APLIKASI TINGKAT KLIRENS DALAM PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DI BATAN

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006                                                                        ISSN: 1412­3258

APLIKASI TINGKAT KLIRENS DALAM PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DI BATAN

Syahrir Pusat Teknologi Limbah Radioaktif BATAN PUSPIPTEK Serpong, Tangerang 15310, Indonesia

ABSTRAK APLIKASI   TINGKAT   KLIRENS   DALAM   PENGELOLAAN   LIMBAH   RADIOAKTIF   DI  BATAN.  Seiring  dengan  perkembangan  konsep   klirens   (clearance),  BAPETEN   (Badan  Pengawas Tenaga Nuklir) akan mengeluarkan ketentuan yang berkenaan dengan konsep  tersebut. Hal ini akan berdampak terhadap sistem pengelolaan limbah di BATAN  (Badan  Tenaga   Nuklir   Nasional),   yakni   dalam   mengklasifikasikan   limbah   padat   yang   dapat  dilepas   ke   lingkungan   mengikuti   aturan   limbah   konvensional   (non­radioaktif).   PTLR  (Pusat   Teknologi   Limbah   Radioaktif)   merupakan   institusi   yang   diberi   tugas   untuk  mengelola limbah radioaktif yang ada di Indonesia termasuk yang berasal dari lingkungan  BATAN. Limbah padat yang datang dari hasil pemanfaatan zat radioaktif di daerah kerja  radiasi dikelompokkan dan diinventaris menurut sifat fisis, radiologik maupun dari riwayat  penggunaannya.  Pada   dasarnya  limbah   ini  masih   bisa   diklasifikasikan   sebagai  limbah  radioaktif atau limbah bebas lepas yang konsentrasi aktivitasnya di bawah tingkat klirens.  Suatu alternatif penerapan tingkat klirens disajikan untuk mengelola limbah yang datang  maupun limbah lain yang sebelumnya telah tersimpan di tempat penyimpanan sementara  limbah   radioaktif   PTLR.   Penerapan   tingkat   klirens   ini   mengacu   pada   publikasi  IAEA  Safety   Guide   RS­G­1.7.   Teknik   klirens   yang   diajukan   meliputi   penilaian   (assessment),  klasifikasi   dan   pelepasan   limbah   dengan   penekanan   pada   prosedur   operasi   dan  inventaris limbah yang ada di PTLR. Spektroskopi gamma, serta pemindaian manual dan  pemantauan limbah bebas lepas memenuhi syarat untuk penilaian dan klasifikasi limbah  hingga pembuangannya (disposal). Spektrometri gamma memberikan penilaian keselu­ ruhan   konsentrasi   total   tiap   radionuklida   dalam   gugus   limbah   yang   dibandingkan  terhadap   batas   konsentrasi   yang   ditetapkan   untuk   klirens.   Sistem   Pemantau   Radiasi  Kendaraan   melaksanakan   penilaian   akhir   atas   limbah   bebas   lepas   dari   kedua   proses  sebelumnya.

ABSTRACT APPLICATION OF CLEARANCE LEVELS IN RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT  IN BATAN. In line with the development of clearance, exemption and exclusion concepts,  the regulatory body BAPETEN will issue decree on this concepts. The concepts affect  radioactive   waste   management   in   National   Nuclear   Energy   Agency   (BATAN),   i.e.   in  classifying free release solid waste. Radioactive Waste Management Center (PTLR) is  responsible to manage radioactive waste in Indonesia which includes one generated by  BATAN nuclear facilities. Incoming solid waste results from use of radioactive materials in  radiation   working   area   is   segregated   and   registered   according   to   its   physical   and  radiological properties, and process knowledge. In principle, this waste can be classified  as radioactive waste or free release waste with concentration activity below its clearance  level. An alternative of applying clearance levels is given to manage the new incoming  waste and the historical waste available in interim storage of PTLR. The application of  clearance levels refers to IAEA Safety Guide RS­G­1.7 publication. The clearance tech­ nique   proposed   includes   assessment,   classification   and   release   of   solid   waste   from  BATAN giving emphasis to operational procedures and the available waste inventories in  PTLR.   Gamma   spectroscopy,   in   conjunction   with   manual   scanning   and   bulk   waste 

305

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006                                                                        ISSN: 1412­3258

consignment monitoring has fulfilled the requirements for assessment and classification  of waste for free release. Gamma spectroscopy provides an overall assessment of total  concentration   in   bulk   waste   against   clearance   levels.   Vehicle   Radiation   Monitoring  System gives a final assessment of waste released from the initial two processes.

