PENENTUANSOURCE-TEKMTAHUNAN DI REAKTOR GA. SIW ABESSY

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK

ISSN 1410-6086

PENENTUANSOURCE-TEKMTAHUNAN DI REAKTOR

GA. SIW ABESSY

Sudiyati*, Unggul Hartoyo**, Nugraha Luhur**, Syahrir* *Pusat Teknologi Limbah Radioaktif- BAT AN ** Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN

ABSTRAK DI REAKTOR GA. SIWABESSY. Radionuklida PENENTUAN SOURCE-TERMTAHUNAN yang mungkin terbuang keluar gedung reaktor melalui cerobong yakni terdiri dari gas mulia (noble-gas), halogenida, dan aerosol radioaktif (partikulat). Pemantauan dilakukan dengan melakukan pengukuran langsung pada udara yang keluar melalui cerobong (stack). Hasil pengukuran kemudian dibandingkan dengan laju pelepasan pada cerobong hasil perhitungan yang terdapat dalam dokumen Laporan Analisis Keselamatan (LAK) RSG-GAS. Data Source-Term tahunan di RSG-GAS hasil pengukuran langsung lebih kecil dari pada data Source-Term hasil perhitungan yang terdapat di dokumen LAK. ABSTRACT DETERMINA nON OF SOURCE TERM FOR AN ANNUAL STACK RELEASE OF GAS REACTOR G.A. SIWABESSY. Releases of radionuclide trom the reactor are noble gases, halogenides and particulates. The measurements were carried out directly on the air monitoring system of the stack. The results of these measurements are compared with the annual Source-Term data trom the Safety Analyses report (SAR) of RSG-GAS. The measurement results are smaller than the data reported in SAR document.

PENDAHULUAN

ini bertujuan untuk mendapatkan data Source-Term tahunan di reaktor G.A. siwabessy. Data konsentrasi berbagai radionuklida (dari Source-Term tahunan hasil penelitian) yang keluar dari cerobong ini dapat dipergunakan untuk mengestimasi penerimaan dosis tahunan penduduk yang tinggal di sekitar tapak reaktor.[l]

Dalam operasi instalasi nuklir di PPTN Serpong ada sejumlah zat radioaktif yang terlepas ke atmosfer, namun konsentrasinya relatif rendah sehingga umumnya tidak terdeteksi pad a pemantauan berkala yang dilaksanakan oleh bidang Keselamatan Lingkungan pad a Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR). Hal ini menyulitkan prakiraan penerimaan dosis pada penduduk atau dampak radiologi dari operasi instalasi nuklir yang ada di PPTN Serpong, sementara perlu diketahui dampak radiologik tiap instalasi nuklir sehingga dapat dievaluasi kinerjanya sekaligus dapat ditetapkan tingkat keselamatan radiasi lingkungan dengan membandingkan estimasi dosis tahunan penduduk terhadap Nilai Batas Dosis untuk penduduk.

Oleh karena itu, agar dapat ditentukan dampak radiologik lepasan atmosferik reaktor G.A. siwabessy, perlu dilakukan penelitian penetuan Source-Term tahunan. Adapun tujuan akhir daripada penentuan Source-Term tahunan di reaktor G.A. siwabessy ini adalah untuk menentukan penerimaan dosis penduduk di sekitar PPTN Serpong pada saat operasi normal. Informasi ini akan digunakan untuk memprakirakan penerimaan dosis radiasi bagi penduduk yang tinggal di sekitar daerah PPTN serpong.

