   area radius
3 km (di luar daerah eksklusi)
Dampak yang ditimbulkan dari paparan interna menyerang kelenjar tubuh seperti kelenjar tyroid dan paru-paru (inhalasi), kulit dan tulang (imersi), lambung, sumsum dan tulang, dan organ di dalam tubuh. Distribusi penerimaan dosis individu berdasarkan organ tubuh dan jarak radius ditampilkan di Gambar 4, sedangkan untuk dosis kolektif ditampilkan di Gambar 5. Distribusi penduduk dalam radius terdapat pada Tabel 5.
Dari  Gambar  4,  dosis  efektif  yaitu  penerimaaan  untuk  seluruh  tubuh  tertinggi  dibandingkan penerimaan di sebagian organ tubuh, karena dosis efektif individu merupakan akumulasi penerimaan dosis  untuk  seluruh organ  tubuh.  Untuk  organ tubuh  kelenjar tyroid ,  penerimaan dosis  tinggi  karena aktivitas I-131 yang terdispersi dan terdeposisi (Gambar 2 dan 3). Dampak radiasi pada kelenjar tyroid diperoleh melalui jalur interna inhalasi dan ingesti melalui rantai makanan food chain .
Estimasi  dosis  kolektif  dilakukan  dengan  mengkalikan  dosis  individu    jangka  panjang  pada organ dengan distribusi penduduk di sekitar tapak (Tabel 5). Menurut ICRP 63/1992 [15] batas dosis kolektif  efektif untuk kondisi kecelakaan nuklir adalah 1,00E+04 orang Sv/tahun. Untuk memenuhi batasan  dosis  kolektif  dilakukan  tindakan  protektif  dengan  dua  alternatif    yaitu  mengurangi  paparan radiasi dan atau mengurangi masyarakat yang terkena paparan.
Tabel 5. Distribusi penduduk di dalam radius (km)
Radius (km) Penduduk (orang) Radius (km) Penduduk (orang) Radius (km) Penduduk (orang) Radius (km) Penduduk (orang) 1 65701 6 4319 12 2721 50 34833 2 45696 7 5102 15 3762 60 20182 3 116476 8 4619 20 6800 70 24766 4 26648 9 3319 30 16545 80 14196 5 2950 10 3714 40 8661
Tindakan Protektif ( Countermeasure )
Sejumlah  tindakan  protektif  dapat/harus  diambil  setelah  kecelakaan  berdasarkan  waktu implementasi yang diambil dalam penerapan mitigasi dampak kecelakaan, short term countermeasure (yaitu  tindakan  protektif    jangka  pendek) dan long  term  countermeasure (tindakan  protektif  jangka panjang)[6].  Tindakan  protektif  jangka  pendek  adalah  tindakan  segera  setelah  terjadinya  lepasan radioaktif  ke  lingkungan  akibat  terjadinya  kecelakaan  nuklir.  Tujuan  utama  dari  tindakan  ini  adalah membatasi sesegera mungkin paparan radiasi pada masyarakat baik itu radiasi interna maupun radiasi
1,0E-05 1,0E-04 1,0E-03 1,0E-02 1,0E-01 1,0E+00 0 ,8 3 5 1 0 2 0 3 0 4 0 5 0 6 0 7 0 8 0 D o si s In d iv id u , S v /h a ri Jarak radius, km
Efektif Tyroid Mata Ovarium Kulit Paru Sumsum GI-Tract 1,0E+00 1,0E+01 1,0E+02 1,0E+03 1,0E+04 1,0E+05 1,0E+06 1,0E+07 S u m su m T u la n g P a y u d a r a P a r u -p a r u P e r u t U su s L iv e r P a n k r e a s T y r o id G o n a d s R e m a in d e r E fe k ti f D o si s K o le k ti f, o ra n g -S v /t a h u n Organ tubuh
eksterna  untuk  melindungi  manusia  dari  efek  radiasi  deterministik  dan  membatasi  resiko  dampak stokastik. Tindakan protektif jangka pendek meliputi: sheltering , pemberian tablet Yodium, evakuasi, dan dekontaminasi manusia pada Tabel 6.
Tabel 6. Tindakan protektif jangka pendek No. Jarak radius (km) Dosis individu efektif untuk jangka pendek (mSv) Evakuasi Sheltering Pemberian tablet Yodium 1 0.8 4.86,00 - 412,00 2 3 248,00 - 293,00 3 5 226,00 - 108,01 4 10 92,20 92,20 32,70 5 20 - 90,00 - 6 30 - 9,300 -
Menurut  acuan  ICRP  63/1992 [15], tindakan  evakuasi  diambil  jika  penerimaan  dosis  efektif untuk evakuasi melebihi 50 mSv, tindakan sheltering direkomendasikan jika dosis efektif 10-50 mSv, dan pemberian tablet Yodium pada kondisi penerimaan dosis 50 mSv. Jangka waktu tindakan protektif tersebut  diambil  berdasarkan  pengurangan  dosis  setelah  dilakukan  mitigasi  dan  tindakan penanggulangan  kecelakaan  yang  diikuti  dengan  pengukuran  riil  yang  terjadi  di  daerah  tapak  yang terkontaminasi. Hasil perhitungan dan estimasi pada Tabel 6 adalah: untuk area daerah eksklusi <  0,8 km evakuasi dilakukan dalam rentang waktu > 1 tahun; pada radius di luar area eksklusi sampai 5 km dilakukan evakuasi dalam rentang waktu 6 bulan-satu tahun; dan radius 5 -10 km dilakukan evakuasi dalam rentang waktu 3 bulan.
Tindakan  sheltering  dilakukan  pada  jarak  radius  10-30  km  dalam  rentang  waktu  1  minggu sampai 1 bulan. Pemberian tablet Yodium diberikan untuk masyarakat sebelum evakuasi (radius 5-10 km) dan yang berada dalam kondisi sheltering (10-30 km) dalam rentang waktu 1 minggu. Tindakan dekontaminasi manusia diambil setelah dilakukan pengukuran.
Tindakan  protektif  yang  masuk dalam  kategori  tindakan  jangka  panjang  adalah  tindakan relokasi,  dekontaminasi  area,  dan  pembatasan  bahan  makanan  dan  minuman  yang  dihasilkan  dari daerah yang terkontaminasi akibat kecelakaan PLTN ( food banning ). Hasil estimasi tindakan protektif jangka  panjang  ( longterm  countermeasure )  ditampilkan  di  Tabel  7.  Tindakan  relokasi  diambil  jika kondisi tapak menunjukkan penerimaan dosis radiasi mencapai 100 mSv/tahun. Hasil estimasi untuk tindakan relokasi adalah: untuk  daerah  eksklusi  diambil dalam  rentang  waktu >  1  tahun;  area  dalam radius sampai 5 km dilakukan relokasi selama waktu sampai 1 tahun: area radius 10 km dalam rentang waktu satu sampai 3 bulan.
Tabel 7. Tindakan protektif jangka panjang
No. Jarak radius (km) Dosis individu efektif untuk jangka panjang (dosis efektif mSv/tahun) Relokasi Pembatasan makanan (waktu) 1 0.8 248,00 Susu (> 10 tahun), daging (>1 tahun), produk gandum, kentang, sayuran berdaun (1 tahun ), 2 3 226,00 Susu 1 tahun), daging (6 bulan), produk gandum, kentang, sayuran berdaun ( 6 bulan), 3 5 136,00 Susu 1 tahun), daging (6 bulan), produk gandum, kentang, sayuran berdaun ( 6 bulan), 4 10 92,20 Susu,  daging (1  minggu),  sayuran  berdaun, produk  gandum, kentang, ( 6 bulan) 5 20 - sayuran berdaun dan Non- leafy vegetable ( 1  bulan) 6 30 - sayuran berdaun dan Non- leafy vegetable ( 1  minggu) 7 40 - sayuran berdaun dan Non- leafy vegetable ( 1  minggu) Tindakan  pembatasan  produk  pertanian  dan  peternakan  di  area  tapak  yang  terkontaminasi dilakukan berdasarkan kondisi lingkungan produksi pertanian dan peternakan di area tapak. Estimasi
tindakan  protektif  ini  sangat  bergantung  pada  kondisi  lingkungan  dan  konsumsi  penduduk  terhadap produk  lokal  yang  terkontaminasi.  Pembatasan  makanan  dan  minuman  produk  lokal  meliputi  susu, daging  (sapi,  babi,  atau  kambing),  produk  gandum  ( grain  product )  termasuk  padi,  kentang  dan  ubi, sayuran  berdaun  ( leafy  vegetable ),  dan  yang  bukan  merupakan  sayuran  hijau.  Rentang  waktu pembatasan  makanan  dipengaruhi  oleh  besarnya  aktivitas  kontaminasi  dan  masa  panen  produk pertanian  dan  peternakan.  Hasil  estimasi:  area  dalam  radius  10  km  dilakukan  pembatasan  seluruh produk pertanian dan peternakan lokal dalam jangka waktu berbeda (Tabel 7), dan untuk area dalam radius 10 - 40 km, pembatasan dilakukan untuk sayuran hijau dan sayuran lainnya.

