J V 5 No.1 Februari 2013, Hal. 12-26 I N 1411 – 240X N 402/AU2/P2MI-LIPI/04/201 2

## ANALISIS KECELAKAAN PARAH PADA PRESSURIZED WATER REACTOR DENGAN BACKWARDS METHOD
Pande Made Udiyani, Sri Kuntjoro, Jupiter Sitorus Pane Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN
Puspiptek Gd-80 Serpong Email: pmade-u@batan.go.id
Diterima editor 07 Desember 2012 Disetujui untuk publikasi 14 Januari 2013

## ABSTRAK
ANALISIS    KECELAKAAN  PARAH  PADA PRESSURIZED  WATER  REACTOR DENGAN BACKWARDS  METHOD . Antisipasi  kecelakaan  parah  suatu  rancangan  PLTN  menjadi  sangat  penting dalam  penerimaan  suatu  teknologi  PLTN  setelah  terjadinya  kecelakaan  parah  reaktor  nuklir  Fukushima  di Jepang.  Antisipasi  tersebut  tertuang  dalam  rencana  strategi  manajemen  kecelakaan  reaktor.  Berdasarkan permasalahan  tersebut  maka  dilakukan  penelitian  tentang  analisis  konsekuensi    kecelakaan  parah  PWR ( Pressurized  Water  Reactor )  belajar  dari  Fukushima  untuk  manajemen  kecelakaan  reaktor  dengan  metode baru  yang  dikenal  dengan  nama backwards  method (metode  hitung  mundur). Backwards  method adalah menghitung  berdasarkan  hasil  paparan  radiasi  terukur  yang  diterima  publik  untuk  mengestimasi  besarnya kerusakan pada teras reaktor sebagai sumber utama radiasi di reaktor PLTN. Analisis konsekuensi kecelakaan parah  untuk  reaktor  daya  PWR  dengan bakwards  method telah  dilakukan  untuk  calon  tapak  potensial  di Indonesia seperti Semenajung Muria, Pesisir Serang, tapak dengan Stabilitas C, Stabilitas D, Stabilitas E, dan Stabilitas  F.  Hasil  dari  perhitungan backwards  method dapat  digunakan  untuk  mengetahui  dan  verifikasi keparahan kecelakaan suatu reaktor khususnya untuk reaktor PWR dengan kapasitas 1000 MWe untuk tapak di Indonesia.
Kata Kunci: Kecelakaan parah, PWR, manajemen kecelakaan, backwards method

## ABSTRACT
ANALYSIS  OF  SEVERE  ACCIDENT  ON  PRESSURIZED  WATER  BACKWARDS  METHOD . Anticipation of  NPP severe accident becomes very important in nuclear technology after a severe accident at Japan's  Fukushima  nuclear  reactor.  Based  on  these  problems  then  do  research  on  the  analysis  of  the consequences  of  severe  accidents  PWR  (Pressurized  Water  Reactor)  to  learn  from  the  Fukushima  reactor accident management with a new method known as the backwards method. Backwards method is based on the results of measurements of radiation exposure received by the public, to estimate of core damage in NPP reactors. Analysis of the consequences of PWR severe accidents with bakwards method has been carried out to  potential  candidates  site  in  Indonesia  as  Semenajung  Muria,  Serang  Coastal,  site  with  single  weather stability  such  as  C,  D,  E,  and  F  Stability.  The  results  of  the  backwards  method  calculation  can  be  used  to determine  the  severity  of  the  accident  and  the  verification  of  a  particular  reactor  with  a  capacity  of  1000 MWe PWR to site in Indonesia.
Keywords: Severe Accident, PWR, accident management, backwards method
N 1411  2/AU2/P2MI-LIPI/04/2012
A ! "! # $ % & $ ' $% ! ( % )! ' * +! % , ! "+- % ......... . $ ' ! P ' ! / ' 0 )

## PENDAHULUAN
Berbagai  riset  telah  dilakukan  untuk  mengkaji  fenomena  kecelakaan  parah  yang  terjadi  yang ditujukan untuk mengkuantifikasi margin keselamatan reaktor nuklir terhadap kecelakaan serta untuk mengevaluasi  efektivitas  tindakan  manajemen  kecelakaan  reaktor[1,2].  Menurut  pedoman  IAEA, untuk  menyusun  rencana  strategi  manajemen  kecelakaan  reaktor  diperlukan  masukan  dari  analisis fenomena kecelakaan parah dan analisis konsekuensinya. Berdasarkan pengalaman kecelakaan parah Fukushima[3,4], maka  Indonesia  sebagai  calon  pengguna  PLTN  dan  sebagai  anggota  IAEA  perlu memiliki  dokumen  prosedur  tentang  manajemen  kecelakaan  reaktor.  Disamping  itu  juga  Pemerintah Indonesia mencanangkan untuk mengatasi kekurangan energi listrik dengan cara membangun berbagai pembangkit  listrik  konvensional  maupun  non  konvensional.  PLTN  (Pembangkit  Listrik  Tenaga Nuklir)  sebagai  sumber  energi  yang  terbarukan  dipilih  sebagai  alternatif,    karena  memiliki  berbagai kelebihan yaitu ramah lingkungan, pasokan bahan bakar yang tidak bergantung musim, serta harganya yang  dapat  bersaing  dengan  pembangkit  listrik  yang  lain.  Namun  demikian,  adanya  kesangsian sebagian  masyarakat  tentang  keselamatan  radiasi  PLTN,  maka  pemerintah  harus  bisa  meyakinkan tentang operasi PLTN yang aman dan selamat.
Berdasarkan  permasalahan  tersebut  maka  dilakukan  penelitian  tentang  analisis  konsekuensi kecelakaan  parah  PWR  ( Pressurized  Water  Reactor )  belajar  dari  Fukushima  untuk  manajemen kecelakaan reaktor dengan metode baru yang dikenal dengan nama backwards method (metode hitung mundur).  Metode  hitung  mundur  adalah  menghitung  berdasarkan  hasil  pengukuran  paparan  radiasi yang diterima publik untuk mengestimasi besarnya kerusakan pada teras sebagai sumber utama radiasi di reaktor PLTN. Metode ini merupakan metode baru yang sedang dikembangkan oleh anggota IAEA terutama  kelompok  peneliti  keselamatan  reaktor.  Ide  menggunakan  metode  ini,  berdasarkan pengalaman  kecelakaan  parah  reaktor  Daiichi  yang  mengakibatkan  kerusakan  teras  di  Fukushima. Berdasarkan  data  dosis  ini  dilakukan  perhitungan  dengan  hitung  mundur,  yaitu  analisis  yang berdasarkan  akibat  (konsekuensi)  mengestimasi  sebab  (sumber  kerusakan).  Diharapkan  dengan metode  ini  dapat  dengan  lebih  cepat  mengetahui  keparahan  kerusakan  teras,  sehingga  pelaksanakan manajemen kecelakaan parah dari pedoman SAMGs ( Severe Accident Management Guidelines ) dapat diterapkan.  Metode  ini  dikaji  untuk  digunakan  sebagai  salah  satu  metode  estimasi  untuk  masukan revisi pedoman IAEA seperti TECDOC, EOP, atau SAMGs. Metode ini dengan simulasi dan skenario tunggal  sudah  pernah  dilakukan  untuk  reaktor  BWR  Daichi  Fukushima[3].  Metoda backwards menggunakan  program  komputer  ORIGEN-2  untuk  menentukan  inventori  teras,  perhitungan menggunakan  skenario  dan  parameter  asumsi  untuk  menentukan  suku  sumber (sourceterm) ,  dan modul  Latdos  dan  Latrisk  dari    Pc-Cosyma  untuk  menentukan  dosis  di  lingkungan.  Hasil  yang diharapkan  dari  penelitian  ini  adalah  data  input  untuk  dokumen  manajemen  kecelakaan  parah  PWR nasional seperti dokumen IAEA (EOPs dan SAMGs).
Tujuan umum penelitian ini mendapatkan data masukan untuk pembuatan dokumen manajemen kecelakaan parah PWR nasional seperti dokumen IAEA (EOPs dan SAMGs).  Tujuan khusus adalah mendapatkan  data  analisis backwards untuk  reaktor  PWR  dengan  kapasitas  1000  MWe  di  tapak Indonesia sebagai bahan masukan untuk pedoman  manajemen kecelakaan  parah.
Berdasarkan  data  pengukuran  dosis  radiasi  di  lingkungan,  dan  kondisi  tapak  pada  saat kecelakaan  parah  terjadi,  kemudian  disimulasikan  besarnya  aktivitas  produk  fisi  yang  terdispersi  di atmosfer.  Dari  hasil  simulasi  ini,  kemudian  di  estimasi  produk  fisi  yang  ke  luar  dari containment reaktor.  Jenis  nuklida produk fisi yang ke luar dari  pengungkung (containment) harus  sesuai dengan produk fisi inventori teras. Dengan menggunakan postulasi kecelakaan parah yang sudah dimodelkan, maka perkiraan kerusakan teras (core dam aged ) dapat dilakukan.
6 7 8 9 : 7 ;9 < := >?7 @ B :C 7 D >C 7 EF No.1 Februari 2013, Hal. 12-26 GH H N 1411 – 240X @ > K >? L 402/AU2/P2MI-LIPI/04/201 M

