Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

"Adanya oksigen didalam pendingin primer PWR dapat menyebabkan korosi sehingga sangat penting menekan konsentrasi oksigen dalam sistem tersebut. Oleh karena itu, studi pengaruh penambahan asam borat ke dalam air pendingin primer dari PWR untuk menekan konsentrasi oksigen yang dihasilkan akibat radiasi sinar-gamma penting untuk dilakukan Tujuan penelitian adalah untuk memahami mekanisme reaksi hingga temperatur 250°C dan pengaruh penambahan asam borat terhadap konsentrasi oksigen didalam sistem pendingin prime PWR. Metodologi yang digunakan adalah simulasi menggunakan perangkat lunak Facsimile. Hasilnya simulasi menunjukkan bahwa produksi oksigen naik secara signifikan dengan lamanya waktu iridiasi dan mencapai kondisi tunak pada t=10pangkat7s. Berbasis hasil plot antara konsentrasi oksigen pada t=10pangkat7 vs konsentrasi asam borat, memberikan hasil sebagai berikutv: konsentrasi oksigen ditekan secara signifikan oleh adanya asam borat dan memberikan penurunan secara eksponensial, pengaruh laju dosis menunjukkan bahwa semakin tinggi laku dosis maka oksigen yang dihasilkan semakin banyak, dan pada kondisi aerasi, penambahan asam borat hingga 0,1 M tidak memberikan efek yang berarti terhadap penekanan konsentrasi oksigen."

"G (values) penting untuk mengetahui efek dari radiolisis air dari pendingin reaktor pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN). Karena pengukuran konsentrasi kimia secara langsung pada reaktor sangat sulit maka dilakukan pemodelan dan simulasi untuk memprediksi kimia radiasi diteras reaktor. Produk radiolisis yang terbentuk dari elektron β dapat menurunkan komponen-komponen reaktor dan menyebabkan korosi pada kondisi operasi reaktor. Penelitian ini bertujuan untuk memahami pengaruh temperatur pada mekanisme radiolisis air oleh elektron β energi rendah tritium. Hasil simulasi menunjukkan bahwa adanya kemiripan tren antara ketergantungan temperatur berbagai G (values) hasil radiolisis air elektron β energi rendah tritium dengan sinar γ60Co. "

"Setelah kejadian Fukushima, penggunaan sistem keselamatan pasif menjadi persyaratan yang penting untuk PLTN. PLTN jenis PWR maju kelas 1000 yang didesain oleh Westinghouse, AP1000, memiliki fitur keselamatan pasif disamping sederhana dan modular. Sebelum memilih suatu PLTN, maka perlu dilakukan suatu evaluasi terhadap parameter desainnya. Salah satu parameter yang penting dalam keselamatan adalah kritikalitas teras. Permasalahan pokok dalam mengevaluasi parameter kritikalitas teras AP1000 tidak adanya data komposisi material SS304 dan H2O di daerah reflektor dan diameter penyerap SS304. Dengan demikian tujuan penelitian ini adalah mendapatkan model teras 3-dimensi AP1000 dan siap diaplikasikan dalam evaluasi parameter kritikalitas teras. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa komposisi terbaik SS304 dan H2O di reflektor teras bagian atas dan bawah masing-masing 50 vol%, sedangkan diameter penyerap SS304 adalah 0,960 cm. Evaluasi konsentrasi boron kritis menunjukkan perbedaan yang signifikan dengan nilai desain. Meskipun penyebab utama dari perbedaan ini belum diketahui, akan tetapi dapat dibuktikan bahwa konsentrasi boron kritis sangat sensitif dengan densitas UO2. Untuk reaktivitas padam, reaktor AP1000 memiliki margin subkritikalitas teras yang besar untuk satu siklus operasi. Dengan demikian teras yang diusulkan dapat digunakan sebagai acuan untuk evaluasi parameter teras lainnya atau perangkat analitis lainnya dalam rangka mengevaluasi desain reaktor AP1000."