PENDAHULUAN Seiring   dengan   perkembangan   konsep   klirens   (clearance),   terutama   publikasi  IAEA Safety Guide RS­G­1.7 [1] tentang penerapan konsep eksklusi, eksemsi dan klirens  (exclusion,   exemption   and   clearance),   BAPETEN   akan   mengeluarkan   ketentuan   yang  berkenaan   dengan   ketiga   konsep   tersebut.   Hal   ini   akan   berdampak   terhadap   sistem  pengelolaan limbah di BATAN, yakni dalam mengklasifikasikan limbah padat yang dapat  dilepas ke lingkungan mengikuti aturan limbah konvensional (non­radioaktif). PTLR merupakan institusi yang diberi tugas untuk mengelola limbah radioaktif  yang ada di Indonesia baik yang berasal dari lingkungan BATAN sendiri maupun yang  dari   luar   BATAN   seperti   pemanfaat   zat   radioaktif   di   bidang   industri,   kesehatan   dan  penelitian. Limbah radioaktif yang datang dikelola mulai dari pengumpulan limbah hingga  pembuangan akhir (ultimate disposal). PTLR juga dilengkapi fasilitas dekontaminasi dan  dekomisioning. Dalam kurun waktu hampir dua dekade PTLR melaksanakan tugas telah  terkumpul limbah radioaktif, baik yang belum maupun yang sudah diolah, di dua gedung  tempat penyimpanan sementara (interim storage). Limbah radioaktif yang yang tersimpan  terentang mulai dari yang beraktivitas tinggi, seperti sumber­terbungkus bekas, hingga  limbah radioaktif beraktivitas atau berkonsentrasi aktivitas sangat rendah. Akan dibahas konsep klirens terkait dengan pengelolaan limbah radioaktif padat,  dilanjutkan   dengan   proses   inventaris   limbah   dari   penghasil  yang   diteruskan   ke  PTLR.  Pada   dua   bagian   akhir   akan   dibahas   alternatif   metode   penerapan   tingkat   klirens   di  Indonesia beserta kesimpulan dan saran sebagai penutup. Tingkat Klirens Klirens   merupakan   pembebasan   sumber   radiasi   mengion   dari   skema  pengawasan untuk dibuang (dispose) atau digunakan kembali (reuse). Safety Guide RS­ G­1.7  memberikan   batas   nilai   konsentrasi   aktivitas   generik   tiap   radionuklida   yang  terkandung   dalam   limbah   yang   berlaku   umum   untuk   eksklusi,   eksemsi   dan   klirens.  Batasan generik ini untuk selanjutnya, dalam lingkup makalah ini, disebut tingkat klirens.  Pengalaman menunjukkan sejumlah signifikan limbah yang dihasilkan dari penanganan  zat radioaktif tergolong limbah yang dapat dikeluarkan dari klasifikasi limbah radioaktif,  yakni   limbah   klirens.   Untuk   mengantisipasi   dikeluarkannya   peraturan   tentang   tingkat 

306

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006                                                                        ISSN: 1412­3258

