KOMPARASI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR LEU DAN MOX TERHADAP AKTIVITAS DAN KONSEKUENSI RADIASI LB-LOCA

## Pande Made Udiyani
Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN
Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang Selatan, 15314
e-mail : pmade-u@batan.go.id
(Naskah diterima tanggal: 27-08-2012, disetujui tanggal: 21-09-2012)

## ABSTRAK
KOMPARASI  PENGGUNAAN  BAHAN  BAKAR LEU DAN  MOX TERHADAP  AKTIVITAS DAN KONSEKUENSI RADIASI LB-LOCA . Penggunaan bahan bakar uranium pengkayaan rendah LEU atau MOX pada  reaktor  daya  akan  menghasilkan  lepasan  radionuklida  ke  lingkungan  selama pengoperasiannya.  Pemilihan  bahan  bakar MOX  sebagai  bahan  bakar  reaktor  daya mempunyai keuntungan derajat  bakar yang  tinggi  dan  keuntungan  ekonomi.  Untuk  mengetahui aktivitas  dan konsekuensi  radiasi  dari  penggunaan MOX atau LEU di  reaktor  daya maka dapat dilakukan komparasi dari ke dua jenis bahan bakar tersebut. Komparasi dilakukan untuk teras yang seluruh bahan  bakarnya  menggunakan  LEU  dan  MOX  dengan  kondisi  postulasi  kecelakaan  yang  sama. Analisis dilakukan  pada PWR 1000 MWe dengan postulasi kecelakaan LB-LOCA dan disimulasikan pada tapak Ujung Watu, menggunakan modul ATMOS, LATDAS dan LATRISK  dari PC-Cosyma. Dari hasil komparasi diperoleh bahwa penggunaan bahan bakar MOX akan  meningkatkan aktivitas radiasi atmosfer dan deposisi permukaan terutama untuk nuklida dari logam alkali (Cs), Halogen (I), dan  aktinida  (Pu).  Penggunaan  bahan  bakar  MOX  akan  meningkatkan  penerimaan dosis radiasi jangka pendek 13 kali, dosis jangka panjang 18 kali, dan 19 kali penerimaan fatal cancer risk total.
Kata kunci: LEU, MOX, LB-LOCA, aktivitas radiasi.

## ABSTRACT
COMPARISON OF USING LEU AND MOX FUEL FOR LB-LOCA RADIATION CONSEQUENCES AND RADIATION ACTIVITY. The use of low enrichment uranium (LEU) fuel or MOX fuel in power reactor will produce radionuclides release into the environment during operation. Selection of MOX fuel as a fuel for power reactor has the advantage of  high burnup and economic benefits. The activity and radiation consequences resulted  from  the  use  of MOX or LEU fuel in power  reactor can  be determined  by  comparing  the  values  resulted from the two fuel types. Comparison is  done for a reactor core entirely loaded with LEU or MOX type with similar LB-LOCA postulation condition. In this research, the analysis takes a case of  a PWR of 1000 MWe with postulation condition of LB-LOCA (Large  Break-Lost  of  Coolant  Accident) and  is  simulated  to  Ujung  Watu  site.  The  analysis  uses ATMOS, LATDAS dan LATRISK modules from PC-Cosyma. The comparison analysis shows that the  use  of  MOX  fuel  will  increase  radiation  activity  of  the  atmosphere  and surface deposition, especially for nuclides of alkali metal (Cs), Halogen (I) and actinide (Pu). The use of MOX fuel will
(Pande Made Udiyani)
increase short-term dose of 13 times,long-term dose of 18 times, and total fatal cancer risk of 19 times of those values resulted from the use of LEU fuel.
Key words: LEU, MOX, LBLOCA, radiation activity.

