Kecelakaan Nuklir di Three Mile Island

Berbicara tentang kecelakaan nuklir, publik pasti masih ingat dengan peristiwa kecelakaan nuklir di Fukushima tahun 2011. Sebagai peristiwa kecelakaan nuklir terbaru di awal abad 21, gempa bumi dan Tsunami yang menyertai peristiwa tersebut tentu menjadi bumbu pekat yang cukup mengidentikkan nuklir dengan peristiwa Fukushima di alam bawah sadar masyarakat. Peristiwa tersebut mendapatkan perhatian masyarakat milenial seperti pula kecelakaan nuklir Chernobyl (Uni Soviet) di era perang dingin ataupun bom Hiroshima-Nagasaki (Jepang) di era perang dunia kedua. Di Amerika Serikat sendiri, ada 1 peristiwa kecelakaan nuklir yang jarang dibahas, khususnya oleh masyarakat Indonesia: kecelakaan nuklir di Three Mile Island.

Dalam konteks klasifikasi kecelakaan nuklir dan radiologis, lembaga International Atomic Energy Agency (IAEA) mempunyai skala dalam yang dinamakan International Nuclear and Radiological Event Scale (INES). Skala ini adalah alat yang digunakan secara konsisten dalam komunikasi publik dalam membahas signifikansi sebuah kejadian radiologis atau terkait nuklir terhadap keselamatan masyarakat. Pada Gambar 1, dapat dilihat bahwa kejadian nuklir dan radiologis dapat diklasifikasi dari level 0-7, dengan memperhitungkan dampak terhadap 3 area: 1. Dosis

radiasi terhadap masyarakat sekitar fasilitas, serta pelepasan material radioaktif yang tidak direncanakan/diinginkan dari fasilitas. 2. Perisai dan kontrol radiologis yang mampu menahan penyebaran material radioaktif dan radiasi level tinggi terkurung hanya di dalam fasilitas, serta tidak menimbulkan efek langsung ke masyarakat dan lingkungan. 3. Pertahanan berlapis yang dapat mencegah efek langsung kecelakaan nuklir ke masyarakat dan lingkungan, hanya saja fungsi-fungsi sistem penanganan tidak berfungsi sebagaimana mestinya untuk mencegah kecelakaan nuklir.

Gambar 1. International Nuclear and Radiological Event Scale (INES)

Pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) Three Mile Island (TMI) adalah fasilitas nuklir dengan 2 unit reaktor nuklir yang terletak di Harrisburg, ibukota negara bagian Pennsylvannia, Amerika Serikat. Kedua unit reaktor tersebut menggunakan teknologi air bertekanan sebagai media pendingin reaktor (Pressurized Water Reactor = PWR), yang didesain oleh perusahaan Babcock & Wilcox. Kedua reaktor tersebut dibangun dan mulai beroperasi di tahun 1970-an dan menghasilkan daya 800 MWe untuk unit 1 dan 906 MWe untuk unit 2. Pada 28 Maret 1979 dini hari, terjadi kecelakaan nuklir pada reaktor unit 2. Kegagalan fungsional pompa pendingin sekunder berujung pada kerusakan parah pada bagian inti reaktor nuklir, yang mana sebagian pelet bahan bakar nuklir meleleh karena suhu yang terlampau tinggi. Terdapat pula pelepasan sejumlah kecil gas radioaktif dari gedung pendukung (auxiliary building) yang menampung sistem pendinginan reaktor darurat. Kecelakaan nuklir ini masuk dalam kategori level 5 pada skala INES. Sebagai perbandingan, kecelakaan Chernobyl dan Fukushima masuk dalam kategori level 7.