klirens, disampaikan alternatif penerapan tingkat klirens di Indonesia, khususnya BATAN  sebagai penghasil sekaligus pengelola limbah radioaktif hingga pembuangan akhir. Tingkat   klirens   untuk   berbagai   radionuklida   diberikan   pada  Basic   Safety   Standards  IAEA  [2].   Ada   keterbatasan   jumlah   limbah   padat   yang   dibebaskan   dalam  standar ini, yakni tidak melebihi 3 ton. Untuk limbah yang lebih dari 3 ton dianjurkan untuk  menurunkan batasan dengan faktor 10 [3]. Pada 2004, IAEA mempublikasikan tingkat  klirens   yang   lebih   ketat   yang   tertuang   pada  Safety   Guide   RS­G­1.7  [1].   Tingkatan   ini  hendaknya menjadi kriteria utama untuk semua limbah besar (bulky atau lebih dari 3 ton).  Walaupun   demikian  RS­G­1.7  juga   merekomendasikan   pendekatan   peralihan   (graded   approach), yakni bila konsentrasi aktivitas suatu material beberapa kali di atas tingkat kli­ rens (hingga sepuluh kali), Badan Pengawas bisa memutuskan (bahwa supaya optimum)  untuk tidak menerapkan ketentuan kepada orang yang bertanggungjawab terhadap mate­ rial tersebut. Inventaris Limbah Radioaktif di PTLR Limbah   radioaktif   yang   tiba   di   PTLR   sebelum   diolah   mengalami   proses  identifikasi kandungan radionuklida, pengelompokan  sesuai dengan jenis  dan sifatnya,  dan   preparasi   dan   analisis   kimia   dan   fisika.   Kemudian   limbah   tersebut   diolah   sesuai  dengan pengelompokkannya (evaporasi, insenerasi, kompaksi dan imobilisasi). Limbah  hasil akhir olahan dikemas dalam bungkusan drum 200L atau  Shell  950L. Pada limbah  hasil  olahan  dapat  diidentifikasi  asal  limbah,  tanggal  pengolahan,  estimasi  kandungan  radionuklida,   aktivitas   gross   (terkadang),   dan   laju   paparan   kontak   serta   jarak   1 m.  Bungkusan tersebut disimpan di interim storage (IS) 1 dan 2. Selain itu beberapa sumber  bekas   beraktivitas   tinggi   dengan   waktu   paruh   panjang   diimobilisasi   dan   dikemas  tersendiri   dan   disimpan   di   Penyimpanan   Sementara   Limbah   Aktivitas   Tinggi   (PSLAT).  Sumber bekas ini tidak akan dibahas lebih lanjut. IS 1 dan 2 masing­masing berkapasitas 1500 drum 200L dan Shell 950L. Hingga  tahun 2006, sekitar separuh kapasitas IS 1 dan 2 telah terisi limbah pra­olah dan olah.  Estimasi hasil olah limbah radioaktif rata­rata per tahun di luar sumber­bekas aktivitas  tinggi   adalah   3  shell  950L,   5  shell  950L   dan     15   drum   200L   untuk   masing­masing  sementasi konsentrat, resin dan limbah padat terkompaksi.  Berikut diberikan inventaris  limbah olah drum dan shell yang disimpan di IS 1 dan IS 2 (Tabel 1 dan Tabel 2). Tabel 1. Limbah Hasil Olahan Dalam Shell 950L* Asal Komposisi Radionuklida 14 Reaktor   riset  resin bekas C,  32P,  35S,  54Mn,  56Mn,  60Co,  65Zn,  85Sr,  90Sr,  127mTc,  123m BATAN Te, 137Cs, 176mLa, Th­nat, 241Am 60 PRSG, PPR Konsentrat Co, 65Zn,109Cd, 137Cs, 144Ce, 226Ra

307

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006                                                                        ISSN: 1412­3258

*

Sumber: Bidang Pengolahan Limbah Radioaktif, PTLR BATAN

Tabel 2. Limbah Olah Dalam Drum 200L† Asal

Komposisi umum

Prakiraan radionuklida

Instalasi nuklir BATAN (lab  Sarungtangan, kertas penelitian,   produksi   sotop,  reaktor, tambang dll.) batuan,   koral,   tanah,   pasir,  abu, blok semen karpet keramik HEPA filter (PTLR) Rumah   Sakit   (Dep.  jarum radium Kesehatan) terapi lab Industri   (tambang,   pabrik  Limbah kaos lampu (bubuk) kertas,   rokok,   pupuk,  penangkal petir tekstil dsb.) gauge

H,  32P,  45Ca,  65Zn,  75Se,  125I,  I, 99Mo dsb. 90 Sr, 137Cs, U­nat, Th­nat 3

131

U unknown unknown 226 Ra 137 Cs, 60Co unknown Th­nat, 40K 241 Am, 226Ra 85 Kr,  55Fe,  60Co,  90Sr,  137Cs,  192 Ir dsb. † Sumber: Bidang Pengolahan Limbah Radioaktif, PTLR BATAN 238