## PENDAHULUAN
Penggunaan  bahan  bakar uranium untuk  pengoperasian  reaktor  daya  akan mengakibatkan adanya lepasan radionuklida produk fisi dan aktivasi ke lingkungan dalam kondisi  operasi  normal  ataupun  abnormal. Lepasan  radionuklida  dalam  pengoperasian normal maupun abnormal diharapkan masih dalam  ALARA ( as  low  as  reasonable achieveable ) atau  batasan  yang  ditetapkan oleh  badan  regulator  nasional  maupun internasional.  Uranium  yang  digunakan sebagai  bahan  bakar  reaktor  daya  adalah uranium  dengan  pengkayaan  rendah  LEU ( low  enrichment  uranium )  yang bahan utamanya  dari  UO 2 ; dan dengan  bahan utamanya  dari  MOX ( Mixed  Oxide ). Di samping itu  untuk  mempertahankan ketersediaan  uranium,  penggunaan  bahan bakar di teras reaktor daya sudah dilakukan walaupun masih  relatif  kecil  jumlahnya  di teras.    Bahan  bakar  MOX  adalah  bahan bakar  nuklir  yang  mengandung  lebih  dari satu  bahan  bakar  fisil  oksida,  yaitu (U,Pu)O 2 . Penggunaan MOX sebagai bahan bakar  reaktor  daya mempunyai  keunggulan yaitu derajat  bakar tinggi, keuntungan ekonomi  dari  penggunaan  uranium  yang lebih  efisien, dan diperkirakan  akan meningkatkan probabilitas
terjadinya kecelakaan [1-2] .  Selain  itu  penambahan plutonium dalam pembuatan MOX
diperkirakan  juga  akan  meningkatkan aktivitas  radiasi terutama  untuk  nuklida produk fisi dari kelompok aktinida. Indonesia sebagai  calon  pengguna  reaktor  daya sangat  perlu  membuat  kajian  tentang dampak  radiasi  yang  ditimbulkan  dari pengoperasian  PLTN (Pembangkit  Listrik Tenaga  Nuklir) untuk  berbagai  jenis  reaktor dan jenis bahan bakarnya.
Analisis komparasi  dilakukan  untuk PWR ( Pressurized  Water  Reactor ) yang menggunakan  bahan  bakar LEU atau  MOX dengan  inventori  yang  sudah  dihitung oleh Lyman [1] , dengan  postulasi  dan asumsi yang  sama terjadinya  kecelakaan  dasar desain  pada  teras  yang  menggunakan bahan  bakar  LEU  atau  MOX [3-5] .  Analisis suku sumber ( source term ) dan mekanisme perpindahan nuklida untuk setiap subsistem keselamatan  reaktor dari  penggunaan bahan  bakar  MOX pernah  dilakukan sebelumnya dengan  asumsi  berbeda  pada fostulasi  LB-LOCA ( Large  Break-Lost  of Coolant  Accident ) [6] ,  tetapi  perhitungan dan komparasi  dengan  LEU terhadap  dampak dan risiko yang  ditimbulkan  di  lingkungan dikaji  dalam  makalah  ini.  Walaupun penggunaan 100% MOX dalam teras reaktor PWR  masih  dalam  kajian [1] ,  tetapi  untuk komparasi  dampak  penggunaan  dua  jenis bahan  bakar    LEU  dan  MOX di  dalam makalah  ini  menggunakan  asumsi kondisi maksimum.    Dalam  kajian  komparasi  ini, bahan bakar MOX  yang digunakan sebagai dasar  estimasi  dan  evaluasi  memiliki komposisi  kandungan  plutonium  dalam persen berat 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] . Aktivitas dan konsekuensi radiasi dihitung menggunakan modul ATMOS, LATDAS dan LATRISK dari paket  program  PC-Cosyma  dengan  input data menggunakan  kondisi  calon  tapak spesifik di Indonesia.
Tujuan  dan  manfaat    penelitian  ini adalah untuk  mengetahui    aktivitas dan konsekuensi radiasi  lepasan  radionuklida produk  fisi  terhadap penggunaan kedua jenis bahan bakar tersebut. Hasil komparasi aktivitas dan  konsekuensi di  lingkungan, dengan penggunaan dua jenis bahan bakar ini dapat digunakan  sebagai  salah  satu
acuan dalam pemilihan  reaktor  daya yang akan dibangun di Indonesia.

## Teori
Bahan bakar  oksida campuran atau MOX, adalah  bahan  bakar nuklir  yang mengandung lebih dari satu bahan oksida dari material  fisil.  Bahan  bakar MOX terbuat  dari campuran plutonium dengan  uranium alam, uranium  reprosesis (hasil  olah  ulang) atau depleted uranium . Bahan bakar MOX adalah bahan  bakar alternatif dari bahan  bakar uranium pengkayaan rendah (LEU) yang digunakan dalam reaktor air  ringan.  Bahan bakar  MOX  adalah  bahan  bakar yang akan mendominasi pembangkit  tenaga  nuklir generasi  berikutnya. Sebagai  contoh, campuran 7% plutonium dan 93% uranium alam untuk bahan bakar LEU akan bereaksi sama, meskipun  tidak identik. Bahan  bakar nuklir MOX mengandung UO 2 dan PuO 2 , dan / atau satu fasa padat (U, Pu) O 2 . Kandungan PuO 2 dalam  bahan  bakar dapat  bervariasi dari 1,5% hingga 25-30% berat tergantung pada jenis reaktor nuklir dan penggunaannya [1] .