Gambar 2. Diagram Reaktor Unit 2 Three Mile Island

Gambar 2, memberikan gambaran mengenai perangkat dan skema pembangkitan listrik reaktor nuklir unit 2 TMI. Di dalam bangunan reaktor, terdapat sistem pendinginan primer, dimana panas yang dihasilkan reaksi nuklir di inti/teras reaktor (reactor core), diambil dan dibawa oleh air bertekenan ke perangkat pembangkit uap (steam generator). Di perangkat tersebut, terjadi transfer panas dari sistem pendingin primer ke sistem pendinginan sekunder. Air sistem pendingin sekunder didorong masuk oleh pompa utama (main feedwater pump) sistem pendingin sekunder, berubah menjadi uap di perangkat pembangkit uap, kemudian memutar turbin generator untuk menghasilkan listrik. Kecelakaan nuklir ini bermula dari sebuah kegagalan fungsional (tidak diketahui apakah kegagalan mekanik atau elektrik) dari pompa utama (main feedwater pump) sistem pendingin sekunder. Tidak adanya pendingin sekunder dalam sekejap meningkatkan suhu di sistem pendingin primer. Dalam waktu 1 detik, sistem keselamatan sukses memadamkan reaktor.

Walaupun telah padam, inti/teras reaktor tetap menghasilkan panas residu, panas yang dihasilkan dari peluruhan produk fisi inti/teras reaktor, dengan besaran daya sekitar 5% dari daya total reaktor. Suhu dan tekanan reaktor meningkat. Untuk mengendalikan tekanan reaktor, katup pelepasan kendali jarak jauh (PORV) yang berada di atas bejana tekan (pressurizer) terbuka, dan mengalirkan uap dan air pendingin sistem primer keluar dari sistem pendingin menuju ke tangki (pressurized relief tank) yang berada di dasar bangunan. Katup ini akan tertutup kembali setelah tekanan reaktor kembali turun ke level tekanan normal. Sayangnya, hal itu tidak terjadi. Katup tersebut macet dalam kondisi terbuka, namun lampu instrumen di ruang operator memberikan indikasi yang membuat operator menyimpulkan bahwa katup telah tertutup. Air sistem pendingin primer terus mengalir keluar melalui katup tersebut menyebabkan kondisi Loss of Coolant Accident (LOCA).

Saat reaktor padam, pompa sistem pendinginan darurat menyala menggantikan sistem pendingin sekunder. Namun, katup saluran pada 2 dari 3 sistem pendingin darurat tersebut berada dalam keadaan tertutup, dan tidak segera disadari oleh operator reaktor. Pada kondisi seperti ini, pembangkit uap terus mendidih menyebabkan pendingin primer berekspansi sementara tekanan terus menurun karena LOCA. Operator tidak mendeteksi terjadinya LOCA dan hanya menyimpulkan bahwa inti/teras reaktor mendapatkan cukup air pendingin dari level air di bejana tekan (pressurizer). Padahal pada kenyataanya, level air di bejana tekan (pressurizer) ditopang oleh ekspansi dan pembentukan gelembung uap karena kurangnya pendinginan. Saat tekanan makin rendah dan level air di bejana tekan semakin tinggi, sesuai dengan standar operasi saat pelatihan, operator mematikan pompa pendingin primer untuk mencegah kerusakan vibrasi serta mematikan pompa pendinginan darurat untuk mencegah bejana tekan terlalu penuh dengan air dan tak terkendali. Namun ternyata tindakan tersebut menyebabkan semakin minimnya pendinginan inti reaktor, menjadi terlalu panas hingga akhirnya pelet bahan bakar rusak dan melepaskan sejumlah material radioaktif ke air pendingin primer.

Air dan uap pendingin primer yang mengalir keluar melalui katup (PORV) terkumpul di tangki di dasar bangunan. Seiring bertambahnya volume air dan uap, bertambah pula panas dan tekanan di dalam tangki tersebut hingga akhirnya pecah dan menimbulkan kebocoran tangki. Tumpahan pendingin primer yang mengandung material radioaktif tersebut mengalir dan tertampung dalam sebuah ruang tampung cairan (sump) hingga akhirnya dipompa oleh sistem ke bangunan pendukung (auxiliary building). Tangki penampung di bangunan pendukung tersebut tidak mampu menampung semua pendingin primer tersebut, sehingga tumpah di dalam bangunan tersebut.