"Turbulensi aliran pendingin pada proses perpindahan panas berfungsi untuk meningkatkan nilai koefisien perpindahan panas, tidak terkecuali aliran dalam kanal bahan bakar. Program CFD (CFD=computational fluid dynamics), FLUENT adalah program komputasi berbasis elemen hingga (finite element) yang mampu memprediksi dan menganalisis fenomena dinamika aliran fluida secara teliti. Program perhitungan CFD dipilih dalam penelitian ini karena selain akurat juga dapat memberikan visualisasi dengan baik. Penelitian ini bertujuan untuk memahami karakteristika perpindahan panas, massa dan momentum dari dinding rod bahan bakar ke pendingin secara visual, pada medan temperatur, medan tekanan, dan medan energi kinetika pendingin, sebagai fungsi dinamika aliran di dalam kanal, pada kondisi tunak dan transien. Analisis dinamika aliran pada kanal bahan bakar PWR berbasis CFD dilakukan dengan menggunakan sampel data reaktor PWR dengan daya 1000 MWe dengan susunan bahan bakar 17x17. Untuk menguji sensitivitas persamaan aliran yang sesuai dengan model aliran turbulen pada kanal bahan bakar dilakukan pemodelan dengan menggunakan persamaan k-omega (Ƙ-ω), k-epsilon (Ƙ-ε), dan Reynold stress model (RSM). Pada analisis sensitivitas aliran turbulen di dalam kanal digunakan model mesh hexahedral dengan memilih tiga geometri sel yang masing masing berukuran 0,5 mm; 0,2 mm dan 0,15 mm. Hasil analisis menunjukkan bahwa pada analisis kondisi tunak (steady state), terdapat hasil yang mirip pada model turbulen Ƙ-ε standard dan Ƙ-ω standard. Pengujian terhadap kriteria Dittus Boelter untuk bilangan Nusselt menunjukkan bahwa model Reynold stress model (RSM) direkomendasikan. Analisis sensitivitas terhadap geometri mesh antara sel yang berukuran 0,5 mm, 0,2 mm dan 0,15 mm, menunjukkan bahwa geometri sel sebesar 0,5 mm telah mencukupi. Aliran turbulen berkembang penuh telah tercapai pada model LES dan DES, meskipun hanya dalam waktu singkat (3 s), model LES memerlukan waktu komputasi yang sangat lama dan membutuhkan memori yang besar."

"Dalam rangka menyongsong PLTN pertama di Indonesia, dilakukan kajian dan analisis berbagai aspek teknologi reaktor tersebut. Tujuan dari penelitian ini adalah menentukan laju dosis neutron di luar perisai biologik reaktor PLTN PWR 1000 MWe yang merupakan bagian dari kegiatan besar di atas. Data hasil analisis laju dosis radiasi pada posisi tertentu sangat dibutuhkan untuk menunjukkan tingkat paparan radiasi di posisi tersebut. Analisis laju dosis neutron ditentukan berdasarkan hasil analisis fluks dan spektrum neutron. Analisis fluks dan spektrum neutron di teras reaktor daya PWR 1000 Mwe dilakukan menggunakan program MCNP. Model perhitungan yang dilakukan meliputi 9 zona material yaitu, teras, air, selimut, air, tong, air, bejana tekan, beton dan lapisan udara luar. Penentuan distribusi fluks dan spektrum neutron dilakukan ke arah radial hingga di luar perisai beton dengan akurasi antara 10% hingga 30% dalam tiap kelompok energi yang jumlahnya 1 dan 50 kelompok. Hasil analisis laju dosis neutron di permukaan perisai biologik reaktor PLTN PWR 1000 MWe pada kondisi reaktor beroperasi daya penuh sudah di bawah nilai batas keselamatan. Maka dapat disimpulkan bahwa dari segi paparan radiasi neutron, penggunaan perisai radiasi beton setebal dua meter sudah memenuhi persyaratan keselamatan."