Untuk   memprakirakan   radioaktivitas   tiap   drum/  shell,   pada   Gambar 1   disajikan   laju  paparan kontak drum/shell yang diukur setelah dikemas. 250 R esin bekas Konsentrat D rum  200 L

212

Jumlah Drum/Shell

200

150 112 100

89

89

50

80

31 12

17

0 x ≤ 0.05

0.05<x≤ 0.1

7

5

1 1 0.1< x ≤1

1< x ≤10

10<x≤100

Pap aran  ko ntak, m rem /jam

Gambar 1. Distribusi laju paparan kontak pada drum/shell hasil olah.

308

x >100

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006                                                                        ISSN: 1412­3258

Dari   inventori   limbah   radioaktif   PTLR   beserta   proyeksi   kegiatan   ke   depan  diperoleh gambaran sebagai berikut:

1. Tidak ada rincian data hasil pengukuran kandungan dan distribusi radionuklida  limbah olah dalam drum/ shell. Bahkan beberapa kemasan tidak memiliki riwayat  kandungan radionuklida sama sekali. 2. Banyak limbah pra­olah maupun hasil olah dengan konsentrasi aktivitas sangat  rendah. 3. Data laju paparan diambil saat limbah selesai dikemas (1990 – 2005), banyak  radionuklida, terutama yang berwaktu paruh pendek, meluruh secara signifikan. 4. Keberlangsungan   kedatangan   limbah   untuk   dikelola   di   PTLR   merupakan   hal  yang pasti, sementara tidak ada kebijakan yang pasti dalam “mengeluarkan” lim­ bah dari IS 1 dan IS 2.

Teknik Klirens pada Pengelolaan Limbah Radioaktif BATAN memiliki sejumlah daerah kerja radiasi dimana semua penanganan zat radioaktif  harus memenuhi ketentuan keselamatan radiasi termasuk tempat penyimpanan semen­ tara   limbah   radioaktif.   Semua   limbah   dari   daerah   kerja   diasumsikan   radioaktif   kecuali  tingkat aktivitas terukur di bawah tingkat klirens. Limbah yang memenuhi batas klirens  dibebaskan untuk pembuangan tak­terbatas (unconditional). Pada bagian ini akan diuraikan karakteristik limbah berdasarkan sifat fisis dan  alat   utama   yang   digunakan   untuk   menentukan   profil   radionuklida   dalam   limbah.  Selanjutnya   diajukan   alternatif   teknik   klirens   yang   meliputi   penilaian   (assessment),  klasifikasi dan pelepasan limbah padat dari BATAN dengan penekanan pada prosedur  operasi dan inventaris limbah yang ada di PTLR. Pengelompokkan Limbah Padat Limbah  padat  dikelompokkan  sebagai limbah  lunak  (misal kain,  plastik,  pecah  belah lab), limbah keras (misal logam, kayu, residu olah limbah cair) dan limbah besar  (misal struktur  besar, bahan  bangunan, tanah).  Pengelompokan berdasar sifat fisis  ini  berguna untuk penanganan, pemrosesan dan penilaian (assessment). Limbah non­radioaktif dibebaskan untuk daur­ulang atau pembuangan. Limbah  yang digolongkan radioaktif dikemas dalam drum 200L untuk penyimpanan sementara.  Limbah lunak diiris dan dikompaksi ke dalam drum sedangkan limbah besar dibongkar  dan dipotong­potong menjadi bagian yang lebih kecil untuk pengemasan ke dalam drum.