Bahan utama fisil untuk bahan bakar MOX segar adalah  bahan fisil  plutonium (Pu) antara lain nuklida Pu-239 dan Pu-241. Total kandungan Pu tergantung pada derajat bakar, waktu pendinginan  dari  bahan UOX di Spent  Fuel -SF, dan lama penyimpanan Pu setelah olah ulang. Konsep Lead and lag time dalam siklus bahan  bakar sangat penting karena waktu  paro dari  Pu-241 (14,35 tahun),  dengan  peluruhan  beta menjadi Am-241 [7] .
Bahan bakar
dirancang untuk
kinerja optimal dalam reaktor dengan menggunakan  utilitas yang  minimal  dan meniadakan  kegagalan  bahan  bakar di dalam teras. Oleh  karena itu karakteristik bahan  bakar dengan derajat  bakar tinggi dipilih  untuk  memenuhi  kriteria  tersebut. Desain mekanis LEU dengan derajat  bakar yang lebih rendah dan MOX dengan derajat bakar tinggi sangat mirip, tetapi beberapa sifat dan  dampak  penggunaannya berbeda. Karakteristik bahan  bakar dengan derajat
bakar tinggi dapat mempengaruhi mekanisme persyaratan peraturan.
Dibandingkan  dengan  teras  bahan bakar LEU, bahan  bakar  MOX mempunyai kelebihan  antara  lain koefisien  temperatur moderator negatif, koefisien Doppler negatif, mengurangi fraksi neutron tunda, dan lifetime neutron, dan mengurangi nilai batang  kendali individu. Perbedaan utama antara derajat  bakar tinggi  dan rendah bahan bakar LWR adalah kandungan bahan fisil berbeda, implikasi pada kekritisan dan perisai, nuklida produk fisi lebih  tinggi, implikasi pada perisai dan perpindahan panas, tekanan gas produk  fisi lebih  tinggi berpengaruh  terhadap kelongsong, sifat mekanik kelongsong berbeda, efek fuel rim berbeda yang berimplikasi terhadap dosis radiasi lepasan,  perbedaan dalam sifat neutronik dan termomekanis. Dampak negatif dari penggunaan bahan  bakar MOX tidak  semua dapat  dikurangi dengan modifikasi pada desain teras [1] .
Bahan  bakar Pu-239 memiliki tampang lintang serapan thermal dan fission cross-sections tinggi dibandingkan U-235, sehingga spektrum netron  lebih  sedikit  di teras yang  menggunakan MOX. Sifat  lain bahan  bakar MOX dapat mempengaruhi pelepasan radionuklida selama kecelakaan. Hal  ini  karena  perilaku fisik inferior pelet MOX dengan pelet UO 2 terhadap pelepasan gas  hasil  fisi lebih  besar pada temperatur tinggi dan derajat  bakar ( burnups ) lebih besar dari 35 GWD/THm.  Mikrostruktur heterogen bahan  bakar MOX (akibat dari kehadiran kluster plutonium) menghasilkan tampilan hot  spot dari derajat  bakar lokal sangat tinggi, di mana konsentrasi tinggi gas fisi menumpuk [1] .
Tidak ada perbedaan yang
signifikan  antara lepasan  produk  fisi  dari bahan  bakar MOX dan LEU untuk lepasan uranium, tetapi untuk produk fisi plutonium ada  perbedaan sekitar dua lipat lebih tinggi [7] . Sifat dan perilaku bahan  bakar, seperti oksidasi kelongsong, crud , gap pellet-cladding dan cladding  bowing ,  sudah
(Pande Made Udiyani)
dievaluasi tetapi tidak  ditemukan. Hal yang penting untuk perbandingan keseluruhan pengaruh pada siklus bahan  bakar ketika membandingkan bahan  bakar tersebut dengan derajat bakar rendah dengan tinggi. Sifat lain dari bahan  bakar seperti tingkat rekah pelet dan oksidasi bahan  bakar, ditemukan hanya memiliki pengaruh kecil [7] .
Bahan  bakar MOX membutuhkan pengayaan uranium yang lebih  tinggi menghasilkan produk fisi (FP), dan transuranik (TRU) yang  lebih  tinggi.  Panas peluruhan  dan  aktivitas  spesifik  total disumbang  sepenuhnya  oleh produk fisi, terutama oleh Sr-90 (waktu paro 29 tahun), Y-90, Cs-137 (waktu paro 30 tahun) dan Ba- 137m. Waktu  paro total  untuk  isotop ini hingga 200 tahun. Setelah 100-200 tahun, aktivitas spesifik dan panas peluruhan dari aktinida menjadi dominan [7] .

## TATA KERJA
Metodologi  yang  digunakan  adalah perhitungan dan simulasi, sebagai input data source terms yang  diprediksi  lepas  ke lingkungan dari PWR kapasitas 1000 MWe. Postulasi  kecelakaan  dasar  desain  yaitu
kecelakaan  hilangnya  pendingin  LOCA besar  atau  LB-LOCA ( Large  Break-Lost  of Coolant  Accident ).  Produk  fisi  diinventori menggunakan  hasil  perhitungan Lyman untuk PWR berbahan bakar LEU dan bahan bakar seluruh teras dari MOX [1] .
Berdasarkan  kondisi  teras  tersebut dilakukan  postulasi  kecelakaan  dengan asumsi  akan  mengakibatkan kegagalan teras  mencapai  kurang  lebih  30%.  Asumsi fraksi gap  release untuk  MOX enam  kali lebih  besar  dibandingkan  dengan  LEU [1,9] . Mekanisme  perpindahan  nuklida  dari  teras ke containment mengikuti  asumsi  dari NUREG-1465 [5] untuk kecelakaan LB-LOCA, tercantum  dalam  Tabel  1.  Dengan  asumsi sistem spray di containment berfungsi dan mampu  mengurangi  46%  Iodine  serta filter HEPA ( High  Efficiency  Particulate  Airbone ) di cerobong mempunyai efisiensi 90% untuk Iodine  dan  99% untuk  nuklida  produk  fisi lainnya.
Aktivitas dan  konsekuensi radiasi dihitung menggunakan modul  ATMOS, LATDAS  dan  LATRISK  dari  paket  program PC-Cosyma
dengan input data menggunakan  kondisi  calon  tapak  spesifik Ujung Watu-Muria. Tabel 1. Fraksi lepasan produk fisi pada kondisi LB-LOCA [5] . Nuklida In-Vessel Ex-Vessel Late In-Vessel Gas Mulia 0,95 0 0 Halogen 0,35 0,25 0,1 Alkali metals 0,25 0,35 0,1 Grup Te 0,05 0,25 0,005 Grup Ba, Sr 0,02 0,1 0 Grup Ru 0,0025 0,0025 0 Grup Mo 0,0025 0,0025 0 Lantanida 0,005 0,005 0 Grup Ce 0,005 0,005 0

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil perhitungan dan simulasi untuk komparasi  aktivitas  dan  konsekuensi radiasi penggunaan bahan bakar MOX terhadap LEU pada reaktor PWR tercantum pada Tabel 2-5 dan Gambar 1-3.
Hasil  analisis
dan  perhitungan  untuk komparasi inventori  dalam  teras  dan source terms ke  lingkungan  ditampilkan  pada Tabel 2. Dari  Tabel  2,  produk  fisi  di  dalam inventori untuk teras LEU tidak berbeda jauh dibandingkan  dengan  produk fisi teras  MOX, kecuali  untuk nuklida  dari  kelompok  aktinida
seperti  nuklida  dari Pu,  Am  dan  kelompok Cm.  Nuklida  dari  kelompok  plutonium  ini untuk  teras  MOX  lebih  tinggi  dibandingkan teras  LEU.  Hal  ini  berkaitan  dengan penambahan  plutonium  segar  dalam  bahan
baku MOX yang dapat mencapai hingga 30% berat [1]. Selain rasio aktinida, rasio nuklida dari kelompok rutenium,  antimon  dan  telurium untuk teras MOX lebih tinggi dari teras LEU.