"AP1000 adalah reaktor daya PWR maju dengan daya listrik 1154 MW yang didesain berdasarkan kinerja teruji dari desain PWR lain oleh Westinghouse. Untuk mempersiapkan peran Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir sebagai suatu Technical Support Organization (TSO) dalam hal verifikasi keselamatan, telah dilakukan kegiatan verifikasi keselamatan untuk AP1000 yang dimulai dengan verifikasi kecelakaan kegagalan pendingin sekunder. Kegiatan dimulai dengan pemodelan fitur keselamatan teknis yaitu sistem pendinginan teras pasif yang terdiri dari sistem Passive Residual Heat Removal (PRHR), tangki core makeup tank (CMT), dan tangki In-containment Refueling Water Storage Tank (IRWST). Kecelakaan kegagalan pendingin sekunder yang dipilih adalah hilangnya aliran air umpan ke salah satu pembangkit uap yang disimulasikan menggunakan program perhitungan RELAP5/SCDAP/Mod3.4. Tujuan analisis adalah untuk memperoleh sekuensi perubahan parameter termohidraulika reaktor akibat kecelakaan dimana hasil analisis yang diperoleh divalidasi dan dibandingkan dengan hasil analisis menggunakan program perhitungan LOFTRAN di dalam dokumen desain keselamatan AP1000. Hasil verifikasi menunjukkan bahwa kejadian hilangnya suplai air umpan tidak berdampak pada kerusakan teras, sistem pendingin reaktor, maupun sistem sekunder. Penukar kalor PRHR telah terverifikasi kemampuannya dalam membuang kalor peluruhan teras setelah trip reaktor. Hasil validasi dengan dokumen pembanding menunjukkan kesesuaian pada sebagian besar parameter termohidraulika. Secara umum, model PWR maju yang dilengkapi dengan sistem pendinginan teras ciri pasif yang telah dikembangkan tetap selamat ketika terjadi kecelakaan kehilangan aliran pendingin sekunder."

"Atmosfer merupakan pathway penting pada perpindahan radionuklida yang lepas dari Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) ke lingkungan dan manusia. Penerimaan dosis pada lingkungan dan manusia dipengaruhi oleh sourceterm dan kondisi tapak PLTN. Untuk mengetahui penerimaan dosis lingkungan untuk PLTN di Indonesia, maka diperlukan nilai koefisien dispersi untuk tapak potensial yang dipilih. Model perhitungan dalam penelitian ini menggunakan model yang diterapkan pada paket program pada modul ATMOS dan CONCERN dari PC-Cosyma yaitu model perhitungan segmented plume model. Perhitungan dilakukan untuk PLTN tipe PWR kapasitas 1000 MWe berbahan bakar UO2, postulasi kejadian untuk kecelakaan DBA, kondisi tapak kasar, untuk 6 tapak contoh tapak Semenanjung Muria, Pesisir Banten, dan tapak yang didominasi oleh stabilitas cuaca C,D,E, dan F. Koefisien dispersi dihitung untuk 8 kelompok nuklida produk fisi yang lepas dari PLTN yaitu: kelompok gas mulia, lantanida, logam mulia, halogen, logam alkali, tellurium, cerium, dan kelompok stronsium & barium. Perhitungan input menggunakan paket program ORIGEN-2 dan Arc View untuk penyiapan input perhitungan. Hasil pemetaan untuk parameter dispersi maksimum rerata diperoleh pada jarak radius 800 m dari sumber lepasan untuk nuklida dari kelompok logam mulia, logam alkali dan kelompok nuklida cerium. Parameter dispersi untuk Tapak Muria maksimum 1,53E-04 s/m3, Tapak Serang adalah 1,40E-03 s/m3, tapak dengan stabilitas C: 1,72E-04 s/m3, stabilitas D: 1,40E-04 s/m3, Stabilitas E: 1,07E-04 s/m3, dan tapak dengan stabilitas F : 2,14E-05 s/m3."

