## ANALISIS SEBARAN RADIONUKLIDA PADA KONDISI NORMAL UNTUK REAKTOR AEC 1000 MW
Sri Kuntjoro
Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - Badan Tenaga Nuklir Nasional Kawasan Puspiptek Serpong, Gedung 80, Tangerang, 15310
Diterima editor 11 Januari 2010 Disetujui untuk dipublikasi 23 Pebruari 2010

## ABSTRAK
ANALISIS  SEBARAN  RADIONUKLIDA  PADA  KONDISI  NORMAL  UNTUK REAKTOR  AEC  1000  MW .  Telah  dilakukan  analisis  sebaran  radionuklida  pada reaktor  daya Atomic  Energy  Agency (AEC)  3568  MWTh,  setara  dengan  1000  MWe untuk kondisi operasi normal. Analisis dilakukan untuk dua reaktor yang terpisah sejauh 500  m  dan  sudut  90 o satu  dengan  yang  lain.  Langkah  awal  dalam  melakukan  analisis adalah  menentukan  suku  sumber  reaktor  menggunakan  program  komputer    ORIGEN2 dan  EMERALD  NORMAL.  ORIGEN2  digunakan  untuk  menentukan  inventori radionuklida yang terdapat di reaktor. Selanjutnya dengan dengan menggunakan program EMERALD  NORMAL  dihitung  suku  sumber  yang  sampai  ke  cerobong  reaktor.  Untuk menganalisis  dosis  yang  diterima  penduduk  dilakukan  dengan  menggunakan  program PC-CREAM.  Perhitungan  dilakukan  untuk  satu  dan  dua  PLTN  di  calon  tapak  PLTN. Hasil yang diperoleh adalah sebaran radionuklida terbesar untuk satu PLTN pada jarak 1 km dan kearah zona 9 (191,25 o ) dan untuk dua PLTN pada jarak 1 km dan kearah zona 10  (213,75 o ).  Radionuklida  yang  sampai  ke  penduduk  melalui  dua  alur  yaitu  alur makanan dan hirupan. Untuk alur makanan berasal dari radionuklida I-131, dan terbesar melalui  alur  produk  susu  sebesar  53,40  %  untuk  satu  maupun  dua  PLTN  .  Untuk  alur hirupan  ranionuklida  pemberi  kontribusi  paparan  terbesar  berasal  dari  Kr-85m  sebesar 53,80  %.  Dosis  total  terbesar  yang  diterima  penduduk  terdapat  pada  jarak  1  Km  untuk bayi  yaitu  sebesar  4,10  µSi  dan  11,26  µSi  untuk  satu  dan  dua  PLTN.  Hasil  ini  sangat kecil dibandingkan dengan batas dosis yang diijinkan oleh badan pengawas (BAPETEN) untuk penduduk yaitu sebesar  1 mSi.
Kata Kunci : Reaktor daya, komputer code, radionuklida, alur makanan, hirupan

## ABSTRACT
ANALYSIS  OF  RADIONUCLIDE  DISPERSION  AT  NORMAL  CONDITION  FOR AEC  1000  MW  REACTOR  POWER .  Analysis  for  radionuclide  dispersion  for  the Atomic  Energy  Agency  (AEC)  3568  MWth  Power  Reactor,  equal  to  the  1000  MWe  at normal condition has been done. Analysis was done for two piles that is separated by 500 m distance and angle of 90 o one to other. Initial pace in doing the analysis is to determine reactors  source  term  using  ORIGEN2  and  EMERALD  NORMAL.  computer  code program. ORIGEN2 applied to determine radionuclide inventory emerged in the reactor. Hereinafter,    by  using  Emerald  Normal  Computer  code  is  calculated  source  term reaching the reactor stack. To analyze dose received by population is done by using PC- CREAM  computer  code.  Calculation  done  for  one  and  two  PLTN  attached  in  site candidate  of  plants.  The  result  showed  is  that  the  highest  radionuclide  release  for  one PLTN is at 1 km distance and to 9th zone toward ( 19.25 o ) and for two PLTN is at  1 km distance and to 10th zone toward (21.75 o ). Radionuclide which up to population through two pathsway that are foodstuff and inhalation. To  foodstuff comes from radionuclide I- 131, and the biggest passed from milk product with 53.40 % for one and also two PLTN .
For inhalation pathway the highest radionuclide contribution come from Kr-85m is about 53.80 %. The highest total dose received by population is at 1 Km distance received by baby that is 4.10 µSi and 11.26 µSi for one and two PLTN respectively. Those result are very small compared to the maximum permition dose to population issued by regulatori body that is equal to 1 mSi.