Tabel 2. Komparasi nuklida produk fisi di inventori dan source terms LB-LOCA. No. Nuklida Rasio MOX/LEU No. Nuklida Rasio MOX/LEU di inventori [1] dari cerobong di inventori [1] dari cerobong 1. Kr-85 0,55 7,44 29. Te-131m 1,30 1,77 2. Kr-85m 0,61 8,25 30. Te-132 1,03 1,40 3. Kr-87 0,58 7,88 31. I-131 1,06 14,45 4. Kr-88 0,56 7,56 32. I-132 1,04 14,14 5. Xe-133 0,98 24,88 33. I-133 0,98 13,36 6. Xe-135 1,68 22,84 34. I-134 0,95 12,89 7. Rb-86 0,54 73,98 35. I-135 0,99 13,48 8. Sr-89 0,52 7,00 36. Cs-134 0,96 130,77 9. Sr-90 0,46 6,21 37. Cs-136 1,67 227,02 10. Sr-91 0,60 8,18 38. Cs-137 0,99 134,69 11. Sr-92 0,67 9,14 39. Ba-139 0,92 12,57 12. Y-90 0,45 0,61 40. Ba-140 0,93 12,75 13. Y-91 0,58 0,79 41. La-140 0,92 1,25 14. Y-92 0,67 0,91 42. La-141 0,92 1,25 15. Zr-95 0,82 1,12 43. La-142 0,90 1,22 16. Zr-97 0,92 1,25 44. Ce-141 0,92 13,02 17. Nb-95 0,82 1,11 45. Ce-143 0,85 11,58 18. Mo-99 0,98 13,27 46. Ce-144 0,78 10,66 19. Tc-99m 0,97 13,26 47. Pr-143 0,85 1,16 20. Ru-103 1,32 17,97 48. Nd-147 0,95 1,29 21. Ru-105 1,56 21,24 49. Np-239 0,96 13,11 22. Ru-106 2,13 28,94 50. Pu-238 1,37 18,62 23. Rh-105 1,59 21,59 51. Pu-239 3,31 45,03 24. Sb-127 1,42 1,94 52. Pu-240 4,41 59,95 25. Sb-129 1,19 1,61 53. Pu-241 3,58 48,68 26. Te-127 1,45 1,97 54. Am-241 6,84 92,67 27. Te-127m 1,59 2,17 55. Cm-242 7,21 98,02 28. Te-129m 1,24 1,62 56. Cm-244 3,07 41,69
Berdasarkan  postulasi  LB-LOCA, asumsi kegagalan teras, mekanisme transport nuklida  dari  teras  ke  lingkungan, hasil perhitungan rasio  nuklida  MOX/LEU untuk seluruh  grup  menunjukkan  hasil  yang  lebih tinggi  dibandingkan  rasio  nuklida  di  dalam inventori  ke  dua  teras. Karena  untuk kondisi abnormal  dengan  suhu  teras dan derajat bakar yang  lebih  tinggi  akan  berpengaruh terhadap peningkatan fraksi gap  release nuklida  dari  bahan  bakar MOX di  dalam teras [1,9-10] .  Dalam  perhitungan  nuklida  di dalam  gap dan  asumsi  fraksi gap  release untuk  MOX  enam  kali  lebih  besar
dibandingkan
dengan LEU [1,9] , akan
menghasilkan  perhitungan  rasio  nuklida produk  fisi  untuk  teras  MOX/LEU menjadi lebih  tinggi.  Akibatnya  sejumlah  produk  fisi terutama  dari  kelompok  aktinida  dan kelompok  alkali  metal  menunjukkan  rasio yang  tinggi. Hal  itu selain  karena  fraksi gap release ,  penambahan  plutonium dalam teras MOX, dan  sifat  sifat  dari  nuklida  yang bersangkutan. Peningkatan  s ource terms yang lepas ke lingkungan akan menimbulkan konsekuensi  radiasi  yang lebih  besar di lingkungan  dan  masyarakat  sekitar  tapak reaktor.
(Pande Made Udiyani)
Tabel 3. Komparasi konsentrasi udara dan deposisi permukaan LB-LOCA untuk PWR bahan bakar MOX dan LEU.
Nuklida Konsentrasi udara, Bq s/m 3 Rasio MOX/LEU Deposisi Permukaan, Bq/m 2 Rasio MOX/LEU LEU MOX LEU MOX Kr-85m 3,32E+10 2,76E+11 8,30 0,00E+00 0,00E+00 - Kr-88 3,19E+10 2,41E+11 7,55 0,00E+00 0,00E+00 - Rb-88 3,56E+10 2,68E+11 7,55 3,56E+07 2,68E+08 7,55 Sr-89 1,80E+07 1,26E+08 7,01 1,80E+04 1,26E+05 7,01 Sr-90 1,32E+06 8,21E+06 6,21 1,32E+03 8,21E+03 6,21 Sr-91 9,13E+06 7,49E+07 8,21 9,13E+03 7,49E+04 8,21 Sr-92 1,06E+06 9,72E+06 9,15 1,06E+03 9,72E+03 9,15 Y-90 1,63E+05 1,01E+06 6,19 1,63E+02 1,01E+03 6,19 Y-91 4,83E+04 3,10E+05 6,42 4,83E+01 3,10E+02 6,42 Y-92 3,69E+06 3,38E+07 9,15 3,69E+03 3,38E+04 9,15 Ru-106 2,47E+04 7,16E+05 29,02 2,47E+01 7,16E+02 29,02 Te-131m 8,00E+05 1,42E+06 1,77 8,00E+02 1,42E+03 1,77 Te-132 7,05E+06 9,89E+06 1,40 7,05E+03 9,89E+03 1,40 I-131 3,35E+08 4,85E+09 14,46 3,03E+06 4,39E+07 14,46 I-132 2,04E+07 2,00E+08 9,77 1,85E+05 1,81E+06 9,76 I-133 4,85E+08 6,48E+09 13,37 4,38E+06 5,86E+07 13,37 I-135 1,95E+08 2,63E+09 13,49 1,76E+06 2,38E+07 13,49 Xe-133 8,56E+11 2,16E+13 25,17 0,00E+00 0,00E+00 - Xe-135 1,62E+11 3,71E+12 22,85 0,00E+00 0,00E+00 - Cs-134 1,01E+07 1,33E+09 130,87 1,01E+04 1,33E+06 130,87 Cs-136 2,95E+06 6,69E+08 226,65 2,95E+03 6,69E+05 226,65 Cs-137 7,67E+06 1,03E+09 134,77 7,67E+03 1,03E+06 134,77 Ba-140 3,99E+07 3,99E+08 10,00 3,99E+04 3,99E+05 10,00 La-140 7,60E+06 7,59E+07 9,98 7,60E+03 7,59E+04 9,98 Pu-241 2,47E+04 1,20E+05 4,86 2,47E+01 1,20E+01 0,49 Cm-242 2,75E+02 2,69E+03 9,78 2,75E-01 2,69E+00 9,78 Cm-244 1,63E+01 6,81E+01 4,18 1,63E-02 6,81E-02 4,18 Simulasi  yang  dilakukan  pada  tapak, pengaruh kondisi lingkungan akan
berpengaruh  terhadap  distribusi  lepasan nuklida  di  atmosfer  dan  deposisi  di permukaan.  Tabel  3  menampilkan  hasil perhitungan  konsentrasi  lepasan  produk  fisi di atmosfer dan deposisi di permukaan tanah untuk ke dua teras. Pada kondisi lingkungan tapak  yang  sama,  aktivitas  radiasi dari lepasan  bahan  radioaktif  menunjukkan  hasil yang  berbeda  untuk  teras  LEU dan  MOX. Rasio  MOX/LEU  yang  lebih  dari  satu  akan berimpilikasi pada aktivitas  radiasi  di
lingkungan  untuk  teras  MOX  lebih  besar dibandingkan  teras  LEU.  Aktivitas  radiasi akan  berpengaruh  terhadap  penerimaan dosis radiasi masyarakat serta risiko penyakit atau  kematian  akibat  penerimaan  paparan radiasi.  Semakin  tinggi  aktivitas  paparan radiasi di lingkungan, maka penerimaan dosis dan risiko akan  makin  besar.  Dari  Tabel  3 terlihat  bahwa  aktivitas  radiasi  di  lingkungan dari  teras  MOX  lebih  besar  dibandingkan teras  LEU.  Aktivitas  nuklida  produk  fisi  yang berpengaruh pada penerimaan dosis karena: sifat  nuklida, waktu  paro panjang,  dan
toksisitas  yang  tinggi.  Kelompok toksisitas tinggi  adalah alkali  metal seperti Cs,  I-131, dan kelompok  nuklida  aktinida.  Karena aktivitas  nuklida  untuk teras MOX jauh lebih tinggidibandingkan  teras  LEU,  maka  akan berdampak
terhadap
peningkatan penerimaan  dosis  dan risiko yang  diterima masyarakat dari kelompok kritis yang terkena paparan radiasi.