## TEORI

## Kecelakaan Parah di PWR
Kecelakaan parah ( severe accident ) merujuk pada suatu peristiwa yang menyebabkan kerusakan yang  signifikan untuk bahan bakar  reaktor  sebagai  akibat dari  kegagalan  teras sebagian  atau seluruh teras.  Kecelakaan  parah  pada  umumnya  disebabkan  oleh  kegagalan  pendinginan  dalam  teras,  yang mencegah perpindahan panas sisa, dan diikuti oleh gagalnya kerja sistem keselamatan. Dalam hitungan jam,  elemen  struktur  bahan  bakar  dapat  rusak  sebagai  akibat  dari  disfungsi  kegagalan  sistem keselamatan,  akibatnya  terjadi  pelepasan  produk  fisi  dari  teras  ke  pendingin  dan  akhirnya  ke pengungkung [5, 6, 7].
Gambar 1.  Mekanisme  fenomena fisik yang terjadi selama kecelakaan parah, serta sistem keselamatan yang terlibat [5]
Jika  teras  reaktor  tidak  dialiri  pendingin  untuk  jangka  waktu  tertentu  maka  mulai  terjadi degradasi  teras  di  dalam  bejana  reaktor,  dan  bahan  bakar  nuklir  semakin  panas  karena  panas  sisa. Terjadi reaksi oksidasi eksotermis antara uap dengan kelongsong zircaloy, sehingga berpotensi terjadi produksi hidrogen dan energi termal. Selain itu, reaksi logam antara bahan bakar dan kelongsong akan mengakibatkan  retaknya  kelongsong  sehingga  produk  fisi  terlepas  dari  bahan  bakar.  Jika  kondisi  ini terus berlanjut akan mengakibatkan terbentuknya corium di teras dan terjadi interaksi corium dengan sisa air pendingin, yang dapat mengakibatkan bejana reaktor retak atau pecah. Pecahan corium jika ke bagian  dasar  dari  bejana  akan  menimbulkan  retaknya  beton  pengungkung,  dan  jika  terbawa  ke pengungkung akan menambah tekanan di pengungkung. Selain itu karena Hidrogen yang  dihasilkan jika lolos ke pengungkung akan meningkatkan tekanan dan panas dan membuat pengungkung gagal. Mekanisme  kondisi  kecelakaan  parah  dan  suku  sumber  yang  ditimbulkannya  digambarkan  pada Gambar 1.

## Suku Sumber Untuk Analisis Kecelakaan Parah
Analisis  kecelakaan  parah  untuk  memperoleh  data  suku  sumber  yang  dipicu  kondisi  LOCA, dihitung  menggunakan paket program RELAP-SCDAP, MELCOR, atau THALES[8,9,10]. Analisis kecelakaan  dengan  menggunakan Severe  Accident  Analysis  Code SAMPSON  for  IMPACT  Project telah dilakukan oleh  Hiroshi Ujita dkk [11]. Menurut TID-14844 suku sumber, produk fisi gas mulia di  dalam  teras,  karena  kecelakaan  parah  100  %  lepas  ke  sistem  pendingin  dan  pengungkung,  dari
RSS N 1411 T UWX Y Z[ \ [ ] ^ WX 2/AU2/P2MI-LIPI/04/2012 _ `a bc d c d ef gf baha a` ia ] a j i a ka i ] f dd l ] c mf k n a of ] p fa go [] ......... q ia` k f r a k f s kc t a` c )
kelompok  iodine  mencapai  50  %  dan  produk  fisis  lainnya  1  %  yang  lolos  ke  sistim  pendingin  dan pengungkung [7,12] .

## METODOLOGI
Metode  penelitian  ini  adalah  metode  perhitungan,  simulasi,  dan  penelitian  lapangan  (data sekunder)  untuk  mendapatkan  data  simulasi  (meteorologi  dan  tapak),  dan  kemudian  melakukan metode hitung mundur ( backwards method ).

## Analisis Radiologi
Meliputi perhitungan sumber radioaktif di dalam inventori teras reaktor dan sumber radioaktif yang  lepas  kelingkungan  berdasarkan  kejadian  postulasi  kecelakaan.  Inventori  teras  reaktor  dihitung menggunakan  ORIGEN-2  [13].  PWR  yang  dihitung  dengan  spesifikasi:    matriks  perangkat  bahan bakar 17 x 17; jumlah batang/FA : 264 buah; berat UO2/FA adalah 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 = 18,396.19 g, U 238 = 522,668.27 g, O 16 = 72,759.27 g, pengayaan 4,45% : U 235 = 24,076.99 g, U 238 = 516,978.87 g, O 16 =  72,767.88  g,  daya  listri:  1000  MWe,  daya  termal    adalah  3400  MWth  dengan    lama  siklus operasi 18  -  24 bulan, rata-rata iradiasi (BU) adalah 50 GWd/tU.
Postulasi kecelakaan severe accident: fase release dari severe accident adalah coolant activity release, gap activity release, early in-vessel release, ex-vessel release, dan late in-vessel release [12]. Diasumsikan  bahwa  teras  gagal  50  %-100  %  dengan  50  %  nuklida    ke  pengungkung;  2  model postulasi  yaitu    sistem spray  containment berfungsi  ( release fraction  Iodine 0,46)  dan  sistem spray containment tidak  berfungsi.  Integritas  pengungkung  masih  terjaga,  sehingga  pelepasan  diasumsikan lewat cerobong. Efisiensi filter HEPA mampu memfilter Iodine 90 % dan produk fisi lainnya sebesar 99 %.

## Perhitungan Dosis
Dispersi  radionuklida  disimulasikan  untuk  tapak  Semenanjung  Muria,  Pesisir  Banten,  tapak dengan  stabilitas  tunggal  untuk  Stabilitas  C  dan  D  dengan  kecepatan  angin  rata-rata  5-6  m/detik, Stabilitas  E  dan  F  dengan  kecepatan  angin  2  dan  4  m/detik.  Perhitungan  dispersi  dan  dosis menggunakan modul Latdos dan Latrisk [3].