309

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006                                                                        ISSN: 1412­3258

Berdasarkan   pengalaman   ANSTO   [4],   pemberlakuan   tiap   gugus   limbah   yang  memberikan   laju   cacah   beta/   gamma   lebih   dari   dua   kali   radiasi   latar   sebagai   limbah  radioaktif mengakibatkan ketidaktepatan klasifikasi limbah dengan sejumlah besar limbah  untuk standar sekarang lebih sesuai untuk pembuangan tak­terbatas (unconditional). Spektrometri Gamma Limbah Teknik   spektrometri   gamma   terutama   berguna   untuk   radioaktivitas   yang   tidak  tersebar merata pada sampel yang besar. Salah satu peralatan yang luas pemakaiannya  untuk klirens adalah Canberra Q2 low­level waste assay sistem. Alat ini dirancang untuk  memindai drum 200L berisi limbah dengan tingkat radioaktivitas sangat rendah. Drum ini  berputar sambil memapari tiga detektor HP­Ge yan terpasang secara vertikal. Data yang  masuk dianalisis melalui software dengan menggunakan kalibrasi efisiensi empirik untuk  menentukan konsentrasi tiap radionuklida yang memancarkan gamma dalam drum. Sistem  tersebut dilengkapi  timbangan sehingga konsentrasi radionuklida dapat  ditetapkan.   Sistem   juga  dilengkapi  shielding  yang  menyeluruh  sehingga  meningkatkan  batas   deteksi   secara   berarti   bagi   hampir   semua   nuklida   pemancar   gamma.   Pada  umumnya,   aktivitas   yang   dapat   dideteksi   suatu   radionuklida   (MDA)   dalam   200L   drum  yang diukur oleh sistem Q2 pada orde 0,01 Bq/g atau kurang. Dari pengalaman ANSTO  [4], semua nuklida yang diperkirakan ada dalam drum dapat dideteksi pada konsentrasi  jauh dari tingkat klirens yang bersangkutan. Sertifikasi Limbah dan Pengawasan Pelepasan Berikut diberikan tahapan klasifikasi limbah (aktif atau bebas) melalui sertifikasi  beserta   pengawasan   pelepasannya   ke   lingkungan.   Metode   pendekatan   ‘pertahanan  berlapis’   dari   ANSTO   ini   merupakan   alternatif   BATAN   dalam   menerapkan   ketentuan  konsep klirens dengan memperhatikan ketentuan serta kondisi pengelolaan limbah yang  ada di Indonesia. Dalam metode ini dibedakan pendekatan untuk limbah yang telah ada  sebelum metode ini diterapkan (limbah lama) dan limbah yang datang setelah metode  klirens ini diadopsi (limbah baru). Sebelum pelepasan ke lingkungan, limbah yang datang dari berbagai pengguna  harus menempuh proses penilaian (assessment) tiga­tahap dengan menggunakan teknik  karakterisasi radiologik dan pengetahuan proses. Penilaian dan Pelepasan Limbah Baru

310

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006                                                                        ISSN: 1412­3258

Tahap   awal   penilaian   limbah   yang   dihasilkan   dari   operasi   sehari­hari  dilaksanakan pada titik penghasil. Limbah diklasifikasikan sebagai limbah radioaktif (aktif)  atau  limbah  yang  sementara  dapat   dilepas   (putih) oleh   penghasil  limbah  berdasarkan  pengetahuan proses dan pengukuran laju dosis. Limbah yang tidak menunjukkan dosis  radiasi yang dapat diukur di atas radiasi latar digolongkan sebagai limbah putih, kecuali  pengalaman   operasi   atau   pengetahuan   proses   menunjukkan   limbah   tersebut  diperkirakan termasuk  limbah aktif. Bagi limbah yang berpotensi terkontaminasi tritium,  limbah tersebut hanya diproses sebagai limbah putih bila laju cacah beta total kurang dari  dua kali tingkat aktivitas latar. Hal serupa, bila ada ketidakpastian mengenai asal limbah,  seperti   limbah   yang   mengandung   sumber   berperisai   (shielded),   uranium   logam,   atau  plutonium atau aktinida dalam bentuk apa pun, maka limbah tersebut selalu diperlakukan  sebagai limbah aktif. Limbah yang digolongkan limbah aktif dikelompokkan dan diproses  secara terpisah dari limbah putih untuk menghindarkan kontaminasi silang. Pada tahap kedua, limbah putih dari daerah kerja radiasi yang bisa dibebaskan  dipindahkan ke tempat penyimpanan dengan aktivitas latar yang rendah. Setelah limbah  disimpan   selama   3   hingga   6   bulan   untuk   meluruhkan   sejumlah   radionuklida   umur  pendek, limbah dipindai kembali dengan menggunakan pemantau genggam (hand held   monitor). Limbah yang tidak menunjukkan tingkat radioaktivitas yang dapat diukur pada  tahap   ini  dikemas   dalam   drum   200L   untuk   penilaian   selanjutnya   dengan   spektrometri  gamma.   Bila   pemindaian   gama   tidak   memungkinkan   karena   sifat   fisis   dari   limbah,  penilaian dapat dilakukan dengan pemantau kontaminasi atau pencacah beta/ gamma  total. Drum limbah  putih yang  masih menunjukkan  tingkatan  radioaktivitas  yang  dapat  diukur   pada   tahap   ini   dikompaksi   dan   disimpan   di   penyimpanan   sementara   limbah  radioaktif padat. Pada fasilitas spektrometri gamma, tiap drum dicacah untuk mengukur  aktivitas   radionuklida   yang   terkandung   di   dalamnya.   Konsentrasi   radionuklida­ radionuklida   yang   terdeteksi   kemudian   dibandingkan   dengan   tingkat   klirens   [1]   dan  spektrokopis   gamma   yang   kompeten   akan   mengeluarkan   sertifikat   klasifikasi   limbah  sebagai   bebas   lepas   atau   limbah   radioaktif.   Bila   hasil   penilaian   menunjukkan  menunjukkan keberadaan radionuklida umur pendek pada tingkatan di atas batas klirens,  limbah kemudian disimpan untuk meluruh hingga siap untuk dilepaskan ke lingkungan.  Drum yang akan dilepaskan untuk pembuangan dibawa ke fasilitas pemrosesan dimana  isinya dituangkan ke truk pembuangan limbah atau bak angkut yang besar. Drum limbah  yang   tidak   patut   untuk   pembebasan   dikembalikan   ke   gugus   limbah   radioaktif,   untuk  diproses sebagi limbah radioaktif tingkat rendah. Penilaian ketiga atau tahap akhir dari limbah yang muncul adalah penggunaan  Sistem   Pemantauan   Radiasi   Kendaraan   untuk   memindai   limbah   yang   akan   diangkut 

311

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006                                                                        ISSN: 1412­3258

sebelum   pembuangan   akhir.   Bila   tidak   ada   radioaktivitas   abnormal   yang   terdeteksi,  limbah diizinkan untuk diangkut ke fasilitas pembuangan limbah yang ditunjuk. Penilaian dan Pelepasan Limbah Lama Salah satu tujuan utama dari penilaian ini adalah untuk memperoleh limbah lama  menjadi   limbah   bebas   lepas   (limbah   dengan   konsentrasi   aktivitas   di   bawah   tingkat  klirens).   Limbah   lama   yang   dimaksud   disini   adalah   limbah   yang   sebelum   penerapan  konsep klirens sudah ada dan disimpan serta diinventaris. Pengalaman klasifikasi limbah  sebelumnya dari  ANSTO,  yang  didasarkan  pada  pengukuran  laju  cacah  beta/ gamma  gross,   menunjukkan   bahwa   inventaris   limbah  radioaktif  lama   mengelompokkan   limbah  yang semestinya bebas lepas secara tidak tepat diidentifikasi sebagai limbah radioaktif.  Selain   itu,   beberapa   limbah   yang   sebelumnya   digolongkan   aktif   dan   mengandung  radionuklida berumur pendek telah meluruh dalam penyimpanan ke tingkat yang layak  untuk pelepasan dengan bebas. Mayoritas limbah ANSTO yang layak untuk pelepasan  dengan bebas ini disimpan di  Low­Level Solid Waste Store  [4]. Hal serupa di BATAN,  limbah padat yang belum dan sudah diolah disimpan di tempat penyimpanan sementara  yang akan secara sistematik dinilai kelayakannya sebagai limbah bebas lepas. Limbah ini  akan diproses melalui penilaian tiga­tahap dan proses klasifikasi, dengan mengunakan  teknik karakterisasi radiologik dan pengetahuan proses, sebagaimana proses penilaian  yang dilakukan untuk limbah baru terdahulu. Pada   tahap   awal   penilaian,   diidentifikasi   limbah   lama   yang   potensial   sebagai  limbah putih dengan menyelidiki inventaris limbah (pengetahuan proses dan perkiraan  kuantitas radionuklida ) dan mengukur kembali laju cacah beta/ gamma gross. Juga perlu  eliminasi limbah yang mengandung radionuklida yang tidak terdeteksi oleh spektrometri  gamma yang digunakan (3H, 32P, 241Am, 210Pb dst.). Setelah pemeriksaan awal ini, drum­ drum limbah dikeluarkan dari tempat penyimpanan untuk penilaian tahap kedua. Penilaian tahap kedua melibatkan pemeriksaan fisik kemasan atau isi limbah dan  karakterisasi   radiologik   dengan   menggunakan   pemantau   kontaminasi   genggam   atau  spektrometri gamma. Bagi limbah pra­olah, isi dan sifat fisik limbah dibandingkan dengan  catatan riwayat limbah untuk mengidentifikasi dan menegaskan asal limbah. Limbah yang  heterogen diperiksa radioaktivitasnya dengan menggunakan pemantau kontaminasi atau  teknik   pencacahan   beta/   gamma   total.   Perlu   diperhatikan   untuk   mengidentifikasi  pemancar beta murni dan potensi keberadaan aktinida. Limbah yang dominan pada satu  komposisi (contoh tanah, pasir dan puing beton) dikemas kembali ke dalam drum 200L  sesudah   mengeliminasi   bahan   yang   berbeda   (bungkusan   plastik,   perlengkapan  perlindungan personal dst.) untuk analisis spektrometeri gamma. Limbah olah langsung 

312

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006                                                                        ISSN: 1412­3258

dianalisis dengan spektrometri gamma tanpa membuka kemasan. Klasifikasi limbah hasil  analisis   didasarkan   kriteria   klirens   RS­G­1.7   [1]   dengan   penggolongan   limbah   bebas  lepas atau limbah radioaktif. Pada akhir penilaian tahap kedua, baik limbah olah maupun  pra­olah yang memenuhi kriteria klirens dipersiapkan untuk pembuangan. Sebagaimana perlakuan pada limbah yang baru muncul, penilaian tahap ketiga  dari limbah lama melibatkan Sistem Pemantau Radiasi Kendaraan. Bak angkutan yang  berisi   limbah   bebas   lepas   harus   dipindai   dengan   sistem   ini   dan   bila   tidak   ada  radioaktivitas   abnormal   yang   terdeteksi,   limbah   diizinkan   untuk   diangkut   ke   fasilitas  pembuangan limbah yang ditunjuk. Kendali Mutu dan Keterunutan Limbah Sistem   klirens   limbah   di   BATAN  harus   disertifikasi   sebagai   bagian  dari   sistem  jaminan   mutu   (JM)   pengelolaan   limbah   radiaoktif   yang   tersertifikasi.   Sejalan   dengan  sistem   JM,   prosedur   operasi   yang   terinci   dan   petunjuk   pelaksanaan   yang   jelas  dikembangkan untuk mengatur semua segi penanganan, pengangkutan, klasifikasi dan  pelepasan limbah bebas lepas. Instrumen yang digunakan dalam penilaian limbah secara  rutin diperiksa, dikalibrasi dan diuji untuk maksud jaminan mutu dalam kerangka kerja  pengelolaan  limbah.   Hasil­hasil  spektrometri  gamma  dan   dokumentasi   lainnya  tentang  pelepasan   limbah   untuk   pembuangan   tak­terbatas   disimpan   di   tapak   untuk   maksud  keterunutan (traceability). Pembuangan Akhir Setelah lepas dari ketentuan pengawasan dari segi radiologik, limbah dipisahkan  dan   dikemas   untuk   pembuangan.   Sifat   dan   asal   limbah,   bahaya   dan   potensi   non­ radiologik   untuk   daur­ulang   atau   penggunaan   kembali   dipertimbangkan   dalam  menentukan pilihan pembuangan. Sebagian   besar   limbah   logam   yang   dilepaskan   akan   dikirim   ke   fasilitas   daur­ ulang   logam.   Selama   penilaian   tahap   kedua,   komponen   logam   dibongkar   menjadi  bagian­bagian  utamanya  dan  dipantau  dengan  pemantau  kontaminasi  genggam  untuk  menjamin   bahwa  shielding  sumber   bekas   atau   uranium  depleted  tidak   dilepaskan  bersama dengan besi tua (metal scrap) yang ditujukan untuk daur­ulang. Limbah yang  tidak dapat didaur­ulang digolongkan atas kategori limbah lembam, pejal, industri atau  B3. Limbah yang diklasifikan sebagai lembam atau pejal dibuang sesuai dengan tapak  pembuangan limbahnya. Limbah yang diklasifikasikan sebagai industri atau B3, karena 

313

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006                                                                        ISSN: 1412­3258

adanya kontaminan kimia (seperti arsenik, Pb dan Cr, kimia organik dst.) dibuang sesuai  jenisnya, ke fasilitas pembuangan limbah berizin.

KESIMPULAN DAN SARAN Spektroskopi gamma, serta pemindaian manual dan pemantauan limbah siap­ buang memenuhi syarat untuk penilaian dan klasifikasi limbah hingga pembuangannya.  Pemindaian   manual   menggunakan   pemantau   kontaminasi   beta/   gamma   gross  mendeteksi   ‘hotspot’   radioaktivitas   dalam   limbah.   Spektrometri   gamma   memberikan  penilaian   keseluruhan   konsentrasi   total   tiap   radionuklida   dalam   gugus   limbah  dibandingkan   terhadap   batas   konsentrasi   yang   ditetapkan   untuk   klirens.   Sistem  Pemantau   Radiasi   Kendaraan   melaksanakan   penilaian   akhir   atas   limbah   bebas   lepas  dari kedua proses sebelumnya. Penilaian   tiga   tahap   untuk   karakterisasi   limbah   dan   penerapan   tingkat   klirens  dapat   secara   definitif   memisahkan   limbah   radioaktif   dari   limbah   bebas   lepas.  Berdasarkan pengalaman negara yang menerapkan konsep klirens, metode tiga tahap ini  menunjukkan   jumlah   yang   signifikan   limbah   dengan   tingkat   radioaktivitas   yang   lebih  rendah dari tingkat klirens yang dianut. Karakterisasi   limbah   atas   kandungan   radionuklida   dengan   spektrometri   gama  dapat diterapkan untuk limbah pra­olah maupun limbah olah yang sudah dikemas dalam  drum 200L maupun shell 900 L yang ada di IPLR. Penentuan kandungan ini dipahami  diperlukan   dalam   pensortiran/pengelompokan   maupun   maksud   pembuangan  (penyimpanan  tanah  dangkal).  Dengan  ditetapkan  tingkat  klirens,  kebutuhan  ini makin  relevan dan menuntut akurasi pengukuran yang lebih tinggi; perlu teknik analisis limbah  yang didedikasikan untuk klirens. Penentuan ini tidak hanya diterapkan untuk limbah pra­ olah,   tapi   juga   untuk   limbah   hasil   olah   mengingat   prakiraan   banyaknya   radionuklida  berwaktu   paruh   relatif   pendek.   Lebih   jauh   lagi   penerapan   tingkat   klirens   memerlukan  sistem jaminan mutu untuk pengelolaan limbah yang dianggap layak untuk free release.

314

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006                                                                        ISSN: 1412­3258

ACUAN 1. “Application of the Concepts of Exclusion, Exemption and Clearance”, Safety Guide  RS­G­1.7, IAEA, Vienna, 2004.

2. “International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for  the Safety of Radiation Sources”, Safety series No. 115 (BSS), IAEA, Vienna, 1996.

3. “Clearance of Materials Resulting from the Use of Radionuclides in Medicine, Industry  and Research”, Technical Document No. 1000, IAEA, Vienna, 1998.

4. “Exemption  and  Clearance  of  Waste from  ANSTO”,  Fernando,  K., et.  al.,  ANSTO,  Australia.

5. “Practical Use of the Concepts of Clearance and Exemption”, Radiation Protection  122, European Commission, 2000.

6. “Inventori   Limbah   Radioaktif   PTLR,   Bidang   Pengolahan   Limbah   Radioaktif,   PTLR  BATAN, 2005.

315