Key words : reactor power, computer code, radionuclide, food stuff, inhalation

## PENDAHULUAN
Krisis energi yang melanda Indonesia perlu segera diatasi dan  cara untuk mengatasi masalah tersebut adalah dengan membangun berbagai  pembangkit listrik, yaitu  pembangkit listrik berbahan bakar fosil maupun non fosil. Pembangunan energi listrik untuk kedua jenis bahan  bakar  harus  proposional  agar  pengotoran  udara  oleh  CO 2 tidak  begitu  besar. Pengotoran  oleh  gas  CO 2 berasal  dari  pembakaran  bahan  bakar  fosil,  oleh  karenanya pembangunan  energi  listrik  dari  bahan  bakar  non  fosil  harus  direncanakan  sedini  mungkin agar  lingkungan  menjadi  lebih  ramah  dengan  berkurangnya  kadar  CO 2 di  udara  secara signifikan. Pembangunan energi listrik non fosil berasal dari tenaga air, angin maupun nuklir. Tenaga  air  maupun  angin  memiliki  kendala  ekonomi,  karena  dari  kedua  energi  tersebut kerapatan  energi  yang  dibangkitkan  terlampau  kecil,  sehingga  untuk  pembangunannya diperlukan  biaya  yang  besar.  Dengan  demikian  pembangkit  listrik  dari  tenaga  nuklir merupakan pilihan yang harus diperhatikan.
Pembangkit  listrik  tenaga  nuklir  (PLTN)  memiliki  kelebihan  antara  lain  ramah lingkungan  serta  memiliki  kerapatan  energi  yang  besar,  sehingga  secara  komersial  dapat bersaing  dengan  pembangkit  listrik  berbahan  bakar  fosil,  seperti  batubara,  minyak  bumi maupun gas. Isu utama ketidak setujuan berbagai pihak untuk pembangunan PLTN adalah adanya limbah radioktif yang berumur panjang. Selain masalah tersebut adalah efek radiasi yang  akan  diterima  masyarakat  bila  terjadi  kecelakaan  pada  fasilitas  PLTN.  Kekawatiran tersebut  cukup  beralasan,  tetapi  dengan  teknologi  perancangan,  pengoperasian  dan keselamatan  PLTN  yang  semakin  berkembang,  maka  kebolehjadian  untuk  terlepasnya radiasi  ke  lingkungan  semakin  kecil.  Sedangkan  untuk  penyimpanan  limbah,  dengan teknologi  pengolahan  limbah  yang  semakin  maju,  produk  limbah  PLTN  menjadi  semakin sedikit, sehingga kekhawatiran akan adanya limbah radioaktif dalam jumlah besar tidak perlu dikhawatirkan.
BATAN  sebagai  satu-satunya  lembaga  di  Indonesia  yang  melakukan  penelitian tentang  nuklir,  maka  sejak  lama  telah  melakukan  studi  tapak  untuk  pembangunan  PLTN pertama  di  Indonesia.  Keberadaan  PLTN  di  suatu  daerah  akan  memberikan  sumbangan paparan  radiasi  ke  lingkungan  dan  masyarakat.  Pembatasan  jumlah  paparan  radiasi  yang diterima oleh masyarakat dan lingkungan merupakan persyaratan utama yang harus dipenuhi agar  PLTN  dapat  beroperasi  dengan  aman.  Batasan  paparan  radiasi  tidak  hanya  pada  saat reaktor pada kondisi abnormal, tetapi juga pada saat reaktor beroperasi secara normal. Oleh karenanya  untuk  mengetahui  aman  tidaknya  suatu  reaktor  dibangun  disuatu  daerah,  maka perlu  dilakukan  analisi  tentang  sebaran  radionuklida  dari  suatu  PLTN.  Pada  tulisan  ini dilakukan analisis untuk penerimaan dosis yang diterima oleh penduduk disekitar calon tapak PLTN karena adanya reaktor daya PWR kelas 1000 MWe.