Material radioaktif yang terlarut dalam air pendingin primer tersebut kemudian berubah menjadi gas-gas di atmosfer bangunan pendukung (auxiliary building). Sistem sirkulasi dan filtrasi di bangunan tersebut mampu menyaring sebagian besar material radioaktif seperti cesium, strontium, iodine, dan pemancar partikel alpha lainnya. Hanya saja, sistem tersebut tidak didesain untuk menahan gas mulia seperti krypton dan xenon. Karena hal itulah terdapat sejumlah kecil gas radioaktif, termasuk krypton dan xenon yang terlepas ke lingkungan di sekitar fasilitas nuklir. Gambar 3 memberikan data mengenai material radioaktif yang terlepas ke lingkungan selama terjadinya kecelakaan tersebut yang dipublikasikan oleh GPU Nuclear Corporation, perusahaan pemilik fasilitas nuklir tersebut. Gambar 3. Radioaktivitas yang terlepas ke lingkungan selama kecelakaan Three Mile Island

Sekitar waktu tengah hari, sistem pendingin dapat kembali diaktifkan, reaktor kembali stabil, dan fasilitas dalam keadaan terkendali. Tidak terjadi ledakan reaksi kimia yang menyebabkan rusaknya gedung pengungkung hingga menyebabkan penyebaran material radioaktif lebih lanjut. Namun, warga sekitar fasilitas, terutama anak-anak dan wanita, dievakuasi hingga radius 5 mil dari fasilitas.

Setelah kejadian tersebut, berbagai lembaga pemerintah seperti Nuclear Regulatory Commision (NRC), Environmental Protection Agency, Department of Health, Education and Welfare, Department of Energy, Commonwealth of Pennsylvania serta beberapa lembaga independen dan universitas melakukan studi dan investigasi mendetail mengenai konsekuensi radiologis dari kecelakaan tersebut. Kurang lebih 2 juta orang di sekitar fasilitas terpapar dosis radiasi rerata sebesar 1 milirem dari batas maksimal 100 milirem di atas paparan latar normal. Sebagai komparasi, paparan radiasi X-Ray di bagian dada akan memberikan dosis radiasi 6 milirem, dan total paparan radiasi natural di sekaitar fasilitas adalah 100-125 milirem per tahun. Dari situ, dapat disimpulkan bahwa walaupun terdapat kerusakan parah pada bahan bakar reaktor, pelepasan radioaktif tidak memberikan dampak yang berarti pada kesehatan fisik masyarakat ataupun lingkungan. Pantauan badan kesehatan Pennsylvania selama 18 tahun terhadap masyarakat juga menunjukkan tidak adanya bukti penyimpangan kesehatan di area tersebut.

Dari hasil investigasi, dapat disimpulkan bahwa penyebab kecelakaan adalah kombinasi antara kegagalan perangkat, masalah desain sistem reaktor, serta eror karyawan. Berangkat dari kejadian ini, NRC meningkatkan standar desain dan persyaratan perangkat yang tinggi dan ketat. Dibentuk pula lembaga pendidikan dan pelatihan untuk operator reaktor nuklir. Hasilnya, jumlah kejadian signfikan reaktor menurun dari 2.38 per reaktor di tahun 1986 menjadi 0.1 per reaktor di akhir tahun 1997. Kecelakaan ini menjadi pelajaran bagi regulasi keselamatan nuklir di Amerika Serikat.

Teknologi PLTN generasi pertama dan kedua sudah tidak dikembangkan lagi di dunia. Beberapa kejadian di fasilitas nuklir pada masa lalu menjadi pelajaran sangat berharga untuk masyarakat dunia, khususnya para ilmuwan nuklir yang terus berinovasi menciptakan teknologi PLTN yang aman dan dan dapat diandalkan. Sebagai contoh saat ini yang sedang dikembangkan dan dibangun di berbagai Negara adalah PLTN generasi III+ yang memiliki sistem keselamatan pasif. Sistem ini berfungsi untuk memastikan kondisi PLTN tetap aman meski dalam kondisi darurat tanpa adanya tindakan operator maupun sumber daya selama rentang waktu tertentu.

Oleh : Yanuar Ady Setiawan dan Ilham Variansyah – Tim Kajuan Nuklir PPI Dunia

(AASN)

Share on LinkedInShare on FacebookEmail this to someoneTweet about this on TwitterShare on Google+Pin on Pinterest

You May Also Like

Leave a Reply

%d bloggers like this: