pengkajian konsep teknologi dan tapak borehole

Hasil Penelitian clan Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979

PENGKAJIAN KONSEP TEKNOLOGI DAN TAPAK BOREHOLE DISPOSALUNTUK PENYIMPANAN SUMBER RADIASI BEKAS

SuciptaPusat Teknologi Limbah Radioaktif, BATAN

ABSTRAKPENGKAJIAN KONSEP TEKNOLOGI DAN TAPAK BOREHOLE DISPOSAL UNTUK

PENYIMPANAN SUMBER RADIASI BEKAS. Spent radiation sources yang telah tersimpan diInterim Storage 1 dan 2 (IS-1dan IS-2) , serta Penyimpanan Sementara Limbah Aktivitas Tinggi(PSLAT) berupa Co-60 atau Cs-137 (sebagai irradiator), Pu-238 (sebagai power sources), Am-241(sebagai sumber netron) dan Ra-226 (sebagai sumber dalam bidang medis). Ra-226 dan sebagianCs-137 serta Ir-192 diprioritaskan untuk disimpan dalam borehole disposal karena telahdikondisioning sesuai dengan konsep pewadahan untuk borehole disposal. Kesulitan dalampenyimpanan sementara maupun lestari SRS adalah karena umur paro panjang, tingkat radiasigamma-photon tinggi, sistem penyimpanan belum mapan, mahalnya fasilitas disposal, sulitnyaopsi untuk dikembalikan ke negara pembuat dan aktivitas melampaui batas untuk shallow landdisposal. Untuk itu perlu dikembangkan sistem penyimpanan lestari terhadap SRS dengan fasilitasnasional skala kecil yang tidak mahal, memenuhi standard keselamatan terhadap pekerja,masyarakat dan lingkungan, serta mencegah kemungkinan intrusi oleh pihak yang tidakdikehendaki. Salah satu jawaban untuk masalah ini adalah dengan konsep penyimpanan lestaridalam lubang bor atau borehole disposal. Dengan konsep borehole disposal tersebut diperkirakanmasalah penyimpanan SRS dapat ditangani dengan baik, yang dilandasi dengan karakterisasitapak, teknik pemboran, desain paket kapsul SRS, fasilitas repository dan pengkajian keselamatanyang memadai. Telah dilakukan pengkajian konsep penyimpanan lestari untuk limbah SRS denganteknologi borehole disposal. Pemilihan dilakukan secara deskriptif yang meliputi, konsep teknologidan tapak. Diperoleh konsep borehole disposal yang direkomendasikan oleh Badan Tenaga AtomInternasional (IAEA) yang bisa diterapkan dan disesuaikan dengan kondisi limbah dan tapak yangada yaitu konsep Borehole Disposal of Sealed Sources (BOSS) dengan tipe jenuh, permeabilitassangat rendah, lingkungan sorpsi tinggi (Iempung).ABSTRACT

STUDY OF TECHNOLOGICAL CONCEPT AND SITE FOR BOREHOLE DISPOSAL FORSPENT RADIA TlON SOURCES IN INDONESIA. Spent radiation sources that have been stored inthe Interim Storage 1 and 2 (IS-1 and IS-2), and High Activity Waste Storage (PSLAT) consist ofCo-60 or Cs-137 (as irradiator), Pu-238 (as power sources), Am-241 (as neutron source) and Ra226 (as sources in the medical field). Ra-226 and a part of Cs-137 and Ir-192 are the most suitableto be dispose in borehole disposal because they had been condistioned as borehole disposalpurpose. The difficulties faced on storage and disposal are reasoned by long half-life, high gammaphoton radiation, not established disposal system, expensiveness of disposal facility, difficulties onoption to re-export of the SRS and the activity exceed for near surface disposal. For that reason,disposal system for SRS must be developed with the small scale national facility having someadvances as well as costly cheaper, fulfill the safety standard, and could avoid the possibility ofhuman intrusion. One of the answer of this problem is borehole disposal concept. By using thisconcept was predicted that the problems of SRS disposal can be handled well, based on sitecharacterization, borehole technology, SRS capsule packaged design, repository facility, andsafety assessment. The study of borehole disposal technology for SRS has been done. The studywas done descriptively, involve technological concept and site. One concept of borehole have beenobtained that have been recommended by International Atomic Energy Agency (IAEA,) applicableand suitable with the waste and site condition. The concept is Borehole Disposal of SealedSources (BOSS) with saturated, very low permeability, high sorption (e.g. clay) environments.