Berdasarkan  aktivitas  radiasi dalam Tabel  3, perhitungan konsekuensi  radiasi  di lingkungan dan masyarakat untuk teras MOX dan LEU tercantum  pada  Gambar  1 (dosis jangka  pendek).  Data  dosis  pada  Gambar  1 adalah  penerimaan  dosis  pada  daerah eksklusi  dalam  radius  800  m  dari  tapak. Penerimaan  dosis radiasi jangka pendek ( short  term  dose )  dari  penggunaan  bahan bakar MOX  untuk  setiap  penerimaan  pada organ  tubuh  dan  dosis  efektif  lebih  tinggi
dibandingkan  reaktor  dengan  penggunaan bahan bakar LEU. Data pada Gambar 1 yang berkaitan dengan data dalam Tabel 3, terlihat jelas bahwa aktivitas radiasi yang lebih tinggi di teras  MOX  dibandingkan  teras  LEU, akan menghasilkan penerimaan  dosis  jangka pendek yang lebih tinggi.
Tabel 4 memperlihatkan rasio
konsekuensi  MOX/LEU mencapai  hampir  14 kali,  artinya  penggunaan  bahan  bakar MOX dapat meningkatkan penerimaan dosis radiasi efektif pada setiap organ tubuh di lingkungan melebihi  100%.  Penerimaan  dosis  radiasi jangka  pendek  berasal  dari
pathway cloudshine dan
grounshine (interna daneksterna melalui inhalasi dan imersi) dan paparan  langsung  eksterna.  Hampir  semua nuklida  produk  fisi  dapat  menimbulkan  dosis jangka  pendek,  terutama  dari  produk  gas mulia dan nuklida dengan waktu paro pendek.
Gambar 1. Dosis radiasi jangka pendek ( short term dose ) kondisi LB-LOCA PWR untuk bahan bakar MOX dan LEU.
Tabel 4. Komparasi penerimaan dosis radiasi jangka pendek ( short term dose ) kondisi LB-LOCA PWR untuk bahan bakar MOX dan LEU. Organ Tubuh Rasio MOX/LEU untuk Jarak Radius, (km) 0,8 3,0 5,0 10,0 20,0 Efektif 13,35 13,57 13,73 13,94 14,37 Tiroid 13,94 14,05 14,17 14,00 14,22 Paru paru 12,67 12,97 13,16 13,37 13,90 Sumsum 13,49 13,59 13,70 13,94 14,27 Lensa mata 14,43 14,54 14,65 14,91 15,28 Ovaries 13,34 13,43 13,54 13,77 14,10 Kulit 12,85 12,87 12,91 12,98 13,80
Gambar 2. Dosis radiasi jangka panjang ( long term dose ) kondisi LB-LOCA PWR untuk bahan bakar MOX dan LEU.
Tabel 5. Komparasi rasio penerimaan dosis radiasi jangka panjang ( long term dose )
kondisi LB-LOCA PWR untuk bahan bakar MOX dan LEU. Organ Tubuh Rasio MOX/LEU untuk Jarak Radius, (km) 0,8 3,0 5,0 10,0 20,0 Efektif 17,07 6,78 11,39 17,62 17,72 Kulit 16,46 16,48 16,49 16,54 16,59 Sumsum 23,64 32,53 34,68 38,03 39,49 Tulang 18,63 25,09 27,29 29,50 30,22 Breast 32,13 41,88 40,74 44,89 47,91 Paru paru 30,62 41,61 41,19 45,64 48,52 Perut 29,38 37,62 38,38 43,48 45,92 Usus 27,06 33,23 36,29 40,59 42,00 Liver 33,34 47,87 48,06 53,44 56,88 Pankreas 33,48 49,73 50,74 56,67 60,25 Tiroid 2,05 3,29 8,00 14,60 14,61 Gonads 34,07 48,46 48,72 54,13 57,56 Remainder 32,91 42,70 43,35 48,57 51,39
Penerimaan risiko kanker  fatal  ( fatal cancer risk ) akibat lepasan nuklida produk fisi teras  LEU dan  MOX ditunjukkan pada Gambar  3  dan  komparasi  penerimaan risiko untuk ke dua teras dicantumkan dalam Tabel 6.