## Analisis Backwards
Analisis backwards dilakukan sesuai dengan rancangan metodologi pada Gambar 2. Gambar 2. Pemodelan perhitungan untuk analisis metode backwards
w ore Inventory  Source w ore Melddown x ission  Product Disperse
y osis Radiasi z 1) z 5) z 1) z 3) z 4) z 2,6)
{ | } ~  | ~   |   |   |  No.1 Februari 2013, Hal. 12-26   N 1411 – 240X     402/AU2/P2MI-LIPI/04/201 
      analisis backwards mengikuti langkah langkah sebagai berikut:
1. Menentukan inventori teras untuk reaktor PWR-1000 MWe, menggunakan program ORIGEN-2
2. Membuat scenario kecelakaan parah dengan asumsi kegagalan teras ≥ 50 % yang  mengakibatkan produk  fisi  gas  mulia  di  dalam  teras  100  %  lepas  ke  sistem  pendingin  dan  pengungkung  dari kelompok iodine mencapai 50 % dan produk fisi lainnya 1 % yang lolos ke sistim pendingin dan pengungkung [7,12] .
3. Selanjutnya menghitung suku sumber  yang terdispersi ke lingkungan,
4. Menghitung paparan dan dosis yang terdispersi  dengan kondisi tapak simulasi..
5. Memverivikasi produk fisi yang terdispersi dengan inventori teras
6. Membuat korelasi dari konsekuensi (dampak/akibat) dengan kegagalan teras

## HASIL DAN PEMBAHASAN

## Perhitungan Suku Sumber Inventori Teras
Perhitungan suku smber dilakukan untuk reaktor daya tipe PWR dengan kapasitas 1000 MWe. Hasil perhitungan pada  ditunjukkan pada Tabel 1.