"Sistem kendali level air di pressurizer sangat dibutuhkan bagi keselamatan pengoperasian PWR dengan menyelaraskan perubahan volume sekaligus mempertahankan tekanan yang ada di kalang primer pada set point tertentu. Beberapa riset telah mengusulkan sistem cerdas baik neural network maupun fuzzy logic untuk meningkatkan kemampuan sistem kendali konvensional level yang umum dipakai di PWR yaitu Proportional-Integral (PI) atau Proportional-Integral-Derivative (PID). Namun sangat disayangkan penelitian-penelitian ini kurang mengkaji secara komprehensif potensi kendali konvensional ini. Padahal jika parameternya ditentukan dengan lebih seksama akan memberikan hasil yang setara bahkan lebih baik. Penelitian ini bertujuan untuk menjawab tantangan ini dengan meneliti lebih seksama sekaligus menguji parameter-parameter kendali ini agar diperoleh konfigurasi terbaik untuk sistem kendali level air pressurizer. Dibanding dengan dengan hasil simulasi sistem cerdas jaringan saraf tiruan yang pernah dibuat sebelumnya, ternyata kendali PI hasil penelitian ini memberikan peningkatan waktu naik yang lebih baik sekitar 280 kali, peningkatan waktu penetapan sekitar 293 kali, penurunan lewatan maksimum sekitar 1,1 kali, dan penurunan puncak sekitar 0,2 %. Hasil validasi dari konfigurasi ini juga terbukti stabil, mampu mengatasi gangguan selama 10 detik dengan puncak maksimum level 0,005%, dan mampu mengikuti perubahan set point dengan baik."

"Rencana pembangunan Reaktor Daya Eksperimental (RDE) berpotensi melepaskan radionuklida 137Cs. Radionuklida seperti 137Cs merupakan hasil reaksi fisi dari reaktor nuklir. Sumber pelepasan 137Cs berasal dari Reaktor Serba Guna (RSG) GA Serpong, Reaktor Kartini Yogyakarta, dan Reaktor Trigamark di Bandung. RSG beroperasi selama 142 hari dalam setahun dan berpotensi melepaskan radioaktif 137Cs sebanyak 2,91 x 10-6 Ci per tahun. Pelepasan 137Cs ke atmosfer akan mengalami proses global fallout, terserap di dalam tanah dan selanjutnya akan terakumulasi di perairan Teluk Jakarta. Untuk mengidentifikasi banyaknya 137Cs yang terakumulasi di perairan Teluk Jakarta, dapat digunakan rajungan (Portunus pelagicus) sebagai bioindikator. Pada penelitian ini dilakukan simulasi studi bioakumulasi 137Cs oleh Portunus pelagicus dari perairan Teluk Jakarta dengan memvariasikan perlakuan suhu (28oC, 31 oC, 34 oC, 37 oC) dan salinitas (26o/oo, 29o/oo, 32 o/oo, 35 o/oo) air laut. Hasil penelitian menunjukkan nilai BCF untuk variasi suhu 28oC, 31 oC, 34 oC, 37 oC secara berturut-turut adalah 2,81 mL.g-1; 3,90 mL.g-1; 3,28 mL.g-1; dan 4,31 mL.g-1 sedangkan nilai BCF untuk variasi salinitas 26o/oo, 29o/oo, 32 o/oo, dan 35o/oo berturut-turut adalah 3,25 mL.g-1; 7,24 mL.g-1; 8,40 mL.g-1; dan 25,49 mL.g-1. Nilai BCF yang diperoleh, diinput ke dalam software Erica Tool untuk mengkaji dosis rata-rata 137Cs yang terdapat pada organisme hidup pada perairan Teluk Jakarta.

---

Experimental Power Reactor development plan releasing potentially radionuclide 137Cs. Radionuclides such as 137Cs is a fission product from nuclear reactors. 137Cs source release comes from Reactor Serba Guna (RSG) GA Serpong, Yogyakarta Reactor and Reactor Trigamark in Bandung. These reactors operates for 142 days a year and has the potential to release radioactive 137Cs as much as 2.91 x 10-6 Ci per year. 137Cs release into the atmosphere will undergo a process of global fallout, absorbed in the soil and will accumulate in the waters of Jakarta Bay. To identify the amount of 137Cs that accumulates in the waters of Jakarta Bay, can be used blue swimmer crab (Portunus pelagicus) as bio-indicators.

In this study conducted a simulation study of bioaccumulation of 137Cs by Portunus pelagicus of the waters of Jakarta Bay by varying the treatment temperature (25oC, 28oC, 31oC, 34oC) and salinity (26o/oo, 29 o/oo, 32 o/oo, 35 o/oo) seawater. The results showed bioconcentration factor (BCF) values for variations in temperature 25oC, 28oC, 31oC, 34oC in a row is 2.81 mL.g-1; 3.90 mL.g-1; 3.28 mL.g-1; and 4.31 mL.g-1 while the value of BCF for variations in salinity 26o/oo, 29 o/oo, 32 o/oo, 35 o/oo are respectively 3.25 mL.g-1; 7,24 mL.g-1; 8,40 mL.g-1; and 25.49 mL.g-1. Bioconcentration factor value obtained, inputted into the software Erica Tool to assess the average dose of 137Cs contained in living organisms in the waters of Jakarta Bay"