Resiko  kanker  fatal  ( fatal  cancer risk ) yang  diterima  masyarakat  akibat  LB- LOCA dari PWR yang menggunakan bahan bakar MOX lebih  tinggi  dibandingkan penggunaan  bahan  bakar  LEU yang mencapai  rasio  19  kali. Risiko  dari konsekuensi  radiasi  kecelakaan  reaktor
untuk masyarakat yang berdomisili di sekitar reaktor  dipengaruhi  oleh  aktivitas  dispersi radionuklida dan
kondisi lingkungan terutama  distribusi  populasi  penduduk. Aktivitas  radiasi  dipengaruhi  oleh  jarak radius  dari  reaktor.  Distribusi  penduduk  di tiap  radius  bergantung  pada  kondisi  data tapak. Penerimaan risiko  total dalam radius 3  km lebih  rendah  dibandingkan  dalam radius  20  km,  berkaitan  dengan  pola dispersi  aktivitas  radiasi dan  distribusi populasi
penduduk pada tapak
Semenanjung Muria.
(Pande Made Udiyani)

## SIMPULAN
Penggunaan  bahan  bakar MOX sebagai  pengganti  bahan  bakar  LEU pada PWR 1000  MWe
dengan  postulasi kecelakaan LB-LOCA dan disimulasikan pada tapak  Ujung  Watu  meningkatkan  aktivitas radiasi atmosfer  dan  deposisi  permukaan terutama untuk nuklida dari logam alkali (Cs), Halogen  (I),  dan  aktinida  (Pu).  Penggunaan bahan  bakar  MOX  akan  meningkatkan penerimaan  dosis  radiasi untuk jangka pendek sebesar 13 kali, untuk dosis jangka panjang sebesar 18  kali,  dan dapat meningkatkan  19  kali  penerimaan risiko kanker fatal total.

## DAFTAR PUSTAKA
[1]. Lyman, E.S. (2001). Public  Health Risks of Substituting Mixed-Oxide for Uranium Fuel  in  Pressurized- Water  Reactors. Science & Global Security, Vol. 9, 33-79.
[2]. Fehera, S., Reissa, T. (2012). Wirth, A., MOX fuel    effects    on    the  isotope inventory in LWRs. Nuclear  Engineering and Design 252,  201– 208.
[3]. Pande,  M.U.  (2011). Karakteristik
Radionuklida  pada  tiap  Sub- sistem Keselamatan  Reaktor  daya  berbahan bakar  MOX . Jurnal  Teknologi  Reaktor Nuklir,13 (2),111-122.
[4]. European
Commission. (2001). Determination  of the    In-Containment
Source  term  for  a  Large-Break  Loss  of Coolant  Accident . EUR  19841  EN,  11- 17.
[5]. Soffer, L. et al. (1995). Accident Source Terms  for  Light - Water  Nuclear  Power Plants. NUREG-1465, NRC, Washington, 3-20. [6]. Ashbaugh, S.G., Powers, D.A., Goldmann,  A.S.  (2008). Assessment  of Severe  Accident  Source  terms  in  PWR with  40%  MOX and  60%  LEU Core using  MELCOR    1.8.5 . Sandia  National Laboratories, New Mexico.
[7]. Lovasic,  Z.  and  Einziger,  R. (2009). Activity  on  Technical  Influence  of  High Burnup  UOX  and  MOX Water  Reactor Fuel  on  Spent  Fuel  Management. WM 2009 Conference. Phoenix, AZ, 1-6.
[8]. Crawford,  D. (2009). LWR  Fuel Performance  (with  emphasis  on  BWR fuel), Fuel  Performance  &  Design. Global Nuclear Fuel, Wilmington NC, 1- 12.
[9]. Roudil,  D.,  et  all.  (2007). Gap  and Grain  Boundaries Inventories  from Pressurized  Water  Reactor  Spent Fuels. Journal  of  Nuclear  Materials 362, 411-415.
[10]. Johnson, L. et al. (2004). Estimates of the  Instans  Release  Fraction  for  UO 2 and  MOX Fuel  at  t=0,  National Cooperative  for  the  Disposal  of Radioactive Waste. Switzerland, 3-24.