108

Hasil Penelitian dan Kegiaran PTLR Tahun 2006ISSN 0852 - 2979

PENDAHULUAN

Penyimpanan sementara maupun lestari terhadap sumber radioaktif bekas (spent

radiation sources = SRS) masih menghadapi banyak kesulitan karena beberapa alasan,

antara lain karena berumur paro panjang, tingkat radiasi gamma-photon tinggi, sistem

penyimpanan belum mapan, mahalnya fasilitas disposal, sulitnya opsi untuk dikembalikan

ke negara pembuat, aktivitas melampaui batas untuk shallow land disposal [1,2,3]. Untuk

itu perlu dikembangkan sistem penyimpanan lestari terhadap SRS dengan fasilitas

nasional skala kecil yang tidak mahal, memenuhi standard keselamatan terhadap pekerja,

masyarakat dan lingkungan, serta mencegah kemungkinan intrusi oleh pihak yang tidak

dikehendaki. Jawaban untuk masalah ini adalah dengan konsep penyimpanan lestari

dalam lubang bor atau borehole disposal [1,2,3]. Dengan konsep borehole disposal

tersebut diharapkan masalah penyimpanan SRS dapat ditangani dengan baik, yang

dilandasi dengan karakterisasi tapak, teknik pemboran, desain paket kapsul SRS, fasilitas

repository dan pengkajian keselamatan yang memadai. Dan akhirnya setelah ditemukan

konsep yang optimal akan bisa diterapkan di masa mendatang, untuk mendukung

program nuklir nasional yang dapat diterima masyarakat.

IAEA bersama-sama dengan negara Afrika Selatan telah mengembangkan

metode borehole disposal yaitu konsep BOSS untuk penyelesaian masalah SRS di

negara-negara Afrika [1]. Konsep BOSS memiliki keunggulan yaitu desain dan dimensi

yang lebih memadai dan lengkap dengan deskripsi seperti tertera padsa Tabel 1. Untuk

penerapannya di Indonesia hanya memerlukan sedikit penyesuaian atau modifikasi

sesuai dengan kondisi tapak terpilih dan limbah SRS yang ada.

IAEA telah melakukan pengkajian unjuk kerja konsep BOSS dengan 3 macam

model lingkungan geologi tapak yang didesain berbeda-beda, yaitu : 1) Lingkungan tak

jenuh dan non-sulfat; 2) Lingkungan jenuh, non-sulfat, non-Iempung, permeabilitas

sedang-tinggi; dan 3) Lingkungan jenuh, permeabilitas sangat rendah dan sifat sorpsi

tinggi. Idealnya tapak terpilih memiliki semua kelebihan atau paling tidak memenuhi

kriteria yang telah ditetapkan, yaitu lingkungan tak jenuh, permeabilitas sangat rendah

dan sifat sorpsi tinggi. Namun demikian relatif mustahil untuk mendapatkan tapak yang

ideal, untuk itu maka perlu kompensasi teknologi untuk menutup kekurang-sempurnaan

tapak.

109

Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2006

Tabel1. Deskripsi umum desain fasilitas borehole disposal [2]

ISSN 0852 - 2979

No. Komponen Spesifikasi

1.

Kedalaman Minimal 30 m

2.

Diameter dalam lubang bor260 mm

3.

TipekonfigurasipaketKontainer limbah berjarak antara 0,1sId 1m

limbahdengan penyekat backfill

4.

Tipe limbah Kapsul SRS umur pare pendek-panjang

5.

Kontainer disposal Welded stainless steel berdiameter luar 114,3 mm,

panjang 250 mm.6.

Borehole casing Pipa baja karbon atau stainless, dari dasar lubang

hingga 1 m di atas zona limbah7.