## Tabel 1. Inventori  teras  PWR 1000 MWe
                     ¡¢ -85 £ ¤¥ ¦ § ¨ © ¦ ª¢ -95 ¦ ¤© £ § ¨ © « ¬ -132 ­ ¤¥ « § ¨ © « ®¯ -142 ­ ¤° ± § ¨ © « ¡¢ -85m ² ¤¥ ± § ¨ © ° ª¢ -97 ­ ¤ ¦ ² § ¨ © « ¬ -133 ° ¤ ± ¥ § ¨ © « ³´ -141 ­ ¤° ± § ¨ © « ¡¢ -87 © ¤« © § ¨ © « µ¶ -95 ¦ ¤© ­ § ¨ © « ¬ -134 « ¤¥ © § ¨ © « ³´ -143 ­ ¤· ² § ¨ © « ¡¢ -88 ± ¤­ £ § ¨ © « ¸¹ -99 ¦ ¤­ ¦ § ¨ © « ¬ -135 ¦ ¤« ° § ¨ © « ³´ -144 · ¤ ± ° § ¨ © « º ´ -133 £ ¤« « § ¨ © « »¼ -99m ­ ¤° ¦ § ¨ © « ³ ½ -134 · ¤ ¦ © § ¨ © ° ¾ ¢ -143 ­ ¤£ ² § ¨ © « º ´ -135 © ¤° ¥ § ¨ © « » ´ -127m · ¤­ ² § ¨ © ¦ ³ ½ -136 © ¤£ « § ¨ © ° µ ¿ -147 ± ¤£ ¦ § ¨ © « À¶ -86 · ¤ ² ­ § ¨ © ­ » ´ -129 © ¤¥ ­ § ¨ © « ³ ½ -137 £ ¤· ² § ¨ © ° µ Á -239 ¦ ¤· ² § ¨ © ² Â ¢ -89 £ ¤ ¦ © § ¨ © « » ´ -129m ± ¤© © § ¨ © ° Ã ¯ -139 ¦ ¤£ « § ¨ © « ¾ Ä -238 ° ¤ ² ¦ § ¨ © ­ Â ¢ -90 ± ¤ ¦ £ § ¨ © ° Â ¶ -127 ± ¤« ² § ¨ © ° Ã ¯ -140 ¦ ¤£ « § ¨ © « ¾ Ä -239 ² ¤« ° § ¨ © · Â ¢ -91 · ¤· ¥ § ¨ © « Â ¶ -129 © ¤© ¥ § ¨ © « ®¯ -140 ¦ ¤ ¦ ­ § ¨ © « ¾ Ä -240 © ¤ ± ² § ¨ ¥ ² Â ¢ -92 · ¤ ¦ ­ § ¨ © « » ´ -127 ± ¤« £ § ¨ © ° ®¯ -141 ­ ¤« ­ § ¨ © « ¾ Ä -241 £ ¤ ² £ § ¨ © ° Å -90 ± ¤° · § ¨ © ° » ´ -131m ¦ ¤° £ § ¨ © ° À Ä -103 ­ ¤£ ± § ¨ © « Æ Ç -241 £ ¤ ¦ ¥ § ¨ © · Å -91 · ¤ ¦ ­ § ¨ © « » ´ -132 ­ ¤¥ ¥ § ¨ © « À Ä -106 © ¤­ « § ¨ © « ³ Ç -242 © ¤© ¥ § ¨ © ° Å -92 · ¤ ¦ ² § ¨ © « ¬ -131 £ ¤· « § ¨ © « À È -105 £ ¤£ £ § ¨ © « ³ Ç -244 ¦ ¤­ ¥ § ¨ © ­
Data hasil perhitungan produk fisi di inventori dipengaruhi oleh jenis bahan bakar, kandungan fraksi uranium alam dan pengkayaannya, fraksi bakar teras, daya reaktor,  dan panjang siklus operasi reaktor. Perhitungan inventori teras merupakan titik awal dari analisis backwards.
ÉÊÊ N 1411 Ë ÌÍÎ Ï ÐÑ Ò Ñ Ó Ô ÍÎ 2/AU2/P2MI-LIPI/04/2012 Õ Ö× ØÙ Ú Ù Ú ÛÜ ÝÜ Ø×Þ× ×Ö ß× à × á ß × â× ßà Ü ÚÚ ã à Ù äÜ â å × æÜ à ç Ü× Ýæè à ......... é ß×Ö â Ü ê × â Ü ë âÙ ì ×Ö Ù )
Tabel 2. Hasil perhitungan suku sumber ke lingkungan dari kecelakaan severe accident dengan asumsi sistem containment spray masih berfungsi
ïðñ ò ñ ò ó ò ô õ ð ö ò ÷ ïð ñ ò ñ ò óò ô õð ö ò ÷ øùú ó û ü ò ý þ ÿ 6 þ ÿ 7 þ ÿ øùú ó û ü ò ý þ ÿ 6 þ ÿ 7 þ ÿ K -85 1   1 1    1 2 1 1 T -132 2 1 1 1 K -85m 1 1 4 1 1 4 2 1 4 I -131 1
1 1 K -88 1  2 1 1 2 1 1 4 4 1 I -132 1 4 2 1 1 1
X -133 1 1 2 1 2 4 1 1 I -133 2  1 1 1 1 1 4 X -135 1 4 1   2 1 1 1 1 I -134 2 1 1 1 1 1 4 1  2 1 4 R -86 2 1 1 2 4 1 1 4 1 1 I -135 4 1 1 1 1 1 1 4 S -89 1 1 2 1 1 2 2 1 L -140 1 1 1 S -90 1 2 1 1 1 1 1 L -141 2 2 1 1 1 1
Y -90 1 4 1 1 1 1 2 1 L -142 2 1 1 1 Z -95 1 1 2 1 C -141 2 1 1 1 Z -97 2 1 2 1 1 C -143 2 4 1 1 1 N -95 4 1 1 1 C -144 2 1 1 2 1 2 1 M -99 2 1 1 1 P -143 2 4 1 2 1 4 4 1
T -99m 2 1 1 1 N -147 1 1 1 1 1 1 1 1 R -103 2 1 1 1 4 2 1 N -239 2 1 1 1 R -105 1 4 1 2 1 2 1 P -239 1 2 1 1 1
S -129 1 1 4 1 P -241 1 1 2 1 2 4 1 C -134 2 1 1 2 4 4 1 2 1 A -241 1 1 2 1 1 2 2 1 C -137 1 4 1 2 1 2 1 C -242
1 2 1 2 4 1 2
B -140 1 1 1
4 1 C -244 2 1 1 1 1 1 1 ïðñ ò ñ ò ó ò ô õ ð ö ò ÷ ïð ñ ò ñ ò óò ô õð ö ò ÷ øùú ó û ü ò 8 þ ÿ 9 þ ÿ þ þ ÿ øùú ó û ü ò 8 þ ÿ 9 þ ÿ þ þ ÿ
K -85 2 1 2 4 1 1 T -132 1 1 1 K -85m 4 2 2 1 4 1 2 1 4 2 1 4 I -131 1 4 2 1 1
K -88 2 2 1 2 2 4 1 2 1 I -132 1 1 1 4 1 1 4 1 4 X -133 1  1
1 1 I -133 1 1 4 1 1 4 1 1 4 X -135 1 1 1 1 1 4 1 I -134 1 4 1 4 1 1 4 1 1 4 R -86 1 1 1 1 1 1 I -135 1 2 1 4 1   2 1 4 1 1 4 S -89 2 1 2 1 1 1 L -140 2 1 1 1
S -90 2 1  1 2 4 1 2 1 L -141 1 2 1 1 Y -90 2 1 1 2 4 1 2 4 1 L -142 4 1 1 1 4 2 1 Z -95 1 1 1 1 1 C -141 4 1 1 1 4 2 1 Z -97 1 1 2 1 1 C -143 1 1 1 N -95 2 1 1 1 1 C -144 1 1 1 2 4 1 M -99 2 1 1
1 P -143 1 1 1 1 T -99m 1 1 1 1 4 1 N -147 1 1 2 1 2 1 2 1 R -103 2 1 4 1 2 1 N -239 1 1 1 1 R -105 2 4 1 1 1 P -239 4 1 1 4 1 S -129 4 1 1 1 1 1 P -241 1 1 1 1 C -134 1 1 1 1 1 A -241 2 1 2 1 1 C -137 2 4 1 1 1 1 C -242 4 1 2 4 1 2 1 1 1
B -140 1 1 1 4 1 1 C -244 2  1 1 1 1 1 1
J ! " # V # $5 No.1 Februari 2013, Hal. 12-26 %& & N 1411 – 240X ! ' ( 402/AU2/P2MI-LIPI/04/201 )
Tabel 3. Hasil perhitungan sourceterm ke lingkungan dari kecelakaan severe accident dengan asumsi containment spray tidak berfungsi
,-. / . / 0 / 3 : - ; / < ,- . / . / 0/ 3 :- ; / < =>? 0 @ D / E F G H F G O F G => ? 0 @ D / E F G H F G O F G QU -85 W [\ ] ^_W ` W [ a b ^ _W ` c [W b ^ _ W ` de -132 c [\ f ^ _W b ] [ f f ^ _W b ] [\ f ^ _ W b QU -85m b [\ W ^_W g \ [ b W ^ _W g ` [ ] c ^ _ W g h -131 b [ f f ^ _W ` b [ a f ^ _W ` \ [` f ^ _ W ` QU -88 W [ c ` ^_W a W [\ c ^ _W a W [ g g ^ _ W a h -132 \ [ a \ ^ _W ` g [ f c ^ _W ` a [W a ^ _ W ` i e -133 W [ j b ^_W a c [ ] ] ^ _W a c [ g W ^ _ W a h -133 a [ c a ^ _W ` j [ j b ^ _W ` W [W ` ^ _ W g i e -135 a [ b j ^_W g W [ f c ^ _W a W [W j ^ _ W a h -134 j [ c W ^ _W ` W [W f ^ _W g W [ c j ^ _ W g kl -86 c [ b a ^_W W c [ j g ^ _W W ] [ b g ^ _ W W h -135 g [ j f ^ _W ` j [ b a ^ _W ` W [W W ^ _ W g mU -89 W [ a f ^_W b c [W ` ^ _W b c [\ c ^ _ W b no -140 ] [ ] ] ^ _W b ] [ j j ^ _W b b [` ` ^ _ W b mU -90 W [ ] c ^_W ] W [\ a ^ _W ] W [ a b ^ _ W ] no -141 c [ j c ^ _W b ] [\ W ^ _W b b [ f j ^ _ W b p -90 W [ ] g ^_W ] W [` b ^ _W ] W [ j c ^ _ W ] no -142 c [ a ` ^ _W b ] [ b ] ^ _W b b [ f f ^ _ W b q U -95 ] [ f ` ^_W b ] [` a ^ _W b b [ c j ^ _ W b r e -141 c [ a ` ^ _W b ] [ b ] ^ _W b b [ f f ^ _ W b q U -97 c [ a \ ^_W b ] [ b c ^ _W b ] [ j j ^ _ W b r e -143 c [ g \ ^ _W b ] [ ] f ^ _W b ] [ a \ ^ _ W b sl -95 ] [ f g ^_W b ] [` j ^ _W b b [ ] f ^ _ W b r e -144 c [W ] ^ _W b c [\ ` ^ _W b c [ j j ^ _ W b tu -99 ] [ c a ^_W b ] [ j ] ^ _W b b [\ j ^ _ W b v U -143 c [ g f ^ _W b ] [ c ] ^ _W b ] [ g g ^ _ W b d w -99m c [ a a ^_W b ] [ b ` ^ _W b b [ f ] ^ _ W b s x -147 W [W a ^ _W b W [ b W ^ _W b W [` \ ^ _ W b ky -103 c [` ` ^_W b ] [W j ^ _W b ] [ g c ^ _ W b sz -239 ] [ c \ ^ _W \ ] [ j f ^ _W \ b [\ \ ^ _ W \ ky -105 W [ g a ^_W b c [W ] ^ _W b c [ b j ^ _ W b v y -238 ] [ j a ^ _W W b [ g a ^ _W W \ [\ g ^ _ W W ml -129 \ [ b j ^_W ] ` [\ j ^ _W ] g [` a ^ _ W ] v y -241 W [ j ` ^ _W ] c [ ] ` ^ _W ] c [ g \ ^ _ W ] r{ -134 c [ ] W ^_W ] c [ g g ^ _W ] ] [ c ] ^ _ W ] | } -241 W [ a f ^ _W f c [W ` ^ _W f c [\ c ^ _ W f r{ -137 W [ g b ^_W ] c [ f j ^ _W ] c [ b b ^ _ W ] r } -242 \ [ b j ^ _W c ` [\ a ^ _W c g [` a ^ _ W c ~ o -140 ] [W j ^_W b ] [ a ] ^ _W b b [ b g ^ _ W b r } -244 ] [ c \ ^ _W W ] [ j f ^ _W W b [\ \ ^ _ W W ,-. / . / 0 / 3 : - ; / < ,- . / . / 0/ 3 :- ; / < =>? 0 @ D /  F G  F G  F F G => ? 0 @ D /  F G  F G  F F G QU -85 c  b \ ^_W ` c  g ` ^ _W ` ]  f ` ^ _ W ` de -132 b  f f ^ _W b b \ f ^ _W b \  f f ^ _ W b QU -85m g  c c ^_W g a W c ^ _W g j  f c ^ _ W g h -131 `  b f ^ _W ` g  c f ^ _W ` a  f f ^ _ W ` QU -88 c  f c ^_W a c  c g ^ _W a c \ ] ^ _ W a h -132 j  ] \ ^ _W ` W  f \ ^ _W g W W g ^ _ W g i e -133 ] W f ^_W a ]  b j ^ _W a ]  a a ^ _ W a h -133 W  ] ] ^ _W g W  b j ^ _W g W ` ` ^ _ W g i e -135 W  ] ` ^_W a W \ ] ^ _W a W  g f ^ _ W a h -134 W  b g ^ _W g W ` ` ^ _W g W  a b ^ _ W g kl -86 ]  j ` ^_W W b  b ` ^ _W W b  j \ ^ _ W W h -135 W  c ` ^ _W g W  b c ^ _W g W \ a ^ _ W g mU -89 c  a j ^_W b ]  c \ ^ _W b ] ` W ^ _ W b no -140 \  ] c ^ _W b \  j j ^ _W b ` ` \ ^ _ W b mU -90 c W f ^_W ] c  ] g ^ _W ] c ` ] ^ _ W ] no -141 b ` a ^ _W b \  c ` ^ _W b \  a \ ^ _ W b p -90 c W j ^_W ] c  b g ^ _W ] c  g b ^ _ W ] no -142 b \ g ^ _W b \ W b ^ _W b \  g c ^ _ W b q U -95 b  j f ^_W b \ \ W ^ _W b ` W ] ^ _ W b r e -141 b \ g ^ _W b \ W b ^ _W b \  g c ^ _ W b q U -97 b \ ` ^_W b \ W c ^ _W b \ ` j ^ _ W b r e -143 b  b f ^ _W b b  j \ ^ _W b \  b j ^ _ W b sl -95 b  j c ^_W b \ \ ] ^ _W b ` W \ ^ _ W b r e -144 ]  b W ^ _W b ]  a b ^ _W b b  c g ^ _ W b tu -99 \  c \ ^_W b \  j f ^ _W b ` \ ` ^ _ W b v U -143 b  ] W ^ _W b b  a \ ^ _W b \  ] j ^ _ W b d w -99m b ` W ^_W b \ W a ^ _W b \  g ` ^ _ W b s x -147 W  a j ^ _W b c W c ^ _W b c  ] ` ^ _ W b ky -103 b  c ` ^_W b b  g j ^ _W b \  ] c ^ _ W b sz -239 \ W j ^ _W \ \  a b ^ _W \ `  b j ^ _ W \ k  -105 c ` g ^_W b ]  f f ^ _W b ]  ] ] ^ _ W b v y -239 g  a j ^ _W f a  a a ^ _W f j  a g ^ _ W f ml -129 a  g a ^_W ] j  a a ^ _W ] W W f ^ _ W b v y -241 ] W b ^ _W ] ] \ b ^ _W ] ]  j ] ^ _ W ] r{ -134 ] ` j ^_W ] b W \ ^ _W ] b ` W ^ _ W ] | } -241 c  a a ^ _W f ]  c b ^ _W f ] ` f ^ _ W f r{ -137 c  g j ^_W ] ] W b ^ _W ] ]  b j ^ _ W ] r } -242 a  g a ^ _W c j  a g ^ _W c W W f ^ _ W ] ~ o -140 \ W W ^_W b \  g b ^ _W b `  ] a ^ _ W b r } -244 \  c f ^ _W W \  a \ ^ _W W ` \ f ^ _ W W
 N 1411          2/AU2/P2MI-LIPI/04/2012                                ¡    ......... ¢    £    ¤  ¥   )

## Suku Sumber ke Lingkungan
Perhitungan sourceterm untuk  kecelakaan  parah  mengikuti  postulasi  kecelakaan  parah  sesuai dengan yang tercantum dalam metodologi dengan asumsi mengakibatkan kegagalan teras lebih besar dari 50 %, dengan model simulasi untuk kondisi sistem cotnainment spray pada kondisi berfungsi dan tidak berfungsi. Hasil perhitungan dicantumkan pada Tabel 2 dan 3.
Dari  Tabel  2  aktivitas  radionuklida  produk  fisi  sebanding  dengan  prosentase  kegagalan  teras. Makin besar prosentase kegagalan teras mengakibatkan aktivitas radionuklida semakin besar. Sistem cotnainment spray berfungsi  untuk  mengurangi  aktivitas  produk  fisi  terutama  untuk  nuklida  Iodium dan logam metal yang akan lolos ke sistem cerobong dan selanjutnya ke atmosfer tapak. Sehingga data pada Tabel 3 dibandingkan dengan Tabel 2 aktivitas nuklida yang lolos ke atmosfer lingkungan lebih tinggi untuk skenario tanpa sistem cotnainment spray .

## Perhitungan Dosis
Perhitungan dosis individu efektif untuk postulasi kecelakaan parah ditampilkan pada Tabel 4. Perhitungan  dosis  disimulasikan  untuk  kondisi  tapak  spesifik  dengan  kondisi  meteorologi  dan lingkungan yang masing-masing tapak berbeda.
Perhitungan dosis yang diterima masyarakat pekerja radiasi yang berdomisili dalam radius 800 m  yaitu  dalam  area  eksklusi  untuk  kondisi  kecelakaan  parah  berdasarkan  tapak  yang  berbeda tercantum  dalam  Tabel  4.  Sebanding  dengan  aktivitas  produk  fisi  ke  lingkungan  yaitu  aktivitas bertambah  dengan  naiknya  prosentase  kegagalan  teras.  Berfungsinya  sistem containment  spray akan mengurangi  nuklida  produk  fisi  terutama  nuklida  Iodine  sehingga  mengurangi  penerimaan  dosis. Untuk semua kondisi tapak, dosis individu efektif tertinggi diterima untuk tapak di Pesisir Serang.
Tabel 4. Dosis individu efektif (mSv/jam) untuk postulasi kecelakaan parah
¨© ª ak «¬ ­® ­ ® ¯° ® ± ® ° ² ³´ ³µ¶®´ · ¸¹ ± º» © ¸¼ © ­² ¸­ ® ­ ® ­ ¶ ³ ¸ ½¾ ¿ À Á Â Ã ÄÅ À ÆÄÇ ÈÄ Å É ³ Ê ´ ² ¯ Ë ­ ® Ì ³ Ë © Ë © Í © ¯ ¨ ³ Ê © ­ Î Ï Ð Ñ Ï Ð Ò Ï Ð Ó Ï Ð Ô Ï Ð Õ Ï Ï Ð Ö× Ø Ù Ú ÛÜ Ý ×Ý Ý Þßà Ý Ý × á â Þßà Ý ã ×ä ä Þ ßà Ý ã ×å å Þß à Ý æ ×à â Þß à Ý æ ×å Ý Þßà Ý çè é Û é Û Ú Ö è Ú Ü ê ë ä × ì à Þßà ã Ý × ä â Þßà ã Ý ×å ã Þ ßà ã Ý × ì í Þß à ã ã ×ã Ý Þß à ã ã ×á ì Þßà ã î Ü ï Ü ð Stabilitas C Ý ×ã ì Þßà Ý Ý × ì â Þßà Ý ã ×ã å Þ ßà Ý ã × ì Ý Þß à Ý æ ×ã ì Þß à Ý æ × ì á Þßà Ý î Ü ï Ü ð ÖñÜ ò Ûó Û ñ Ü é ô Ý ×ä á Þßà Ý Ý × á à Þßà Ý ã ×à ã Þ ßà Ý ã × æ á Þß à Ý ã × í á Þß à Ý æ × æ à Þßà Ý î Ü ï Ü ð ÖñÜ ò Ûó Û ñ Ü é Þ Ý ã ×ã à Þßà Ý ã × í ì Þßà Ý æ ×á ã Þ ßà Ý å ×Ý í Þß à Ý å × í í Þß à Ý á ×á á Þßà Ý î Ü ï Ü ð ÖñÜ ò Ûó Û ñ Ü é Þæ ä ×á æ Þßà Ý ä × í ì Þßà Ý Ý ×ã à Þ ßà Ý Ý ×á ã Þß à Ý Ý ×á ã Þß à Ý ã ×ã ä Þßà Ý î Ü ï Ü ð ÖñÜ ò Ûó Û ñ Ü é õ Ý Ý ×å ì Þßà ä Ý × â à Þßà ä ã ×ä å Þ ßà ä ã ×á à Þß à ä æ ×ä æ Þß à ä æ ×å í Þßà ä î Ü ï Ü ð ÖñÜ ò Ûó Û ñ Ü é õæ í × â ì Þßà ä ä × ä ì Þßà Ý ä ×ã â Þ ßà Ý ä ×å â Þß à Ý ä × â á Þß à Ý ä × í á Þßà Ý ¨© ª ak «¬ ­® ­ ® ¯° ® ± ® ° ² ³ ´ ³ µ¶ ®´ · ¸¹± º» © ¸¼ © ­² ¸­ ® ­® ­¶ ³ ¸ ½ ¾ ¿ À Á Â Ã Ä Å À ÆÄÇ È ÄÅ ¶® ° © µ É ³ Ê ´² ¯ Ë ­ ® Î Ï Ð Ñ Ï Ð Ò Ï Ð Ó Ï Ð Ô Ï Ð Õ Ï Ï Ð Ö× Ø Ù Ú Û Ü ã ×à ä Þßà Ý ã × á à Þßà Ý æ ×Ý à Þ ßà Ý æ × ì Ý Þß à Ý å × æ í Þß à Ý á ×ä à Þßà Ý çè é Û é Û Ú Ö è Ú Ü ê ë Ý × æ Ý Þßà ã Ý × í à Þßà ã ã ×ã ì Þ ßà ã ã × ì ì Þß à ã æ × æ ã Þß à ã æ × í Ý Þßà ã î Ü ï Ü ð ÖñÜ ò Ûó Û ñ Ü é ö ã ×Ý ì Þßà Ý ã × í ã Þßà Ý æ ×å ì Þ ßà Ý å ×Ý å Þß à Ý å × í ì Þß à Ý á ×á æ Þßà Ý î Ü ï Ü ð ÖñÜ ò Ûó Û ñ Ü é ô Ý × í ä Þßà Ý ã × æ í Þßà Ý æ ×à â Þ ßà Ý æ ×á í Þß à Ý å ×ã à Þß à Ý å × í à Þßà Ý î Ü ï Ü ð ÖñÜ ò Ûó Û ñ Ü é Þ Ý æ ×à ä Þßà Ý æ × ì à Þßà Ý å ×á ä Þ ßà Ý á × æ ã Þß à Ý â ×Ý á Þß à Ý ì ×à ì Þßà Ý î Ü ï Ü ð ÖñÜ ò Ûó Û ñ Ü é Þæ Ý ×à à Þßà Ý Ý × ã í Þßà Ý Ý × ì à Þ ßà Ý ã ×Ý à Þß à Ý ã ×á Ý Þß à Ý æ ×à ã Þßà Ý î Ü ï Ü ð Ö tabilitas F2 Ý ×ä å Þßà Ý Ý × å á Þßà Ý ã ×à à Þ ßà Ý ã × æ æ Þß à Ý ã × ì á Þß à Ý æ ×ã à Þßà Ý î Ü ï Ü ð ÖñÜ ò Ûó Û ñ Ü é õæ æ ×ã æ Þßà ä ä × ã Ý Þßà Ý ä ×å æ Þ ßà Ý ä × â á Þß à Ý ä × í ì Þß à Ý Ý ×Ý ä Þßà Ý
÷ ø ù ú û ø üú ý ûþ ÿJø û ø V ÿ ø 5 No.1 Februari 2013, Hal. 12-26 I N 1411 – 240X ÿ N ÿJ 402/AU2/P2MI-LIPI/04/201 2

## Analisis Backwards

## Tapak Semenanjung Muria
Analisis backwards untuk  tapak  Semenanjung  Muria  untuk  kondisi  kecelakaan  parah ditampilkan pada Gambar 3. Untuk kondisi kecelakaan parah besarnya dosis yang diterima sebanding dengan  tingkat  keparahan  kegagalan  teras  dan  jarak  radius  zona  atau  daerah  domisili  dari  pusat lepasan.

## Tapak Pesisir Serang
Analisis backwards untuk  tapak  Pesisir  Serang  untuk  kondisi  kecelakaan  parah  ditampilkan pada  Gambar  4.  Untuk  postulasi  kecelakaan  dan  tipe  reaktor  yang  sama,  perhitungan  dosis  yang diterima  masyarakat di   tapak  Pesisir Serang lebih tinggi dibandingkan  dengan  Semenanjung Muria. Hal ini disebabkan selain kondisi cuaca dengan kecepatan angin dan stabilitas yang berbeda, parameter perhitungan dosis seperti topografi, produksi pertanian-peternakan dan konsumsi makanan lokal juga mempengaruhi perhitungan dosis. Dari sisi topografi perbedaan terbesar adalah tapak di Pesisir Serang luas  area  daratan  lebih  besar  dibandingkan  dengan  dengan  Semenanjung  Muria.  Dari  sisi  kondisi lingkungan untuk Pesisir Serang berbeda dengan Semenanjung Muria.
G t containment spray b untuk tapak Semenanjung Muria G teras asumsi c tainment spray b t

## tapak Pesisir Serang

## Tapak Dengan Cuaca Stabilitas C
Analisis backwards untuk  tapak  dengan  stabilitas  tunggal yaitu  stabilitas  C  untuk  kondisi kecelakaan parah ditampilkan pada Gambar 5. Kondisi perhitungan adalah untuk kecepatan angin rata-rata 5 m/detik, kondisi topografi bukan landai ( rougness ).
N 1411    ! "# $ # % & 2/AU2/P2MI-LIPI/04/2012 A '( )* + * + ,- .- )(/( (' 0( % ( 1 0 ( 3( 0 % - ++ 4 % * 6- 3 7 ( 8- % 9 -( .8 #% ......... : 0(' 3 - P ( 3 - ; 3* < (' * ) = > ?@ BC @ D E F H K DL M @ OQ R K O QO R LS T @ S U L T @ T @ M@S WX YZ [ asumsi containment spray \ X Y]^ _ ` [a d a tapak Stabilitas C eZ f \ Z Y g h ij Y X kZ [a d j [ a[ d X _ ` Z _ l X ` Z` Zk Z _ WX YZ[ asumsi containment spray \ X Y ] ^ _ ` [a d a

## tapak Stabilitas D

## Tapak Dengan Cuaca Stabilitas D
Analisis backwards untuk  tapak  dengan  stabilitas  tunggal  D  untuk  kondisi  kecelakaan  parah ditampilkan  pada  Gambar  6,  kondisi  perhitungan  adalah  untuk  kecepatan  angin  rata-rata  5  m/detik, kondisi topografi bukan landai ( rougness ). Pola penurunan dosis dengan jarak radius yang sama untuk Stabilitas D lebih halus dibandingkan dengan pola Stabilitas C.

## Tapak Dengan Cuaca Stabilitas E
Analisis backwards untuk  tapak  dengan  stabilitas  tunggal  E  dilakukan  untuk  2  model  tapak yaitu tapak dengan kecepatan angin 2 m/detik dan 4 m/detik,  ditampilkan pada Gambar 7 dan 8.
Stabilitas  E  termasuk  kategori slightly  unstable dengan  ketinggian  dispersi  yang  sama  nilai koefisien  dispersi  horizontal  (σ y )  bertambah  dengan  bertambahnya  jarak  radius  horizontal. Bertambahnya angka koefisien σ y mengikuti pola stabilitas lainnya seperti Stabilitas C dan D. Untuk koefisien dispersi vertikal pola nilai  σ z pada jarak radius ≥ 5 km penambahan nilainya menurun tajam, sehingga pola perhitungan dosis mengikuti pola dispersi udara Stabilitas E.
eZ f \ Z Y m h ij Y X kZ [a d j [ a[ d X _ ` Z _ l X ` Z` Zk Z _ WX YZ [ Z [^ f [ a containment spray \ X Y]^ _ ` [a d a tapak Stabilitas E2 eZ f \ Z Y n h ij Y X kZ [a d j [ a[ d X _ ` Z _ l X ` Z` Zk Z _ WX YZ[ Z[ ^ f [a containment spray \ X Y ] ^ _ ` [a d a tapak Stabilitas E4
o p q r s p ur v sw xyp z { s| p } x| p ~ No.1 Februari 2013, Hal. 12-26   N 1411 – 240X z x  xy  402/AU2/P2MI-LIPI/04/201 
Dengan  Stabilitas  E  yang  sama  tetapi  kecepatan  angin  berbeda,  pola  dosis  menjadi  berbeda. Aktivitas dispersi radionuklida di atmosfer bertambah dengan berkurangnya kecepatan angin. Makin besar kecepatan angin, maka aktivitas radiasi akan makin rendah, sehingga secara umum untuk jarak yang sama penerimaan dosis pada kondisi cuaca yang didominasi Stabilitas E dengan kecepatan angin yang lebih kecil akan mengakibatkan penerimaan dosis lebih tinggi.

## Tapak Dengan Cuaca Stabilitas F
Analisis backwards untuk tapak dengan stabilitas tunggal F dilakukan untuk 2 model tapak yaitu tapak dengan kecepatan angin 2 m/detik, data ditampilkan pada Gambar 9. Untuk kecepatan angin 4 m/detik, ditampilkan pada Gambar 10.
                                    containment spray          tapak Stabilitas F2                                       containment spray           tapak Stabilitas F4
Perhitungan  dosis  pada  Stabilitas  F  dengan  kecepatan  angin  lebih  besar  (4  m/detik)  nilainya lebih besar dibandingkan dengan Stabilitas F kecepatan angin 2 m/detik.
Kondisi Sistem Containment Spray Tidak Berfungsi
Containment spray secara signifikan akan mempengaruhi aktivitas produk fisi yang terdispersi ke lingkungan. Berfungsinya sistem containment spray akan mengurangi nuklida produk fisi terutama nuklida  Iodine  sehingga    mengurangi  aktivitas  radionuklida  produk  fisi  di  lingkungan  yang  pada akhirnya mengurangi perhitungan penerimaan dosis yang diterima masyarakat di sekitar tapak reaktor. Containment  spray umumnya  akan  berfungsi  jika  terjadi  level  kecelakaan  parah,  sehingga  dalam analisis  ditekankan  pada  kegagalan  teras  yang  menca pai  ≥  50  %.  Hasil  analisis  ditampilkan  pada Gambar 11 untuk tapak Semenanjung Muria, Gambar 12 untuk tapak Pesisir Serang, Gambar 13 untuk tapak  dengan  stabilitas  C,  Gambar  14  untuk  tapak  dengan  stabilitas  D,  Gambar  15  dan  Gambar  16 untuk Stabilitas E, serta Gambar 17 dan 18 untuk Stabilitas F.
 N 1411   ¡¢ £ ¤¥ ¦ ¥ § ¨ ¡¢ 2/AU2/P2MI-LIPI/04/2012 © ª« ¬­ ® ­ ® ¯° ±° ¬«²« «ª ³« § « ´ ³ « µ« ³ § ° ®® ¶ § ­ ·° µ ¸ « ¹° § º °« ±¹ ¥§ ......... » ³«ª µ ° ¼ « µ ° ½ µ­ ¾ «ª ­ ) ¿ À ÁÂ ÃÄ Â Å Æ Æ Ç ÈÉ ÅÊ ËÂ Ì Í Î É Ì Í Ì Î Ê Ï Ð ÂÏ Ñ ÊÐ Â Ð Â Ë ÂÏ ÒÊ Å Â Ì Â Ì Ó Ã Ì Í containment ÔÕ Ö× Ø
tidak berfungsi di tapak Semenanjung Muria
ÁÂ ÃÄ Â Å Æ Ù Ç ÈÉ ÅÊË ÂÌ Í Î É Ì Í Ì Î Ê Ï Ð Â Ï Ñ ÊÐ ÂÐ Â ËÂ Ï Ò Ê ÅÂÌ ÂÌ Ó ÃÌ Í containment spray Ò ÍÎ Â Ñ berfungsi di tapak Pesisir Serang Ú É ÌÍ Ì Í Ï Î Í Û Í Î Ó Ê Ü Ê Ñ ÒÍ Ü Ó Ï Ò Ó Ñ Ñ ÊÝ Ê Ë Â Ñ ÂÂ Ï severe  accident dengan containment spray tidak berfungsi mempunyai pola yang sama dengan jika containment spray berfungsi tetapi dengan besaran yang berbeda.
ÁÂ Ã Ä Â Å Æ Þ Ç ÈÉ Å Ê ËÂ Ì Í Î É Ì ÍÌ Î ÊÏ Ð Â Ï Ñ Ê Ð Â Ð ÂË ÂÏ Ò Ê ÅÂ Ì Â Ì Ó Ã Ì Í containment spray tidak berfungsi di tapak Stabilitas C ÁÂÃ Ä Â Å Æ ß Ç ÈÉ ÅÊË ÂÌ Í Î É Ì ÍÌ Î Ê Ï Ð Â Ï Ñ Ê Ð ÂÐ ÂË ÂÏ Ò Ê ÅÂÌ ÂÌ Ó ÃÌ Í containment spray Ò ÍÎ Â Ñ Ä Ê Å Ü Ó Ï Ð Ì Í Î Í tapak Stabilitas D
à á â ã ä á åã æ äç èéá ê ë äì á í èì á îï No.1 Februari 2013, Hal. 12-26 ðñ ñ N 1411 – 240X ê è ò èé ó 402/AU2/P2MI-LIPI/04/201 ô
÷øùú øû ü ý þ ÿG û ø G ø ø ø ø t û ø ø ù containment spray tidak ú û b tapak Stabilitas E2 ÷øùú ø û ü þ ÿG û ø G ø ø ø ø t û ø ø ù containment spray
tidak berfungsi di tapak Stabilitas E4
÷ø ù ú øû ü þ ÿG û ø G ø ø ø ø teras asumsi c t  ø ú û b di tapak Stabilitas F2 ÷øùú ø û ü þ ÿG û ø G ø ø ø ø t û ø ø ù containment spray t ø
berfungsi di tapak Stabilitas F4
Berfungsinya containment spray yang  mampu  mengurangi  aktivitas  Iodine  sampai  54  % ( release  fraction  Iodine 0,46)    akan  berpengaruh  terhadap  aktivitas  dispersi  dan  penerimaan  dosis. Karena  nuklida  Iodine  memberikan  kontribusi  besar  terhadap  penerimaan  dosis,  maka spray memberikan  pengaruh  yang  signifikan  terhadap  besaran  penerimaan  dosis  total.  Untuk  mengetahui kontribusi berfungsinya spray terhadap penerimaan dosis untuk contoh tapak Muria, dijelaskan pada Gambar 19. Untuk tapak yang sama, penerimaan dosis dari kecelakaan parah untuk jarak radius yang berbeda menunjukkan pengurangan yang signifikan. Dari perhitungan kasar, spray dapat mengurangi aktivitas radiasi mencapai 60 sampai 75 % dibandingkan tanpa spray , dengan pengurangan prosentase sebanding dengan bertambah jauhnya posisi dari reaktor.
Untuk menghindari kerancuan interpretasi 2 data analisis (tanpa dan dengan spray ), maka basis data  analisis  harus  selengkap  mungkin,  sehingga  kekeliruan  interpretasi  dapat  dihindari.
I N 1411  2 N 2/AU2/P2MI-LIPI/04/2012 A   !" # " # $% &% ! ' ( ) ( * ( % ## + " ,% * - .% / % &. ......... 0 ( * % P * % 1 *" 3 " )
Membandingkan data analisis harus akurat, misalnya dilakukan untuk jenis reaktor dan kapasitas yang sama, tapak yang sama, dan posisi radius yang sama.
6 789 7: ; < = >? : @B 7C D E ? C D C E 7F H @J 7 J 7B 7F K @: 7C E @F J 7F 7 C L 8C D containment spray berfungsi (S) dan tidak berfungsi (NS)  untuk tapak Semenanjung Muria
Metode backwards atau hitung mundur adalah metode baru dengan prinsip mencari sebab dari akibat yang ditimbulkan. Kecelakaan parah reaktor mengakibatkan keterbatasan waktu untuk mencari sebab untuk menanggulanginya. Dalam prosedur managemen kecelakaan parah, tindakan selanjutnya untuk  memitigasi  kecelakaan  adalah  dengan  mengetahui  sebab  awal  dari  kecelakaan.  Metode  ini diperkenalkan untuk memulai mengetahui secara kasar sebab kecelakaan. Setiap kejadian kecelakaan parah, yang paling awal terukur adalah konsekuensi kecelakaan yaitu paparan radiasi di sekitar reaktor dan  tapak.  Paparan  radiasi  di  lingkungan  dominan  disebabkan  karena  adanya  lepasan  produk  hasil belah  dari  bahan  bakar  di  teras  reaktor.  Adanya  paparan  radiasi  yang  besar  di  atas  batas  normal mengindikasikan adanya kegagalan bahan bakar atau teras reaktor. Berawal dari kecelakaan parah di Fukushima  maka  untuk  mencari  metode  mengetahui  keparahan  suatu  teras  reaktor  adalah  dengan mencoba  metode  analisis backwards atau  hitung  mundur.  Penelusuran  lebih  lanjut  tentang  sebab kecelakaan  dilakukan  setelah  metode  ini  dilakukan.  Berdasarkan  pengalaman  penulis,  penerapan metode  ini  dalam  waktu  singkat  (1  minggu)  pada  kecelakaan  Fukushima  menunjukkan  hasil  yang tidak jauh berbeda dengan kajian kecelakaan yang dilakukan IAEA sesudahnya (dalam waktu 6 bulan) dalam  hal  memutuskan  tingkat  keparahan  teras  reaktor  di  Fukushima[2,3].    Dari  keseluruhan  hasil analisis, analisis bakwards dominan dipengaruhi oleh kondisi tapak terutama kondisi meteorologi dan kontur  tapak.  Hal  ini  disebabkan  karena  metode  ini  dimulai  dari  paparan  radiasi  dilingkungan  yang sangat dipengaruhi oleh kondisi tapak.
Penerapan  metode bakwards untuk  mengetahui  tingkat  keparahan  teras  reaktor  sangat dipengaruhi  oleh  asumsi  perhitungan  suku  sumber,  skenario  kecelakaan  parah,  kondisi  meteorologi tapak  (stabilitas  dan  kecepatan  angin),  dan  topografi  tapak.  Pengurangan  ketidakpastian  dalam perhitungan  bisa  dikurangi  dengan  membuat  variasi  skenario  kecelakaan,  asumsi  perhitungan sourceterm  yang  beragam,  menggunakan  paket  program  perhitungan  yang  bervariasi  (RELAP- SCDAP,  MAAP,  MELCOR),  dan  perhitungan  yang  berulang.  Karena  perhitungan  ini  berdasarkan data dosis di lingkungan, maka kondisi tapak dan meteorologi harus menggunakan data yang akurat.