## Estimasi Risiko
Risiko    radiasi  adalah:  Akibat  yang  diterima  dari  kebolehjadian  dampak  dan  penerimaan konsekuensi yang terjadi terkait dengan paparan aktual atau potensial. Risiko radiasi berkaitan dengan kebolehjadian  timbulnya  dampak  dan  besarnya  konsekuensi  dampak  yang  akan  diterima.  Estimasi risiko yang dihasilkan dari penelitian ditampilkan pada Gambar 6, yaitu risiko individu jangka panjang rata-rata berdasarkan  jarak radius dan organ tubuh.  Sebanding dengan data dari Gambar 2, 3 dan 4, risiko tertinggi diterima organ tubuh tiroid. Risiko dari kecelakaan PLTN menunjukkan kecenderungan menurun  dengan  bertambahnya  jarak  radius  dari  pusat  lepasan  bangunan  reaktor  sesuai  dengan penurunan dosis.
Terlihat  pada  Gambar  6  bahwa  pada  jarak  radius  0,8  km,  risiko  individu  mencapai  1  yang artinya setiap orang  yang  berada  di dalam  radius tersebut  pasti akan terkena dampak  radiasi  dengan nilai dosis seperti ditampilkan pada Gambar 4. Pada area ini (daerah eksklusi) hanya pekerja radiasi yang  diperbolehkan,  sedangkan  yang  bukan  pekerja  radiasi  di  evakuasi  ke  luar  area  ini.  Dengan berbagai  perlindungan  maka    pekerja  radiasi  dikondisikan  agar  tidak  menerima  paparan  radiasi berlebih dari yang disyaratkan oleh regulasi.
Gambar 6. Risiko individu jangka panjang rata-rata
Implementasi metode kajian PSA-Level 3 sangat efektif dan komprehensif  terhadap kecelakaan PLTN  terutama  untuk  estimasi  dampak  dan  risiko  yang  timbul.  Metode  kajian  PSA  Level  3  dapat digunakan  untuk  penentuan  manajemen  kecelakaan  reaktor  terutama  untuk  pembuatan  petunjuk manajemen  kecelakaan  parah  SAMG ( Severer  Accident  Management  Guidelines ). Hasil  kajian  PSA
1,0E-06 1,0E-05 1,0E-04 1,0E-03 1,0E-02 1,0E-01 1,0E+00 0,8 5 10 20 30 40 50 60 70 80 M ean l on gt er m i n d ivi d u al r is k Jarak radius, km Total Sumsum Tulang Payudara Paru
Perut Usus liver pankreas thyroid
G.S.dose remainder Kulit
Level  3  dapat  merupakan  umpan  balik  dari  kajian  PSA  Level  1  dan  2  dan  perancangan  reaktor. Ketidakpastian  perhitungan  diperoleh  dari  estimasi  suku  sumber  (postulasi  kecelakaan,  asumsi,  dan skenario  kecelakaan);  pengambilan  data  meteorologi  dan  lingkungan  yang  tidak  lengkap,  dan pembuatan  data  input  yang  tidak  cermat.  Ketidakpastian  dapat  dikurangi  dengan  melakukan perhitungan  dan  simulasi  yang  beragam  dan  berulang,  dan  pembandingan  hasil  estimasi  dengan kondisi kecelakaan PLTN yang sejenis.