Analisis  penerimaan  dosis  pada  penduduk  disekitar  PLTN  dilakukan  dengan  cara melakukan  perhitungan  menggunakan  program  komputer.  Analisis  dilakukan  untuk mengetahui  paparan  radiasi  yang  diterima  penduduk  sekitar  PLTN,  jenis  sumber  radiasi pemapar  serta  alur  paparan  yang  terjadi.  Perhitungan  dilakukan  dalam  tiga  tahap.  Tahap
pertama  yang  dilakukan  adalah  menghitung  inventori  radionuklida  yang  terdapat  di  teras reaktor  menggunakan  program  ORIGEN2  [1].  Selanjutnya  dilakukan  perhitungan  untuk menghitung  aktivitas  radionuklida  yang  sampai  ke  cerobong  reaktor.  Untuk  tahap  ini dilakukan menggunakan program EMERALD Normal [2]. Sebelum penelitian ini dilakukan, Pande Made Udiyani dkk telah melakukan penelitian tentang Analisis karakteristik sumber dari  reaktor  PWR  kapasitas  1000  MWe  pada  operasi    selama  3  tahun  [3].  Penelitian  yang dilakukan suku sumber dihitung untuk reaktor PWR 1000 MWe dengan bahan bakar U-235 memiliki  pengkayaan  rerata  3,70%,  dan  dihitung  dari  bahan  bakar  hingga  sampai  ke cerobong  menggunakan  asumsi,  yaitu  antara  lain  fraksi  yang  lolos  ke  pendingin  0,10%, efisiensi  filter  untuk  Iodine  sebesar  50%,  untuk  unsur  lain  hasil  fisi  sebesar  90%  dan  lain- lain.  Pada  penelitian  ini  suku  sumber  dihitung  untuk  reaktor  AEC  3568  MWth,  dan perhitungan  dari  bahan  bakar  ke  cerobong  digunakan  program  EMERALD  NORMAL, dimana  program  ini  menghitung  secara  rinci  suku  sumber  disetiap  volume  kontrol  reaktor dari bahan bakar hingga cerobong. Setiap volume kontrol reaktor direpresentasikan sebagai sebuah  subroutine  yang  merupakan  simulasi  analog  perjalanan  radionuklida  di  settiap volume kontrol reaktor. Tahap terakhir adalah menghitung dosis radiasi yang diterima oleh penduduk serta alur penyebab adanya paparan radiasi. Untuk hal ini dilakukan perhitungan menggunakan  program  PC-CREAM  [4].  Hasil  yang  diperoleh  dianalisis  dan  selanjutnya dibandingkan  dengan  batasan  yang  ditentukan  oleh  badan  pengawas  (BAPETEN). Selanjutnya berdasarkan hasil tersebut dapat disimpulkan seberapa besar dampak yang akan diterima penduduk akibat beroperasinya PLTN.

## TEORI
Langkah  pertama  untuk  mengetahui  dosis  radiasi  yang  diterima  penduduk  adalah menghitung  inventori  Zat  Radioaktif  (ZRA)  yang  ada  di  teras  reaktor.  Inventori  dihitung dengan  menggunakan  program  ORIGEN2.  Pada  ORIGEN2  yang  dikerjakan    adalah menghitung  perubahan  jumlah  radionuklida i sebagai  fungsi  waktu t .  Asumsi  yang digunakan  adalah  jumlah  radionuklida  yang  terlepas  ke  sistem  pendingin  untuk  operasi normal  sebesar  0,01%  dari  jumlah  radionuklida  yang  berada  di  bahan  bakar.  Adapun persamaan  yang  digunakan  untuk  menghitung  jumlah  radionuklida  yang  terdapat  di  bahan bakar adalah sebagai berikut :
V i F X r X f X l dt dX i i i i i N i N i k k ik i i ij i ,....., 1 ..... ) ( 1 1 ¦ ¦ IV O V I O (1)
dengan,
X i = densitas atom untuk nuklida i N = jumlah radionuklida Ȝ i = konstanta peluruhan radionuklida l ij = fraksi disintegrasi radionuklida oleh nuklida lain, dimulai dari unsur i Ɏ = posisi dan energi rata-rat dari fluks neutron f ik = fraksi absorbsi neutronoleh nuklida lain, dimulai dari unsur i ı k = spektrum rata-rata tampang lintang absorbsi neutron dari nuklida k r i = laju kehilangan kontinu untuk nuklida i dari sistem F i = laju bentuksn kontinu untuk nuklids i Untuk menentukan laju fluks neutron dilakukan perhitungan dengan rumus berikut [1],
¦ i i f i f i R X P X V I ) ( 10 242 , 6 18
(2)
"## $ %& % % '(& )* Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
+ ,
dengan, Ɏ = fluks neutron, (n/cm -2 s -1 ) P     = daya reaktor, (MW) f i X = jumlah nuklida hasil fisi I dalam bahan bakar, (gr atom)
f i - . /01 2 03 5 67 3 /03 5 17 8 9 : ; 8 : 2 7 8 < 7;7 = 3 /= 8 3 = 8 67> 0 7
R i = energi yang bangkit kembali per fisi untuk nuklida I, (MeV/fisi) dengan R i adalah [1], R i = 1,29927 x 10 -3 (Z 2 A 0,5 ) + 33,12 (3)
dengan,
Z = nomor atom A = nomor masa
ORIGEN2  membutuhkan  masukan  berupa  jumlah  uranium-235,  daya  reaktor  serta lama operasi. Reaktor daya yang dihitung adalah reaktor AEC 1000 MW. Jumlah uranium- 235 yang dimiliki sebanyak 2800 kg, dan diiradiasi dengan fluks neutron rata-rata 1,20x10 14 n/cm 2 s selama satu tahun. Hasil yang diperoleh adalah inventori radionuklida yang terdapat di bahan bakar reaktor. Selanjutnya dilakukan perhitungan untuk mendapatkan suku sumber hingga  ke  cerobong  reaktor.  Perhitungan  dilakukan  dengan  menggunakan  program EMERALD Normal.
Emerald Normal merupakan program komputer yang merupakan simulasi analog dari kondisi  opersi  reaktor.  Simulasi  dilakukan  pada  setiap subroutine pada  program,  dimana setiap subroutine merepresentasikan  setiap  volume pada  kontrol  reaktor.  Salah  satu  contoh adalah subroutine pada bahan bakar ditunjukkan dalam Gambar 1.
P ?6= 9 = @ 0 3 P 9 : > = 8 ;7 dari fisi B 0@ 0 3 bakar B : A : 9 8 ? pendingin
Gambar 1. Proses simulasi analog riwayat radionuklida pada bahan bakar
Rumus-rumus utama yang digunakan pada subroutine bahan bakar yaitu sFULACT (JTC) adalah sebagai berikut;
1. Laju produksi  ditentukan dengan [2],
10 10 * 7 . 3 ) ( * ) ( * * ) ( ) , 1 , ( 1 JI DECLAM JI YFISS FISMWS JTC POWER JTC JI PR (4)
C D EFG D H FKG LM ND O QG R D Vol. 12 No. 1 Pebruari 2010, Hal. 40-54
) ( 693 , 0 ) ( JI THALF JI DECLAM (5)
dengan ;
PR1(JI,1,JTC) = laju produksi dari bahan bakar akibat fisi (Ci/jam)
POWER(JTC) = daya reaktor (MWth) FISMWS = jumlah fissi per MW-s YFISS(JI) = fission yied DCLAM(JI) = konstanta peluruhan (1/jam)
2. Laju removal ditentukan dengan [2],
3600 * ) , ( * ) ( ) , 1 , ( JTC JI DIFCO JTC FUDEF JTC JI CLAMI S (6)
dengan ; CLAMI(JI,1,JTC)  = laju removal dari bahan bakar karena bocoran (Ci/jam) FUDEF(JTC)
= fraksi dari bahan bakar yang menyebabkan adanya kerusakan kelongsong DIFCO(JI,JTC) =  koefisien  laju  bocoran  untuk  difusi  untuk  isotop    JI  (s -1 )
Aktivitas di bahan bakar,
) ( ) ( t A P d t t T U O (7)
dengan,
d V V W X ) ( = laju perubahan Aktvitas (Ci/s)
Y Z laju produksi (Ci/jam)
[ Z konstanta removal
= aktivitas (Ci) ) ( t A
Setelah  suku  sumber  diperoleh,  maka  dilanjutkan  dengan  perhitungan  menentukan dosis yang diterima penduduk. Perhitungan dilakukan menggunakan program PC-CREAM. Program ini menyelesaikan persamaan dispersi Pasquil berikut [4,5,7]:
]} ) ) ( ( 2 1 exp[ ] ) ) ( ( 2 1 }{exp[ ) ( 2 1 { 2 2 2 2 z z y z y H z H z y Q V V V P V SV F
(8)
dengan, Ȥ = konsentasi radioaktif di udara (Bq/m 3 )
Q = laju lepasan radioaktif rata-rata yang keluar dari cerobong (Bq/s)
ȝ = kecepatan angin rata-rata (m/s)
ı y = koefisien dispersi horizontal (m) ı Z = koefisien dispersi vertikal (m)
H = tinggi cerobong efektif (m)
y = jarak tegak lurus arah angin (m)
z = ketinggian dari atas tanah (m)
\]] ^ _` _ _ ab` cd Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007

## TATA KERJA
Alat dan Bahan Alat dan bahan yang digunakan untuk analisis adalah :
1. Program Komputer ORIGEN2, Emerald normal dan PC-CREAM
2. Data jumlah bahan bakar yang terdapat di reaktor
3. Data-data geometri dan data fisis komponen reaktor
4. Data populasi dan data komsumsi penduduk sekitar calon tapak PLTN
5. Data meteorologi sekitar calon tapak PLTN

## Cara Kerja
Langkah  pertama  adalah  menyiapkan  masukan  untuk  program  ORIGEN2  berupa jumlah  uranium-235  yang  terdapat  di  reaktor,  fluks  neutron  dan  lama  operasi.  Selanjutnya keluaran program ORIGEN2 digunakan sebagai masukan program EMERALD NORMAL beserta  data  geometri  dan  data  fisis  setiap  komponen.  Siapkan  data  meteorologi  dan    data konsumsi sekitar calon tapak PLTN. Daerah sekitar PLTN dibagi dalam 7 radius berpusat di calon tapak PLTN. Jari-jari pengamatan adalah 1 km, 2 km, 5 km, 10 km, 20 km, 30 km dan 50 km. Setiap radius dibagi dalam 16 arah radial (22,5 o ) dimulai dari 11,25 o arah utara. Data konsumsi  penduduk  dan  data  meteorologi  dalam  matriks  16x8  beserta  data  radionuklida yang  berada  di  cerobong  digunakan  sebagai  masukan  pada  program  PC-CREAM.  Dosis dilakukan untuk menghitung dosis dari 1 PLTN dan 2 PLTN.  Hasil yang diperoleh adalah dosis  yang  diterima  penduduk  sekitar  PLTN  serta  alur  radionuklida  sampai  ke  penduduk. Hasil  ini  dibandingkan  dengan  batasan  yang  diberikan  oleh  BAPETEN  untuk  mengetahui dampak yang mungkin terjadi akibat beroperasinya PLTN di calon tapak PLTN.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Inventori radionuklida dan aktivitas yang terdapat disetiap volume reaktor dapat dilihat pada Tabel 1.
