ANALISIS SUKU SUMBER REAKTOR JENERIK AEC 3568 MWth PADA KONDISI OPERASI NORMAL

ABSTRAK
ANALISIS SUKU SUMBER REAKTOR JENERIK AEC 3568 MWth PADA KONDISI OPERASI
MORMAL. Telah dilakukan analisis suku sumber reaktor jenerik AEC 3568 MWth pada kondisi operasi
normal. Perhitungan suku sumber dilakukan menggunakan program komputer Emerald. Pendekatan yang
digunakan pada program komputer Emerald Normal similar dengan suatu simulasi analog dari sistim
secara nyata. Setiap komponen atau volume pada reaktor yang memiliki radionuklida direpresentasikan
oleh sebuah subrotine pada program tersebut. Tahap awal perhitungan adalah menghitung inventori
radionuklida di bahan bakar dan celah bahan bakar. Selanjutnya dilakukan perhitungan aktivitas
radionuklida pada setiap volume bagian dari reaktor. Hasil yang diperoleh adalah aktivitas radionuklida
terbesar di bahan bakar dan celah bahan bakar adalah Xe-133 sebesar 0,135E+09 Ci dan Xe-133 sebesar
0,136E+07 Ci. Untuk sistem volume yang lain aktivitas Iodine terbesar pada sistem condenser off-gas
venting melalui nuklida I-131, I-132, I-133 dan I-135 dengan aktivitas berturut-turut sebesar 0,484E-01Ci,
0,684E-02 Ci, 0,457E-01 Ci dan 0,121E-01 Ci. Aktivitas terbesar untuk nuklida Noble gas terdapat pada
volume sistem auxiliary building venting yaitu nuklida Kr-85 sebesar 0,290E+02 Ci dan Xe-133 sebesar
0,156E+04 Ci. Dari hasil tersebut terlihat bahwa terdapat radionuklida yang siap terlepas ke udara.
Langkah selanjutnya data suku sumber menjadi data masukan untuk menghitung sebaran radionuklida
tersebut ke penduduk atau lingkunan.
Kata kunci : radionuklida, suku sumber, program komputer Emerald dan reaktor jenerik
ABSTRACT
SOURCE TERM ANALYSIS FOR GENERIC REACTOR AEC 3568 MWth IN NORMAL
OPERATION CONDITION. Source-term analysis for generic reactor AEC 3568 MWth has been done.
Emerald Normal computer code has used to calculate source-term of those reactor. The approach used in
Emerald computer code is similar to an analog simulation of real system. Each componen or volume in the
plant which contain radionuclides is represented by a subroutine in that program. First step calculation is to
calculate radionuclide inventori in fuel and fuel rod gap. Next step is calculate activity in every volume of
plant. Calculation results is the highest activity in fuel and fuel rod gap are Xe-133 (0,135E+09 Ci) and Xe133
(0,136E+07 Ci) respectively. For other volume plant, the highest activity is in condenser off-gas venting
with inserted I-131, I-132, I-133 and I-135. Activity each radionuclid are 0,484E-01Ci, 0,684E-02 Ci,
0,457E-01 Ci dan 0,121E-01 Ci. For Noble gas activity the highest value is place in auxiliary building
venting with noble gas radionuclide are Kr-85 (0,290E+02 Ci) and Xe-133 (0,156E+04 Ci). Conclution of
that analysis is in normal operation the reactor plant produce radionuclide and will be disperse to
population and environment near reactor side. Those result will be used for radionuclide dispersion analysis
to population and environtment to have future image about radiologycal safety of reactor plant.
Keyword : radionuclide, sorce-term, Emerald computer code and generic reactor