"Energi nuklir telah dimanfaatkan di Indonesia untuk berbagai kegiatan. Pemanfaatan energi nuklir harus memperhatikan keamanan dan keselamatan masyarakat dan lingkungan. Dampak lingkungan dari operasi reaktor adalah risiko meningkatnya gross radioaktivitas lingkungan, risiko terlepasnya radionuklida ke lingkungan, risiko pemajanan radiasi pada para pekerja dan pada masyarakat sekitar. Semua risiko tersebut harus dikendalikan pada kondisi yang tidak membahayakan pekerja, masyarakat sekitar dan lingkungan. Oleh karena itu, untuk mengendalikan risiko-risiko tersebut diperlukan sistem peringatan dini.Tujuan umum penelitian ini adalah untuk mengetahui sistem peringatan dini reaktor nuklir dalam menjamin keamanan dan keselamatan masyarakat dan lingkungan. Selain itu ada 3 tujuan khusus, yaitu: (1) Untuk mengetahui pengaruh parameter daya reaktor terhadap kemungkinan kejadian kedaruratan nuklir; (2) Untuk mengetahui pengaruh parameter pendingin primer terhadap kemungkinan kejadian kedaruratan nuklir; dan (3) Untuk mengetahui apakah sistem peringatan dini dapat mencegah pencemaran lingkungan disebabkan oleh kecelakaan nuklir.Adapun hipotesis claim penelitian ini adalah:a) Terdapat hubungan yang positif antara parameter daya reaktor dengan kemungkinan terjadinya kedaruratan nuklir.b) Terdapat hubungan yang positif antara parameter pendingin primer reaktor dengan kemungkinan terjadinya kedaruratan nuklirc) Sistem peringatan dini reaktor nuklir bekerja secara efisien dan efektif.d) Sistem peringatan dini reaktor dapat mencegah pencemaran lingkungan yang disebabkan oleh kecelakaan nuklir.Jenis penelitian ini adalah penelitian eksperimental dengan pendekatan simulasi sistem reaktor nuklir. Metode penelitian dilakukan dengan pengamatan atau observasi data lapangan maupun simulasi di laboratorium dan menjalankan program perhitungan permodelan sebaran radionuklida di lingkungan. Sifat penelitian adalah kuantitatif, deskriptif analitik.Teknik analisis data dilakukan dengan pengkajian keselamatan deterministik (deterministic safely assessment, atau disingkat DSA) berdasarkan spesifikasi teknis dan sistem dengan pengujian 2 variabel babas yang ditinjau dalam penelitian ini mempunyai nilai detenninistik terbesar yang mengakibatkan terjadi kegagalan sistem; serta dengan menerapkan dua skenario kecelakaan terparah yaitu penyumbatan kanal pendingin elemen bakar (Flow Blockage to Single Cooling Channels) dan pelelehan pelat elemen bakar (Local melting of a Few Fuel Plates) yang terjadi secara berurutan. Kemudian dilakukan perhitungan matematis dan pengkajian kecelakaan yang timbuI serta penanggulangan yang mungkin dapat dilakukan dengan berfokus pada penyelamatan manusia dan lingkungan; penetapan serta pengelolaan zona kedaruratan dan zona pendukungnya dalam rangka proteksi terhadap masyarakat dan lingkungan.Hasil penelitian ini adalah semakin lama reaktor dioperasikan pada daya tinggi maka akan semakin besar peluang untuk terjadinya kedaruratan atau kecelakaan nuklir. Laju alir pendingin primer tetap konstan selama operasi daya tinggi dengan fluktuasi yang dapat diabaikan atau masih dalam batas aman.Penelitian ini juga berhasil menghitung nilai dosis efektif kolektif pada simulasi kecelakaan pelelehan 6 elemen bakar reaktor (beyond design basic accident, BDBA) dengan asumsi-asumsi yang ketat diperoleh nilai 0,0288 man Sievert. Hal ini berarti bahwa setiap orang yang berada pada radius 0-5 km dari reaktor pada saat kecelakaan akan menerima dosis rata-rata 0,0288 Sy atau 28,8 mSv atau berarti hampir 6 kali dari dosis tahunan untuk masyarakat umum yaitu 5 mSvlth. Berdasarkan grafik standar efek probabilistik risiko kematian karena kanker pada dosis 28,8 mSv ini diketahui bahwa angka risiko kematian adalah sekitar 2 x 10-3 atau 2 kasus pada setiap 1000 penduduk setiap tahunnya atau 20 kasus per 10.000 penduduk per tahun (Camber, 1992). Artinya jika jumlah penduduk yang terpajan radiasi 176224 orang (sampai dengan radius 5 km) maka ada kebolehjadian sekitar 176 kasus kematian karena kanker setiap tahunnya. Sistem peringatan dini dalam hat ini adalah benteng pertama (first barrier) yang harus diperkuat dalam rangka pengelolaan lingkungan hidup guna mempertahankan kualitas lingkungan menuju pemanfaatan tenaga nuklir yang aman dan selamat.Menurut rekomendasi IAEA jika skenario terburuk terjadi maka masyarakat disekitar reaktor pada radius 0.5 - 5 km harus diungsikan sementara (selama 2 hari - 1 minggu) untuk menghindari pemajanan radiasi (1AEA, 2003). Pembatasan atau pengendalian bahan makanan (food restriction zone) karena diduga tercemar oleh auen kecelakaan nuklir yang melalui rantai makanan (produk daging temak, produk susu, vegetasi atau sayuran dan buah-buahan) direkomendasikan dilakukan pada radius 5 - 50 km dari lokasi kecelakaan (IAEA, 2003).Kesimpulan penelitian ini adalah:1. Sistem Peringatan Dini adalah bagian yang tidak dapat dipisahkan dari Sistem Kesiapsiagaan Nuklir Nasional. Oleh karena itu, Sistem Peringatan Dini reaktor nuklir dapat bekerja menjamin keamanan dan keselamatan masyarakat dan lingkungan jika didukung oleh sarana dan prasarana pendukungnya termasuk manusia (sumberdaya manusia) sebagai pelaksana penanggulangan keadaan darurat.2. Parameter laju alir pendingin primer konstan selama operasi daya tinggi, sehingga lebih kecil peluangnya bagi kemungkinan kecelakaan nuklir. Pada kondisi kecelakaan, laju alir pendingin primer menurun hingga melampaui batas aman.3. Daya reaktor lebih peka bagi kemungkinan kecelakaan nuklir. Semakin lama reaktor dioperasikan pada daya tinggi maka semakin besar peluang untuk terjadinya kedaruratan nuklir.4. Efektivitas dan efisiensi sistem peringatan dini bergantung pada skenario yang ada dan tim-tim penanggulangan kedaruratan dalam mengurangi risiko dampak yang timbul, mencegah eskalasi tingkat kecelakaan yang tidak diinginkan serta mencegah penyebaran dampak pencemaran dan kerusakan lingkungan karena kecelakaan nuklir.Berdasarkan kendala dan keterbatasan penelitian dan pembahasan maka dapat dikemukakan saran sebagai berikut:1. Mengingat belum ada data baik dalam laporan keselamatan reaktor maupun dokumen-dokumen lainnya maka sebaiknya kecelakaan BDBA dimasukkan ke dalam dokumen keselamatan agar dapat diantisipasi secara dini penanggulangannya.2. Efektivitas dan efisiensi sistem peringatan dini sebaiknya diukur lebih hati-hati dan dilaksanakan dengan cara latihan penanggulangan kedaruratan secara rutin dengan melibatkan instansi atau lembaga terkait dan mengevaluasinya dengan seksama.3. Perlu dilaksanakan studi parameter-parameter lainnya selain parameter yang telah diteliti dalam penelitian ini untuk mengetahui untuk kerja sistem peringatan dini secara menyeluruh.4. Untuk penelitian selanjutnya, perlu dilakukan validasi atau verifikasi model dan studi evaluasi pada rasio percabangan (branching ratio) pemajanan radioaktif ke lingkungan dan bagaimana kerugian ekonomi jika sistem peringatan dini tidak berfungsi dengan balk.5. Perlu ada sosialisasi tentang penerapan sistem peringatan dini dan potensi bahaya kecelakaan reaktor nuklir kepada masyarakat agar mereka tetap waspada dan bersiap siaga jika potensi bahaya tersebut berkembang dan benar-benar terjadi. Sosialisasi dapat dilaksanakan dengan penyuluhan masyarakat tentang nuklir serta aspek keselamatan masyarakat dan lingkungan; penyebaran brosur-brosur tentang keselamatan nuklir, kedaruratan nuklir dan menyelenggarakan latihan-latihan kedaruratan nuklir yang melibatkan peranserta masyarakat. Sosialisasi ini harus dilaksanakan oleh BATAN, BAPETEN, PEMDA setempat, Badan Koordinasi Penanggulangan Bencana dan Pengungsi (BAKORNAS PBP), Kepolisian, dan instansi terkait lainnya.