Tabel 1. Inventori dan aktivitas setiap volume reaktor (Ci)
Inventori bahan Pressurizer Steam Generator Radio nuklida bakar Sistem pendingin Fase cair Fase uap Spent fuel Demi neralizer 1 2 3 4 I-131 8,80E+07 1,60E+02 9,15E+00 0,00E+00 8,24E-02 1,47E-01 7,40E-03 7,40E-03 7,40E-03 7,40E-03 I-132 1,30E+08 5,80E+01 7,72E-01 0,00E+00 6,26E-03 1,04E-02 9,23E-04 9,23E-04 9,23E-04 9,23E-04 I-133 2,00E+08 2,60E+02 4,03E+00 0,00E+00 1,61E-03 3,32E-02 6,99E-03 6,99E-03 6,99E-03 6,99E-03 I-134 2,40E+08 3,20E+01 2,55E-02 0,00E+00 3,10E-05 1,47E-05 7,49E-05 7,49E-05 7,49E-05 7,49E-05 I-135 1,80E+08 1,30E+02 7,72E-01 0,00E+00 1,77E-04 2,80E-03 1,84E-03 1,84E-03 1,84E-03 1,84E-03 Kr-83M 1,60E+07 2,20E+01 0,00E+00 1,29E-02 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 Kr-85M 3,90E+07 1,30E+02 0,00E+00 1,76E-01 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 Kr-85 9,00E+05 4,00E+02 0,00E+00 5,09E+02 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 Kr-87 7,60E+08 7,60E+01 0,00E+00 2,95E-02 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 Kr-88 1,10E+08 2,20E+02 0,00E+00 1,89E-01 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 Xe- 133M 8,80E+07 1,90E+02 0,00E+00 3,33E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 Xe-133 2,00E+08 1,60E+04 0,00E+00 5,94E-02 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 Xe- 135M 5,50E+07 4,70E+01 0,00E+00 2,12E-01 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 Xe-135 2,70E+07 3,00E+02 0,00E+00 1,60E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 Xe-138 1,80E+08 3,40E+01 0,00E+00 2,47E+01 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00
Dari Tabel 1 terlihat bahwa aktivitas radionuklida menurun drastis dari bahan bakar ke sistim pendingin. Hal ini disebabkan adanya gap antara bahan bakar ke sistim pendingin. Gap  inilah  yang  membatasi  keluarnya  radionuklida  dari  bahan  bakar  (inventori)  ke  sistim pendingin.   Untuk radionuklida dari kelompok Iodine aktivitas terbesar berasal dari I-134.
g h ijk h l jmk no ph q rk s h Vol. 12 No. 1 Pebruari 2010, Hal. 40-54
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Radionuklida  I-134  memiliki  potensi  bahaya  yang  kecil  karena  waktu  paro  yang  sangat pendek  yaitu      0,87  jam,  sehingga  keberadaan  nuklida  ini  tidak  begitu  berbahaya. Radionuklida  yang  perlu  dicermati  lebih  lanjut  adalah  I-131,  karena  radionuklida  ini memiliki waktu paro  yang panjang,  yaitu 193 jam,  sehingga  memiliki potensi bahaya bagi kesehatan manusia yaitu dapat berada pada tubuh manusia melalui alur makanan dan dapat mengakibatkan kanker pada kelenjar gondok. Untuk kelompok radionuklida kelompok gas, radionuklida  yang  memiliki  aktivitas  terbesar  adalah  Kr-85  sebesar  400  Ci  dan  Xe-133 sebesar  1600  Ci.  Kedua  radionuklida  ini  tidak  berbahaya  bagi  manusia  karena  hanya memberikan  pengaruh  dari  paparan  radiasi  secara  external.  Selain  itu  kedua  nuklida  ini kemungkinan keluar sangat kecil, karena dapat terserap oleh filter-filter yang ada di reaktor. Radionuklida yang akan lepas ke udara dapat dilihat pada Tabel 2 dan  3.
Tabel 2. Aktivitas Iodine yang siap lepas ke udara (Ci)
Nuklida Blow down tank venting Contain- ment venting Steam system leakage Condenser off-gas venting Secondary system water leakage Auxiliary building venting Total yang akan lepas ke udara I-131 1,97E-02 3,12E-03 1,08E-02 4,84E-02 1,50E-05 8,13E-03 8,12E-01 I-132 1,34E-03 1,50E-04 1,35E-03 6,84E-03 1,93E-06 2,96E-03 1,18E-02 I-133 1,01E-02 5,48E-04 1,02E-02 4,57E-02 1,50E-05 1,31E-02 7,97E-02 I-134 1,09E-04 2,86E-06 1,10E-04 4,90E-04 1,48E-07 1,66E-03 2,37E-03 I-135 2,67E-03 9,20E-05 2,69E-03 1,21E-02 3,93E-06 6,90E-03 2,44E-02

## Tabel 3. Aktivitas gas yang siap lepas ke udara (Ci)
Nuklida Gas decay tank venting Contain- ment venting Steam system leakage Condenser off-gas venting Secondary system water leakage Auxiliary building venting Total yang akan lepas keudara Kr-83M 0,00E+00 4,31E-03 1,45E-04 3,97E-01 0,00E+00 2,33E+01 2,73E+00 Kr-85M 0,00E+00 5,89E-02 8,36E-04 3,83E+00 0,00E+00 1,34E+01 1,73E+01 Kr-85 1,01E+03 5,43E+01 1,80E-03 2,02E+01 0,00E+00 2,90E+01 1,50E+03 Kr-87 0,00E+00 9,85E-03 4,84E-04 1,01E+00 0,00E+00 7,79E+00 8,80E+00 Kr-88 0,00E+00 6,30E-02 1,42E-03 5,05E+00 0,00E+00 2,28E+01 2,80E+01 Xe-133M 5,22E-04 1,09E+00 1,23E-03 1,02E+01 0,00E+00 1,96E+01 3,09E+01 Xe-133 1,03E+02 1,98E+02 9,70E-02 8,40E+02 0,00E+00 1,56E+03 2,70E+03 Xe-135M 0,00E+00 2,61E-02 4,46E-03 2,44E+00 0,00E+00 4,85E+00 7,32E+00 Xe-135 0,00E+00 3,69E-01 2,31E-03 1,44E+01 0,00E+00 3,02E+01 4,49E+01 Xe-138 0,00E+00 8,22E-04 2,20E-04 1,04E-01 0,00E+00 3,55E+00 3,65E+00
Berdasarkan  Tabel  2  dan    3  radionuklida  yang  siap  lepas  ke  udara  terbesar  untuk kelompok  Iodine  adalah  I-131  sebesar  8,12E-01 Ci  dan  untuk  kelompok  gas  adalah  Kr-85 sebesar  1,50E+03  Ci  dan  Xe-133  sebesar  2,70E+03  Ci.  Dari  ketiganya  I-131  merupakan nuklida  yang  perlu  mendapat  perhartian  khusus,  kamemiliki  potensi  bahaya  bagi  manusia. Selanjutnya semua radionuklida yang siap lepas ke udara digunakan sebagai masukan untuk program  PC-CREAM,  untuk  mendapatkan  dosis  yang  diterima  penduduk  karena radionuklida-radionuklida tersebut.
Pada  perhitungan  menggunakan  PC-CREAM,  langkah  pertama  yang  dilakukan adalah  menentukan  arah  radial  dari  calon  tapak  PLTN  yang  memilki  penerimaan  dosis maksimal  dari  alur  makanan.  Sebaran  radionuklida  dari  PLTN    kearah  radius  dan  radial sangat  bergantung  pada  kondisi  meteorologi,  yaitu  pada  arah  dan  kecepatan  angin. Perhitungan  dilakukan  untuk  jarak  tertentu,  dan  dipilih  jarak  1  km  dari  tapak  PLTN  dan
uvv w xy x x z{y |} Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
dihitung untuk 16 arah radial.  Arah radial pertama (zona 1)  dimulai dari sudut 11,25 o arah utara,  dan  zona  selanjutnya  mengikuti  arah  jarum  jam  dengan  penambahan  sudut  radial sebesar 22,5 o . Perhitungan dilakukan untuk mengetahui kontribusi radionuklida yang terlepas dari  PLTN  yang  memberikan  kontribusi  pemaparan  melalui  alur  makanan.  Kontribusi radionuklida penyumbang paparan radiasi lewat alur makanan ditunjukkan dalam Tabel 4.
Dari Tabel 4 dapat dilihat bahwa untuk alur makanan pemapar radiasi hanya berasal dari      I-131.  Radionuklida  yang  lain  tidak  memberikan  kontribusi  melalui  alur  makanan. Langkah selanjutnya dilakukan perhitungan untuk mengetahui dosis yang diterima penduduk untuk setiap zona, pada jarak 1 km. Perhitungan ini untuk mengetahui zona yang menerima paparan radionuklida terbesar Penerimaan dosis radiasi lewat  alur  makanan pada jarak 1  km  dari satu dan dua  PLTN untuk  16  zona  radial  serta  data  meteorologi  untuk  daerah  Jepara.  Hasil  yang  diperoleh dapat dilihat pada Gambar 2, 3 dan Tabel 5.
           Vol. 12 No. 1 Pebruari 2010, Hal. 40-54
Tabel 5. Data meteorologi Jepara tahun 2008, arah dan kecepatan angin
Dari  Gambar  2  terlihat  bahwa  penerimaan  dosis  terbesar  berada  di  zona  9  (arah selatan/ south ), yaitu sebesar 4,10 ȝ Si. Arah ini sesuai dengan data meteorologi, dimana arah angin terbesar  ke arah selatan. Sedangkan untuk dua   PLTN penerimaan dosis bergeser ke arah  zona  10.  Hal  ini  disebabkan  adanya  cerobong  kedua  yang  berada  90  derajat  arah  ke barat, sehingga menyebabkan bergesernya arah sebaran radionuklida satu zona kearah barat. Selanjutnya  setelah  diperoleh  zona  dimana  sebaran  radionuklida  yang  diterima  penduduk diperoleh  maksimal  (zona  maksimum),  maka  dilakukan  perhitungan  dosis  yang  diterima penduduk  pada  zona  tersebut  sebagai  fungsi  jarak  dari  PLTN.  Perhitungan  ini  untuk mengetahui  kenaikan/penurunan  radionuklida  sebagai  fungsi  Jarak.  Penerimaan  dosis  pada penduduk sebagai fungsi jarak dari PLTN di zona maksimum untuk satu dan dua PLTN.
       Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
 
Dari Gambar 5 dan 6 dapat dilihat bahwa penerimaan dosis dari satu dan dua PLTN kepada penduduk menurun sebagai fungsi dari jarak. Semakin jauh jarak suatu daerah dari PLTN, maka semakin kecil dosis yang akan diterima oleh penduduk. Hal ini sesuai dengan prinsip radiasi yaitu aktivitas suatu sumber radiasi mengecil sebagai fungsi dari jarak. Dari hasil di atas juga terlihat bahwa bayi menerima dosis paling besar dibandingkan anak-anak dan  dewasa.  Hal  ini  dikarenakan  bayi  memiliki  struktur  jaringan  yang  lebih  peka  dalam menyerap radiasi dibangdingkan anak-anak dan orang dewasa. Selain itu juga dapat dilihat bahwa daerah yang memiliki dosis terbesar berada pada jarak 1 km dari PLTN,  yaitu sebesar 4,10 ȝ Si untuk 1 PLTN dan 11,00 ȝ Si untuk 2 PLTN. Oleh karenanya untuk daerah beradius 1 km dari PLTN menjadi daerah yang perlu pengawasan lebih tinggi dibandingkan dengan daerah  lain.  Selanjutnya  akan  dilihat  jenis  makanan  yang  memberikan  kontribusi  paparan yang melalui alur makanan. Kontribusi penyumbang penerimaan dosis pada penduduk untuk 1 dan 2 PLTN
        ¡ ¢ £ ¤  Vol. 12 No. 1 Pebruari 2010, Hal. 40-54
Dari Gambar 6 dan  7  terlihat bahwa penyumbang paparan terbesar  lewat  makanan adalah  berasal  dari  susu  dan  produk  susu.  Oleh  karenanya  untuk  daerah  inklusi  sebaiknya dibatasi  jumlah  peternakan  sapi  penghasil  susu,  sehingga  akan  memberikan  pengurangan terhadap jumlah asupan paparan radiasi yang sampai ke penduduk.
Dosis yang diterima penduduk dari inhalasi untuk zona maksimum untuk 1 dan 2 PLTN dapat dilihat pada Gambar 8 dan  9.
¥¦¦ § ¨© ¨ ¨ ª«© ¬­ Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
® ¯
Untuk  paparan  radiasi  melalui  hirupan  (inhalasi),  terlihat  bahwa  untuk  bayi,  anak- anak  serta  orang  dewasa  menerima  asupan  yang  sama  besar.  Selain  itu  ketiganya  akan menerima  paparan  maksimal  pada  jarak  1  km  dari  PLTN,  yaitu  sebesar  0,10 ȝ Si  untuk  1 PLTN dan 0,26 ȝ Si untuk 2 PLTN.
Kontribusi  radionuklida  pada  penerimaan  dosis  bagi  penduduk  dari  inhalasi  di zona maksimum untuk 1 dan 2 PLTN dapat dilihat pada Gambar 10. dan Gambar 11.
° ± ²³´ ± µ ³¶´ ·¸ ¹± º »´ ¼ ± Vol. 12 No. 1 Pebruari 2010, Hal. 40-54
Untuk radionuklida kontribusi pemapar lewat hirupan melalui nuklida Kr-85 sebesar 53,80 %, untuk satu dan 2 PLTN. Kontribusi radionuklida pemapar lewat hirupan untuk satu dan  dua  PLTN sama, karena  kedua reaktor  memiliki  suku  sumber  yang  sama, berasal  dari reaktor yang sam.
Dosis  yang  diterima  penduduk  dari  inhalasi  di  zona  maksimum  untuk  1  PLTN fungsi jarak untuk waktu lima tahun dapat dilihat pada Gambar 12.
½¾¾ ¿ ÀÁ À À ÂÃÁ ÄÅ Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Dosis  yang  diterima  penduduk  untuk  jangka  waktu  lima  tahun  sama  dengan  satu tahun, karena dosis yang diterima penduduk kecil, sehingga waktu operasi reaktor mendekati konstan  sebagai  fungsi  waktu  operasi.Jumlah  paparan  radiasi  yang  diterima  penduduk terbesar secara secara total lewat alur makanan dan hirupan sebesar 4,20 ȝ Si untuk 1 PLTN dan  11,26 ȝ Si  untuk  2  PLTN.  Hasil  ini  sangat  kecil  dibandingkan  batasan  dosis  yang diijinkan  diterima  oleh  penduduk  oleh  yang  tercantum  pada  peraturan  badan  pengawas BAPETEN 6) yaitu sebesar 1 mSi. Dari hasil ini dapat dinyatakan pada pengoperasian norma reaktor  PWR  kelas  1000  MW  elektri  yang  dipilih  tidak  memberikan  pengaruh  kepada penduduk sudut dari paparan radiasi.

## KESIMPULAN DAN SARAN
Analisis  telah  dilakukan  untuk  dosis  yang  diterima  penduduk  sekitar  daerah  calon tapak  PLTN  menggunakan  program  PC-CREAM.  Kajian  dan  analisis  meliputi  dosis individu  untuk  16  zona  dan  8  radius  berdasarkan  jenis  radionuklida,  kelompok  usia,  alur paparan  ( pathway )  dan  rantai  makanan  ( footstuff ).  Hasil  yang  diperoleh  adalah  dosis maksimal  yang  diterima  penduduk  jauh  lebih  rendah  dari  batas  yang  diijinkan  oleh  badan pengawas (BAPETEN).
Setelah sebaran radionuklida untuk operasi normal dianalisis, maka untuk penelitian selanjutnya  perlu  dilakukan  analisis  untuk  reaktor  kondidi  abnormal,  sehingga  dapat diketahui  secara  lengkap  sebaran  radionuklida  yang  berasal  dari  reaktor  selama  operasi normal dan abnormal.

## DAFTAR PUSTAKA
1. Groff A.G. Origen2 Code Package: A versatile computer code for calculating the nuclide  compositions  and  characteristics  of  nuclear  material.  Tennesse  37830: ORNL Chemical Technology Division. ge.; August 2005
È É ÊËÌ É Í ËÎÌ ÏÐ ÑÉ Ò ÓÌ Ô É Vol. 12 No. 1 Pebruari 2010, Hal. 40-54
2. RSIC  computer  code  collection.  Emerald  normal:  Calculation  of  activity  release and  potential  dose  for  the  normal  operation  of  pressurized  water  reactor  plant.
ORNL: Last update; Feb 2007
3. Pande  Made  Udiyani.  Analisis  karakteristik  sumber  dari  reaktor  PWR  kapasitas
1000 MWe pada operasi 3 tahun. Tri Dasa Mega: Jurnal Teknologi Nuklir. 2008
June; Vol. 10: Nomor 2
4. Cream-PC.Consequences of releases to the environtment assessment methodology (the  radiological  impact  of  routine  release).  User  Guide:  National  Radiological Protection Board. Europian Commision, EUR 17791 EN-NRPB-SR 296; 1997
5. IAEA  safety  guides  No.  NS-G-3.2.  Safety  standarts  series,  dispersion  of radioactive material in air and water and consideration of population distribution in site evaluation for nuclear power plants.  Austria; March 2002
6. BAPETEN.  Ketentuan  keselamatan  kerja  terhadap  radiasi.  PerKa  No.  01/Ka- BAPETEN/V-99  BAPETEN; 1999
7. Nassar, N.N. Environmental impacts of radiaton releases from nuclear power plant. Procedings of The 2 nd Enviromental Physics Conference. Agypt; 18-22 February 2006