Bottom plug Dasar lubang setinggi 0,5 m diisi dengan backfill

DASAR TEORI

A. Konsep Borehole Disposal

Konsep borehole disposal adalah penempatan limbah radioaktif padat di dalam

engineered facility khusus berupa lubang bor berdiameter relatif sempit dan

pengoperasiannya langsung dari atas permukaan bumi. Kedalaman borehole disposal

bervariasi dari beberapa meter hingga ratusan meter, dengan diameter lubang bor antara

beberapa puluh centimeter hingga lebih dari satu meter [4]. Lubang bor bisa diberi pelapis

(casing), limbah sumber bekas seyogyanya dikungkung dalam kemasan wadah yang

aman, dan penempatannya dalam lubang bor diisolasi dengan bahan isian (backfill

materials). Fasilitas disposal bisa terdiri dari lubang bor tunggal atau ganda yang

lokasinya tidak harus berada di dalam kawasan nuklir tertentu.

Fasilitas borehole disposal memiliki sejumlah karakteristik menarik yang secara

potensial bisa memberikan beberapa keunggulan dari segi keselamatan maupun

ekonomi, yaitu :

1) Memberikan perlindungan jangka panjang terhadap manusia dan lingkungan

dari sejumlah kecillimbah radioaktif yang memiliki aktivitas spesifik yang tinggi

dalam kemasan berintegritas tinggi;

2) Memberikan kemudahan akses langsung dart penghematan biaya dalam

penempatannya pada horizon geologi yang sesuai;

3) Hanya memerlukan lahan dan infrastruktur yang terbatas;

4) Hanya memerlukan waktu singkat untuk konstruksi, operasi dan penutupan;

5) Bisa dikembangkan segera setelah diperlukan yaitu bila jumlah limbah telah

memenuhi;

110

Hasil Penelitian don Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979

6) Memiliki probabilitas keeil dari intrusi manusia dan bahaya kerusakan akibat

intrusi manusia karena paket fasilitas yang keeil dan kedalaman penempatan

limbah yang aman; dan

7) Hanya membutuhkan kontrol yang minimal pada tahap paska penutupan.

Dari sisi keselamatan, borehole disposal tidak berbeda konsep dengan near

surface disposal dan geological disposal. Untuk menjamin keselamatan disposal

diperlukan kombinasi natural ba"ier dan engineered barrier, disertai dengan kontrol

institusional sampai dengan waktu radionuklida meluruh hingga tingkatan radiasinya tidak

signifikan lagi bagi keselamatan manusia dan lingkungan.

Borehole disposal tidak hanya berarti untuk meningkatkan keselamatan SRS,

tetapi juga meningkatkan keamanannya dari aneaman teroris atau penjahat untuk

mengaksesnya dan menggunakannya bagi kepentingan terorisme atau kejahatan lainnya.

B. Aspek Teknis

Manajemen atau pilihan disposal jangka panjang yang tepat dan dapat diterima

tergantung terutama dari waktu yang dibutuhkan radionuklida untuk meluruh hingga

tingkat yang aman. Hal tersebut kembali tergantung pada aktivitas awal dan umur

paronya.

Kategori radionuklida dengan umur paro lebih dari 30 tahun dalam banyak kasus

tidak bisa diterima dalam near surface disposal. Spent Radiation Sources tersebut harus

disimpan dalam fasilitas repositori yang mampu memproteksi dan mengisolasi dari

lingkungan hidup selama ribuan tahun seperti deep-geological disposal bila tersedia.

Sebagai alternatif SRS tersebut dapat disimpan dalam borehole disposal dengan

kedalaman yang eukup pada lingkungan geologi yang sesuai.

Program untuk seleksi dan karakterisasi tapak, kegiatan desain, konstruksi,

operasi, penutupan dan pasea penutupan perlu dikembangkan dan diimplementasikan.

Program ini meliputi kegiatan pengkajian keselamatan untuk mengkaji unjuk kerja jangka

panjang dari sistem borehole disposal.