## KESIMPULAN
Impelementasi  metode  kajian  keselamatan  PSA  Level  3  sangat  efektif  dan  komprehensif terhadap  estimasi  dampak,  konsekuensi,  risiko,  kesiapsiagaan  nuklir  ( nuclear  emergency preparedness ), dan manajemen kecelakaan reaktor terutama untuk kecelakaan parah atau kecelakaan luar dasar desain PLTN. Dengan melakukan kajian PSA Level 3, maka kajian terhadap keselamatan khususnya  keselamatan  reaktor  PSA  Level  1  dan  2  dapat  berlanjut. Hasil  kajian  dapat  digunakan sebagai umpan balik kajian keselamatan PSA Level 1 dan 2, serta desain reaktor.

## DAFTAR PUSTAKA
1. IAEA-SG, Severe  Accident  Management  Programmes  for  Nuclear  Power  Plants,  IAEA - Safety Guide - NS-G-2.15, Vienna; 2009
2. Mitsumasa,  H.  Power  Reactor  Panel,  Standards  Committee,  AESJ,  Progress  of Preparation of PSA-Related Standards by AESJ; 2005
3. Karanta, I., Level 3 PSA from a software architecture point of view, Research Report, VTT- R-01071-13, VTT Technical Research Centre of Finland; 2013, p. 1-14
4. Caldwell, A. Addressing off-site consequence criteria using level 3 probabilistic, 2008
5. Safety  assessment.  MSc  Thesis,  KTH  Royal  Institute  of  Technology,  Sweden.  Report TRITA-FYS 2012:32, 2012.
6. Pande,M.U.,  Kuntjoro  S.,  Pane  J.S.,  Analisis  Kecelakaan    Parah  pada  Pressurized    Water Reaktor dengan Backwards Method, J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 15 No.1 Februari 2013, Hal. 12-26
7. Pande,  M.U.,  Widodo,  S,  Setiyanto. The  Assessment  of  severe  accident  consequences  for verification  of  core  damaged  based  on  source  term  release  on  fukushima  accident,  IAEA Consultant meeting on Harmonization and Integration Between SAMG and EOP, Daejeon; 2011
8. Berg,  H.P. Probabilistic and deterministic approaches: Taking Advantage of the Right Mix, The EUROSAFE Forum ; Paris, 2008
9. Röwekamp,  M.,  et  all. Probabilistic  safety  assesessment:  Going  Beyond    Design    Limits, IRSN, Paris, 2008, p.7-9.
10. Yang,  J.E.,  Ha,  J.J,Chang,    S.H,  PSA  Classification  (Introduction  to  Probabilistic  Safety Assessment), KAERI, Daejeon, 2009.
11. Wooldridge,  C.,  PCSR  – Sub-chapter  15.0  – Safety  requirements  and  PSA  objectives, UKEPR-0002-150 Issue 02, Approved for AREVA, France, 2009.
12. IRSN,  Research  and  Development  with  Regard  to  Severe  Accidents  in  Pressurised  Water Reactors, Summary and Outlook, Rapport IRSN-France; 2007.
13. BMKG.  Data meteorologi Bangka. Pangkal Pinang; 2012.
14. BPS. Data kependudukan Provinsi Bangka; 2012.
15. European  Commission. PC  Cosyma,  version  2.0.  User  Guide,  National    Radiological Protection Board, Forschungzentrum Karlsruhe GmbH; 1995
PSA level 3 dan implementasinya pada kajian......... (Pande Made Udiyani)
16. ICRP. Principles  for  intervention  for  protection  of  the  public  in  radiological  emergency, ICRP No. 63; 1992.
17. Homma, T. Level 3 PSA, accident consequence assesment methodology and its applications. Safety Analysis Laboratory; 2005.