## KESIMPULAN DAN SARAN
Analisis  konsekuensi  kecelakaan  parah  untuk  reaktor  daya  PWR  dengan  metode bakwards telah  dilakukan  untuk  calon  tapak  potensial  di  Indonesia  seperti  Semenajung  Muria,  Pesisir  Serang,
M O Q R S O TR U SV WXO Y Z S[ O \ W[ O ]^ No.1 Februari 2013, Hal. 12-26 _` ` N 1411 – 240X Y W a WX d 402/AU2/P2MI-LIPI/04/201 e
tapak  dengan  stabilitas  C,  stabilitas  D,  stabilitas  E,  dan  stabilitas  F.  Hasil  dari  perhitungan    metode backwards dapat  digunakan  untuk  mengetahui  dan  verikasi  keparahan  kecelakaan  suatu  reaktor khususnya  untuk  reaktor  PWR  dengan  kapasitas  1000  MWe  untuk  tapak  di  Indonesia.  Untuk mengurangi  ketidakpastian  perhitungan,  perlu  dilakukan  variasi  model  kecelakaan,  melakukan pengulangan  perhitungan,  penggunaan  metode  perhitungan  kecelakaan  yang  beragam,  dan disimulasikan untuk berbagai contoh tapak.

## UCAPAN TERIMAKASIH
Terimakasih kepada Kementerian Riset dan Teknologi atas bantuan dana lewat Program Insentif Peningkatan  Kemampuan  Peneliti  dan  Perekayasa  tahun  anggaran  2012,  sehingga  penelitian  ini  bisa dilaksanakan dengan lancar.

## DAFTAR PUSTAKA
1. IAEA, Severe Accident Management Programmes for Nuclear Power Plants, Safety Guide, No. NS-G-2.15 ; 2009.
2. UNITED  NATION.  United  Nations  System-Wide  Study  on  The  Implications  of  the Accident at the F ukushima Daiichi Nuclear Power Plant,  High - level  Meeting on Nuclear Safety  and  Security  convened  by  the  Secretary - General, 22 September ; 2011.
3. Pande,  M.U., Widodo,  S,  Setiyanto, h i j Assessment  of  Severe  Accident Consequences for Verification of Core  Damaged  Based on  Source term  release on Fukushima Accident, IAEA    consultan’t    meeting o k Harmonization  and  Integration  Between  SAMG  and  EOP, Daejeon;  2011.
4. Francesco,  D.  et  al,    The    Fukushima    Event:    The    Outline    and    the    Technological Background,  Science and Technology of Nuclear Installations, Article ID 507921; 2012. p. 25
5. IRSN,  Research  and  Development  with  Regard  to  Severe  Accidents  in  Pressurised  Water Reactors: Summary and outlook-Rapport CEA-2007/351; 2007.  p.19-25
6. B.  Adroguer  et al,  Core  Loss  During  a  Severe  Accident,  COLOSS  Project, COLOSS Final Synthesis Report, IRSNDPAM/Dir 04/0008 SAM-COLOSS-P078; 2003.
7. Abdul / CIPL,  Severe Accident,   retrieved  from  File  Elsevier  - Petrangeli / Pageproofs /3d / H6723-Ch05.3d .2005: 60/64
8. Paredes,  G.  E.,  et  al,  Severe  Accident  Analysis  in  Nuclear  Power    Plants,  Science  and Technology of Nuclear Installations. 2012;10: 1-2
9. Van  Dorsselaere,    J.P,    et  al,    The    European    Research    on    Severe    Accidents    in Generation-II  and  -  III  Nuclear  Power  Plants , Science  and  Technology  of  Nuclear Installations . 2012; 20: 65-69
10. Park  S.  Y.,  and  Kwang  Il  AHN,  Uncertainty  Analysis  of  the  Fission  Product  Behaviors during  Severe  Accidents  for  a  Typical  PWR,  Progress  in  NUCLEAR  SCIENCE  and TECHNOLOGY. 2011; 1: 448-451
11. Hiroshi  Ujita,  et.  al.,  PWR  and  BWR  plant  analyses  by  Severe  Accident  Analysis  Code SAMPSON for IMPACT Project, GENES4/ANP2003,;2003. p 2-8
12. Soffer, L. Et al. Accident Source term for Light Water Nuclear  Power Plant, Final Report. NUREG-1465. US-NUREC. Washington ; 1995.
13. Origen  2,    Ver  2.2,    CCC – 371  -    RSICC,  Oak    Ridge    National    Laboratory,  Tennessee; 2002.