---

Nuclear energy has been utilized for much kind of activities in Indonesia, included nuclear reactor operation. Environmental impacts of its operation are increasing of gross environmental radioactivity, radionuclide release to the environment, and radiation exposure risks to workers and public. All of those risks should be controlled and monitored properly to ensure security and safety of the public and environment. To control and monitor of that risks, early warning system is needed.

General purpose of this research is to recognize the role of early warning system in ensuring security and safety of the public and environment. There are three specific purposes of research, namely: (1) to recognize power reactor parameter influence to probability of nuclear emergency; (2) to recognize influence of primary cooling system parameter to probability of nuclear emergency; and (3) to recognize whether early warning system is able to prevent environmental pollution caused by nuclear accident.

Hypothesis of the research are:

a) There is a positive relationship between power reactor parameter and probability of nuclear emergency;

b) There is a positive relationship between primary cooling system parameter and probability of nuclear emergency;

c) Early warning system works effectively and efficiently.

d) Early warning system of nuclear reactor can prevent environmental pollution caused by nuclear accident.

The type of the research is experimental research laboratory scale, with nuclear reactor simulation system approach. Research methods are observation field data then laboratory simulation and running computer modeling calculation program of radionuclide distribution and release to the environment. The nature of this research are quantitative and analitical descriptive.

Data analitical technique is deterministic safety assessment based on technical specification of the system by testing two independent variables reviewed have big deterministic values which cause system failed. By applying two scenarios of fatal accidents, namely Flow Blockage to Single Cooling Channels and Local melting of a Few Fuel Plates sequentially. Then, mathematical calculation, accident assessment and its anticipation have to be done by focused on saving people and environment; emergency and supporting zones establishment and management in purpose of public and environmental protection. Research results are the longer reactor operation in high power, the bigger probability of nuclear emergency would be happened. In the history of nuclear accident, namely Chernobyl accident, Uni Sovyet, was caused by graphite moderation failure then fuel temperature increased dramatically to initiate power transient leads to core damaged and fuel elements melt down and then widespread of contamination of radionuclide substances to the environment. In this experiment, flow rate of coolant in primay system was constant during high power operation with slightly fluctuation in safety margin, except when accident happened.

This research was successful to calculate collective effective dose of radiation in accident simulation of six fuel elements meltdown (BDBA) with stringent assumptions. Collective effective dose is 0,0288 man Sievert, meaning, everyone within radius of 0-5 km receives average radiation dose of 0,0288 Sv or 28,8 mSv. This means almost six times of yearly radiation dose of the public (5 mSvlyear). Based on standard graph (Cember, 1992) of probabilistic death of cancer at dose of 28,8 mSv is 2 x 10-3 or 2 cases per 1000 population per year. It means that there are more than 176 cases per 176224 people (within 0-5 km radius of accident) will die every year. Early Warning System is the first barrier that should be strengthened in purpose of environmental management for maintaining quality of environment on safe and secure utilization of nuclear energy.

According to IAEA's (International Atomic Energy Agency) recommendation, if worse scenario of accident happened, people within radius of 0.5 - 5 km of accident location should be temporary sheltered or evacuated ( 2 days - 1 week) to avoid radiation exposure (IAEA, 2003). While food restriction zone should be applied, within radius 5 - 50 km from the location (IAEA, 2003).

Based on research results and discussion, it can be concluded as follows:

1. Early Warning System is an integrated part of National Nuclear Emergency Preparedness System. So that, it would be working to ensure security and safety of the public and environment if and only if it is supported by strong management and infrastructures, manpower included as emergency response teams to relieve the situation.

2. Reactor power is more sensitive toward probability of nuclear emergency. So, the longer reactor operated in high power, the bigger probability of nuclear emergency would be happened.

3. Primary coolant flow rate is constant during high power operation, so it has smaller probability of nuclear emergency than the power parameter itself. While in accident, the primary coolant flow rate is dropped exceeding safety margin.

4. Effectively and efficiency of Early Warning System are depending upon applied emergency scenario and alertness of the team personnel to reduce accident's risk and impact, to prevent escalation of the accident and to prevent propagation of environmental pollution and damage because of nuclear accident.

Based on constraints and limitations of the research and the discussion, it can be given some suggestions as follows:

1. Because there is no BDBA data available in safety analysis report and other documents, it would be a wise step to include BDBA accident analysis in the documents. So that people are more prepared in early anticipating the accident if it actually happens. This is to be discussed by BATAN and BAPETEN.

2. Effectively and efficiency of early warning system should be judged cautiously and to be done by emergency response exercises regularly, and to involve other institutions and to evaluate it carefully.

3. It needs to be done the study of other parameters to recognize total performance early warning system.

4. It needs to be done model verification and study of branching ratio of radioactivity exposure to the environment and economic loss identification if early warning system does not function properly.

5. There should be socializations of early warning system application and potential danger of nuclear accident to the public. This is to ensure that the people alert and prepared of the actual danger. Socialization can be done by public counseling of nuclear and its safety aspects; dissemination of information via nuclear safety and emergency brochures; and to arrange nuclear emergency exercises with public involvement. These activities have to be done by BATAN, BAPETEN, local governments, BAKORNAS PBP, Police Department, and other institutions."