Faktor-faktor kunei yang harus dipertimbangkan dalam kinerja keselamatan jangka

panjang sistem disposal adalah inventori limbah, tingkat pengungkungan dan isolasi yang

diperlukan, kedalaman penempatan limbah, karakteristik natural dan engineered barrier,

potensi intrusi manusia, dan jangka waktu kontrolinsitusional.

c. Aspek Keselamatan

Persyaratan fundamental untuk semua tipe disposal adalah harus memenuhi

prinsip-prinsip IAEA dalam pengelolaan limbah radioaktif [1,2], yaitu 1) Proteksi terhadap

kesehatan manusia; 2) Proteksi terhadap lingkungan; 3) Proteksi terhadap pengaruh

111

Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979

keluar batas negara; 4) Proteksi terhadap generasi yang akan datang; 5) Tidak

menimbulkan beban bagi generasi mendatang; 6) Dalam kerangka legal aspek nasional;

7) Kontrol terhadap pertumbuhan limbah radioaktif; 8) Saling ketergantungan antara

pertumbuhan limbah radioaktif dan pengelolannya; dan 9) Keselamatan fasilitas.

Persyaratan keselamatan umum yang dapat diterapkan untuk borehole disposal

adalah sebagai berikut [1.2]:

Memenuhi persyaratan proteksi radiologi untuk disposal, seperti yang

tercantum dalam IAEA Safety Standard;

Mengemban fungsi keselamatan ganda yang meliputi natural dan engineered

barrier, serta kontrol institusional;

Menggunakan rekayasa yang baik untuk semua fase desain dan

pengembangan;

Minimalisasi potensi kerusakan akibat pengaruh alamiah maupun manusia,

dengan pemilihan tapak dan desain yang tepat;

Mengemban kontrol yang memadai terhadap aktivitas desain, konstruksi,

operasi, penutupan fasilitas borehole, dan secara khusus memenuhi kriteria

penerimaan limbah;

Pemeliharaan terhadap informasi dan inventori limbah, sehingga tetap bisa

digunakan oleh generasi mendatang dalam pengambilan keputusan tentang

keselamatan fasilitas.

Fasilitas borehole perlu dirancang dan diimplementasikan sehingga keselamatan

manusia dan lingkungan terlindungi dari bahaya radiologi baik untuk masa kini maupun

masa yang akan datang. International Commission on Radiological Protection (ICRP)

telah mengembangkan sistem proteksi radiologi dari paparan radiasi untuk semua sumber

seperti telah diadopsi oleh IAEA Basic Safety Standard [5]. ICRP telah menguraikan

penerapan sistem tersebut untuk disposa/limbah radioaktif dalam Publikasi ICRP No. 77

[6] dan 81 [7]. Proteksi radiasi yang diterapkan dalam hal ini mencakup keselamatan

selama tahap operasi, dengan batasan dosis efektif untuk pekerja s 20 mSv/th rata-rata

dalam 5 tahun, dan S 50 mSv/th pada setiap tahun. Untuk dosis terhadap masyarakat di

luar dosis latar tidak boleh lebih dari 1 mSv/th dan dosis constraint tidak lebih dari 0,3

mSv/th. Proteksi radiasi yang diterapkan untuk keselamatan jangka panjang, dosis efektif

terhadap masyarakat sebesar 1 mSv/th, dan dosis constraint tidak lebih dari 0,3 mSv/th.

Pendekatan keselamatan meliputi pengembangan fasilitas disposal bertahap,

keselamatan pasif, pemahaman yang memadai dan keyakinan dalam keselamatan, serta

optimasi proteksi. Fungsi keselamatan meliputi pengungkungan. isolasi dan fungsi

keselamatan ganda.

112


D. Pen gem bang an Fasilitas Borehole Disposal

IAEA memberikan petunjuk praktis tentang aktivitas dan pengambilan keputusan

yang harus dilakukan dalam pengembangan fasilitas SRS borehole disposal. Daftar

aktivitas berikut dibuat dengan asumsi bahwa kerangka regulasi telah mapan dan kriteria

penerimaan limbah telah ditetapkan [2], yaitu :

1) Pengumpulan, karakterisasi dan prioritisasi SRS dan limbah lain;

2) Identifikasi tapak disposal yang tepat;

3) Karakterisasi lingkungan tapak disposal;

4) Desain fasilitas disposal;

5) Evaluasi keselamatan dan pengkajian dampak lingkungan;

6) Kondisioning dan pengemasan limbah untuk disposal;

7) Operasi dan penutupan fasilitas disposal;

8) Pasca penutupan.

TAT A KERJA

Pengkajian tentang borehole disposal ini dilaksanakan dengan metode deskriptif

dengan ruang lingkup meliputi studi pustaka, penyusunan kriteria tapak dan disain

disposal, aspek teknologi, keselamatan lingkungan, serta analisis hasil studi dan

penyusunan laporan.

Rancangan dan langkah-Iangkah yang dilakukan melalui tahapan-tahapan

sebagai berikut: 1) Kriteria tapak dan disain disposal ditentukan dan disusun berdasarkan

ketentuan IAEA dan pendapat para pakar; 2) Data dan informasi tentang aspek SRS,

tapak, teknologi, keselamatan borehole disposal ditelusuri dan dikumpulkan dari berbagai

pustaka; 3) Data dan informasi tersebut pada nomor 2 dievaluasi dan digunakan sebagai

dasar pengkajian.

Sebagai panduan dalam pemilihan tapak, maka telah disusun kriteria tapak untuk

borehole disposal [1], yaitu : 1) Lingkungan batuan tak jenuh secara permanen atau

minimal lingkungan jenuh dengan permeabilitas rendah; 2) Gradien hidrolik rendah; 3)

Sedikit atau tanpa ditemukan sumberdaya air dan mineral; 4) Laju erosi rendah dan tidak

ada (sedikit) potensi banjir, hujan lebat dan ketidak-stabilan lahan; 5) Stabil secara

tektonik dan jauh dari zona patahan aktif; 6) Struktur geologi dan sistem hidrogeologi

sederhana; dan 7) Perlu diperhatikan pula tentang aksesibilitas, kepemilikan lahan,

infrastruktur, aspek sosial dan faktor perencanaan.

Aspek-aspek dasar yang dipertimbangkan dalam desain fas\ilitas borehole adalah

[1,2,3]: 1) Dimensi borehole harus mencukupi untuk disposal SRS dalam kemasan yang

sesuai; 2) Desain borehole haiUS memperhatikan persyaratan operasional, seperti untuk

penempatan SRS dalam lubang bor selama masa operasi; 3) Desain harus

113


meminimalkan kebutuhan pemeliharaan aktif setelah penutupan tapak dan menyesuaikan

dengan karakteristik alamiah dari tapak untuk mengurangi dampak lingkungan; dan 4)

Intrusi oleh manusia harus dipersulit.

HASIL DAN PEMBAHASAN

A. Sumber Radioaktif Bekas (Spent Radiation Sources = SRS)

Sumber radioaktif tak terpakai (spent radiation source = SRS) yang masih

tersimpan di Interim Storage 1 dan 2 (IS-1dan IS-2) maupun Penyimpanan Sementara

Limbah Aktivitas Tinggi (PSLAT) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) cukup

banyak jumlah dan macamnya, seperti Ra-226 (sebagai sumber dalam bidang medis)

sebanyak 1019 jarum (batang), Cs-137 (sebagai irradiator) sebanyak 142 buah, Co-60

(sebagai irradiator) sebanyak 67 buah, Sr-90 (sebagai thickness gauge) sebanyak 51

buah, Am-Be (sebagai sumber netron) sebanyak 34 buah, Kr-85 (sebagai thickness

gauge) sebanyak 12 buah, Pm-147 (sebagai sources as standards in instruments) §buah, Ir-192 (sebagai Industrial radiotherapy) sebanyak 1: buah, Cf-252 (untuk kalibrasi)

sebanyak ~ buah, serta sumber X-ray dan U masing-masing 1buah [8].

Dari data SRS yang ada di PTLR seperti tersebut di atas, Ra-226 merupakan SRS

yang paling mendesak dan siap untuk disimpan dalam borehole disposal sesuai dengan

konsep BOSS, karena SRS tersebut telah dikondisioning dalam wadah kapsul stainless

steel seperti terlihat pada Gambar 1.

a = kapsul besar b = kapsul keeil

Gambar 1. Kapsul wadah SRS Ra-226

Seperti diketahui bahwa Ra-226 yang sering diaplikasikan sebagai manual

brachytherapy mempunyai umur paro 1.600 tahun dengan aktivitas maksimum 3.700

MBq. Data jumlah Ra-226 seperti tereantum dalam Tabel 2. Dari Tabel 2 tersebutkan

114

Hasil Penelitian dan Kegialan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979

bahwa Ra-226 sebagian sudah terlanjur diimmobilisasi dengan eara sementasi yang

dikemas dalam 7 drum 200 I, sehingga tidak mungkin disimpan seeara lestari dengan

fasilitas borehole. Sejumlah lebih kurang 895 buah jarum/batang Ra-226 dikungkung

dalam wadah 32 kapsul besar (diameter 5 em panjang 13 em) dan 34 kapsul keeil

(diameter 2 em, panjang 11 em)yang terbuat dari stainless steel (SS) 304. Sebagai

tambahan ada Cs-137 dan Ir-192 yang jumlahnya masing-masing 57 buah, dikungkung

juga dalam wadah 8 kapsul keeil, yang bisa pula disimpan dalam borehole disposal.

B. Konsep Pewadahan

Spent radiation sources yang berupa Ra-226, Cs-137 dan Ir-192 yang telah

dikungkung dalam kapsul besar sebanyak 32 kapsul dan dalam kapsul keeil sebanyak 42

kapsul. Masing-masing kapsul tersebut kemudian diwadahi dalam kontainer SS 304

dengan diameter 150 mm dan panjang 200 mm yang pada bagian atas atau ujungnya

diberi pengait yang berfungsi dalam handling paket SRS tersebut. Ruang sisa antara

kapsul dengan kontainer tersebut diisi dengan beton semen sebagai salah satu bagian

dari engineered barrier. Gambaran skematis dari sistem pengungkungan atau pewadahan

tersebut dapat dilihat pada Gambar 2.

226Raneedle /i//Il/I

Air space (gap) betweenneedles and capsule

Stainless SteelCapsule

/' Stainless Steel/ Lid

q~'mentatitious/ Waste Forml

Type 304 StainlessSteel Capsule

with 226Ra

Type 304 StainlessSteel Container

Hook for liftingand handling

c. Penempatan Kontainer dalam Lubang Bor

115


Pewadahan dalam kontainer terhadap 32 kapsul besar dan 42 kapsul keeil, maka

akan diperoleh jumlah kontainer sebanyak 74 buah yang diameter dan tingginya seragam

yaitu diameter 150 mm dan tinggi 200 mm, sehingga semuanya bisa dimasukkan dalam

satu lubang bor yang berdiameter 165 mm dengan dilengkapi casing. Untuk menjaga

kekuatan penempatan dan untuk tujuan keselamatan maka antara suatu kontainer

dengan kontainer di bawah dan atau atasnya perlu diberi jarak 10 em yang diisi dengan

beton semen. Total ketebalan tumpukan kontainer beserta sekat beton semen terse but

menjadi 2.220 mm atau 22,20 m, sehingga bila lubang bornya sedalam 100 m maka

kedalaman kontainer paling atas adalah 77,80 m.

D. Fasilitas Lubang Bor untuk Disposal SRS

Konsep disposal BOSS terdiri dari lubang standard (diameter 165 mm) dengan

kedalaman 100 m (Gambar 3). Tergantung pada kondisi tapak, kedalaman bisa lebih atau

kurang dari 100 m. Diameter casing 150 mm dipasang untuk membatasi volume disposal.

Sumbat dasar lubang dipasang untuk menjamin disposal tetap dalam keadaan kering

selama masa operasi. Kawasan tapak perlu dilengkapi dengan pagar untuk meneegah

akses ke dalam lingkungan disposal, dan perlu disediakan pula kantor sementara.

Mobile conditioning/transport/disposalvehicle

Fenced in Disposal Sit,and Building(If required)

StratigraphicUnits

Gambar 3. Konsep borehole disposal [3]

Desain aeuan telah diusulkan yang meliputi kontainer stainless steel, limbah

tersemen dan sumber terwadahi dalam kapsul. Paket limbah ditempatkan dalam beton

basah di lubang bor. Campuran beton spesial kemudian dituangkan di atas dan sekeliling

kontainer. Paket SRS selanjutnya ditempatkan ke dalam lubang dan dilakukan proses

116


berulang seperti semula. Penempatan SRS diteruskan sampai dengan batas kriteria

penerimaan limbah atau batas kedalaman tercapai (penuh).

Sisa ruangan lubang bor disegel/diisi dengan beton. Penyediaan sarana untuk

pengambilan kembali belum dipertimbangkan dalam konsep BOSS. Tapak bisa ditandai

ataupun tidak, tetapi "jejak" atau footprint kecil tapak borehole harus diperhatikan. Perlu

dibuat juga tutup yang tahan terhadap intrusi pada kedalaman dangkal dan kemudian

disamarkan sehingga keberadaan lubang bor tidak menyolok.

E. Pemilihan Tapak

Pemilihan tapak harus didasarkan pada kriteria pemilihan tapak yang telah

diuraikan di depan yang menyangkut tentang metode. Suatu tapak yang suitable (sesuai)

dapat dipilih baik dari proses penciutan calon dari sejumlah calon tapak, atau dengan

secara obyektif mengevaluasi satu tapak yang diusulkan sebagai tapak potensial.

Terhadap kedua metode tersebut tidaklah esensial untuk memilih tapak terbaik, tetapi

yang penting menjamin sistem penyimpanan limbah yang dapat dilihat dengan

kemampuannya menjawab persyaratan keselamatan, teknik dan lingkungan.

Tapak spesifik mungkin diusulkan untuk dipertimbangkan oleh suatu otoritas lokal

atau nasional. Tapak fasilitas nuklir yang telah ada atau lahan di sekitar fasilitas nuklir

yang ada dapat ditentukan sebagai bahan pertimbangan khusus sebab adanya manfaat

potensial dengan istilah co-location, terutama dalam hubungannya dengan berkurangnya

beban potensial dalam aspek penerimaan masyarakat (public acceptance) dan

transportasi limbah SRS.

Berdasarkan prinsip co-location tersebut maka bisa dipilih tapak di lahan sekitar

sumur pantau 4 (SP-4) yang berada di depan IS-2 yang memiliki karakteristik lingkungan

seperti tertera dalam Tabel 3. Data pemboran sampai dengan kedalaman 100 meter

dapat diperoleh dengan melakukan pemboran, sehingga harapan untuk mendapatkan

host-rock yang memadai yaitu batulempung dengan permeabilitas rendah dan adsorbsi

tinggi walaupun dengan kondisi lingkungan jenuh air tanah akan dapat diperoleh.

117

Hasi/ Penelitian don Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852-2979

Tabel 3. Karakteristik lingkungan geologi dan non geologi daerah SP-4 PPTN BAT ANSerpong dan sekitarnya

No Aspek lingkunganParameterKarakteristik di lapangan

A. Aspek GeologiGeomorfo-

BentuklahanDataran bergelombang (80-100 m)

1.logi

Slopeo sid 7,41°Proses

Pelapukan, erosi, !:!erakan tanahKedalaman

10,5 m

Batuan &

Permeabilitas1,01.10-1 m/s - 1,79.10-:> m/s

2.Stratigrafi

AdsorbsiSedan!:!

KekuatanRendah

PerlapisanBerlapis-Iapis mendatar

3.Struktur Kondisi strukturSesar horst & qraben tertimbun

LimpasanSedan!:!

4.

Hidrologi & Hidro-Jarak dr sungai160 m

geologiKedalaman m.a.t.8,3m

Pol a aliran a.t.Sub-paralel

GempaRendah (Skala Mercalli 5)

5.

Bencana alamGunungapiHujan abu/lapili

geologiGerakan tanahLongsoran tebing

Banjir

Tidak ada

B. Aspek Non Geologi Curah hujan1710 -2677 mm/th

1.Klimatologi Temperatur20,8° - 35,0° (rerata 25,4° - 27,5°)

Kondisi atm.Netral hingga stabil mantab

2.Penggunaan Lahan Fasilitas laboratorium dan perkantoran

Sumber-daya alam

MineralTidak ada

3.Air tanahKurang lebih 0,22 lis

geologi LahanNilai tinggi

Letak, luas

LetakDekat dengan IPLR

4.dan akses.

Luas± 1 HaAksesibilitas

Mudah, ada jaringan jalan

Posisi dan

PosisiUtara dan timur

5.

Jarak dariJarak

500 m

permukiman

JumlahJ = 5.424 orang

kepadatanK= 1.726 orang/km£

6.

Hak atasKepemilikan100% milik pemerintah (PUSPIP-

tanahTEK & BAT AN)

KESIMPULAN DAN SARAN

Indonesia masih menghadapi masalah dengan SRS yang sebagian telah

tersimpan di Interim Storage 1 dan 2 (IS-1dan IS-2), serta Penyimpanan Sementara

Limbah Aktivitas Tinggi (PSLAT), terutama yang berupa Ra-226 berjumlah 1019

jarum/batang. Dari sejumlah tersebut sebagian telah diimobilisasi dengan semen yang

diwadahi dalam 7 buah drum 200 I. Adapun sisanya yang berjumlah 895 jarum/batang

118


telah dikondisioning dalam 74 kapsul besar/keeil sehingga bisa dipertimbangkan untuk

disimpan dalam borehole disposal.

Masing-masing kapsul dikemas dalam kontainer SS 304 dengan diameter 15 em

dan panjang 20 em, sehingga seluruhnya berjumlah 74 kontainer. Seluruh kontainer

disimpan dalam satu lubang bor berdiameter 16,5 em, sehingga tinggi tumpukan

ditambah spasi antar kontainer yang tebalnya 10 em adalah menjadi 222 em, sehingga

bila lubang bornya sedalam 100 m maka kedalaman kontainer paling atas adalah

77,80 m. Serdasarkan prinsip co-location maka bisa dipilih tapak di lahan sekitar sumur

pantau 4 (SP-4) yang berada di depan IS-2 dengan karakteristik lingkungannya yang

eukup memadai. Data lubang bor sampai dengan kedalaman 100 meter dapat diperoleh

dengan melakukan pemboran eksplorasi, sehingga host-rock yang memadai seperti yang

diharapkan dapat ditemui yaitu batu lempung dengan permeabilitas rendah dan adsorbsi

tinggi walaupun dalam lingkungan jenuh air tanah.

Tahapan selanjutnya yang perlu dilakukan adalah penyusunan desain konseptual

dan pengkajian keselamatan dengan menggunakan software yang eoeok untuk fasilitas

borehole disposal.

DAFT AR PUST AKA

1. IAEA, "Safety Consideration in the Disposal of Disused Sealed Radioactive Sources in

Borehole Facilities", IAEA-Tecdoc-1368, Vienna, Austria, 2003.

2. IAEA, "Borehole Facilities for Disposal of Radioactive Waste", IAEA Safety Standards Series

OS 335, Vienna, Austria, 2005.

3. KOZAK, MW., Van BLERK, J.J. and J.J.P. VIVIER, "Borehole Disposal for Spent Radiation

Sources", Lecture Material on the RTC of Safety Assessment Methodology for Near Surface

Disposal Facilities, HSA and IAEA, Singapore, 2001.

4. PROZOROV, L., TKATCHENKO, A, TITKOV, V., KORNEVA, S., "Prospects of Large

Diameter Well Construction at 'Radon' Sites", WM '01 HLW, LLW, Mixed Wastes and

Environmental Restoration - Working Towards a Cleaner Environment, Tucson, Arizona, 2001.

5. FAO, IAEA, ILO, NEA-OECD, PAN AHO & WHO, International Basic Safety Standard for

Protection againts Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources, Safety Series

No. 115, IAEA, Vienna, 1996.

6. ICRP, "Radiological Protection Policy for the Disposal of Radioactive Waste", ICRP Publication

No. 77, Pergamon, Oxford, 1977.

7. ICRP, "Radiation Protection Recommendation as Applied to the Disposal of Long-Lived Solid

Radioactive Waste", ICRP Publication No. 81, Pergamon, Oxford, 2000.

8. BPL, Dokumen Penyimpanan Limbah Radioaktif di IS-1, IS-2 dan PSLAT Tahun 2006, BPL

PTLR BATAN , Serpong, 2006.

119

pengkajian konsep teknologi dan tapak borehole

Documents