Reaktor G.A. Siwabessy secara kontinu dan periodik melakukan pemantauan cerobong (stack-monitor) sehingga dapat ditentukan konsentrasi berbagai radionuklida yang keluar dari cerobong reaktor ke atmosfer dalam kurun waktu tertentu (Source- Term). Penentuan Source- Term melalui cerobong Reaktor Serba Guna (RSG-GAS) dalam operasional ini merupakan langkah awal untuk memverifikasi hasil pemantauan rutin radioaktivitas di PPTN-Serpong. Penelitian

METODOLOGI Data

Source-Term

tahunan

di

reaktor G.A. siwabessy diperoleh dengan melakukan pemantauan buangan efluen gas meliputi partikulat, radioiodine dan gas mulia diudara sebelum dilepaskan ke atmosfer [2]. Pemantauan cerobong ini meliputi pencuplikan udara, pengukuran

228


sampel (partikulat dan udara) pengukuran langsung gas mulia.

radioaktivitas udara cerobong dapat dilihat pada Gambar 1.

dan

Metode pencuplikan dan pengukuran sampel. Metode pencuplikan udara yakni dengan "metode penyerapan" dengan cara mengalirkan sebagian udara pada cerobong yang akan dilepaskan ke atmosfer dengan menggunakan pompa hisap. Udara yang di cuplik dialirkan kedalam sebuah sistem pengukur (menggunakan fiber, filter, charcoal, ataupun ruang vessel), kemudian udara dialirkan kembali ke cerobong.

2.

tingkat

PRSG

radioaktivitas

di

Hasil pengukuran tingkat radioaktivitas udara cerobong dibaca di Ruang Pengukuran (R.I003), Ruang Kendali Utama (RKU) dan Ruang Kendali Darurat (RKD). Jika tingkat radioaktivitas melebihi batas tertentu maka sistem dapat memerintahkan sistem ventilasi untuk mengisolasi gedung sehingga udara dalam di dalam gedung reaktor tidak dibuang ke lingkungan melalui cerobong melainkan hanya disirkulasi di dalam gedung dan disaring menggunakan Hepa filter dan Charcoal Filter. [4]

TAT A KERJA Alat dan Bahan yang digunakan Stack Monitor, seperangkat alat cacah : Spektrometer-y (MCA) Tennelec dan perangkat lunak Gamma-Track untuk analisis aktivitas radionuklida gama pada charcoal danfilter.

Dari data yang diperoleh pada (Tabel 1.), kemudian di tentukan data Source-Term seperti ditunjukkan pada (Tabel 2), yaitu dihitung tingkat aktivitas radionuklida yang terukur dalam satuan Ci/tahun, diperoleh dari :

Cara Kerja Pencuplikan

Pengukuran cerobong.

di

Pengukuran tingkat radioaktivitas di cerobong digunakan metode penyerapan yakni dengan cara pencuplikan udara, dilakukan dengan mengalirkan sebagian udara yang akan dilepaskan ke atmosfer dengan menggunakan pompa hisap (dengan kecepatan seperti pada Tabel. 1). Udara yang di cuplik dialirkan kedalam sebuah sistem pengukur (menggunakan bahan penyerap : fiber filter, charcoal) dan ruang vessel, kemudian udara dialirkan kembali ke cerobong.

Metode pengukuran yang digunakan adalah metode spektrometri gama, dengan menggunakan detektor HpGe. Untuk radionuklida 1-131 diserap dengan menggunakan carbon cartride atau charcoal, untuk partikulat diserap dengan menggunakanfilter. [3]. Charcoal danfilter yang digunakan mempunyai efisiensi 99.99 %. Sedang untuk pengukuran gas mulia dibaca secara langsung pada alat yang terpasang di instalasi PRSG di Kios Pengukur (Gambar 1.) menggunakan detektor "Plastic Scintilator" dengan efisiensi relatif 10 %.

1.

ISSN 1410-6086

Aktivitas /volume (Ci/m3) x kecepatan alir udara (m3/jam)(8760 jam/tahun) (Ci/tahun)

udara

Pencuplikan udara di lakukan dengan menggunakan charcoal untuk menyerap 1131 dan menggunakan filter untuk menyerap partikulat di udara. Pencuplikan dilakukan langsung dari cerobong atau melalui Stack monitor pada waktu proses operasi reaktor berIangsung, dan sesekali waktu pada saat reaktor tidak beroperasi, sedangkan lama waktu pencuplikan (t, jam) dan kecepatan alir udara (kec, fe/jam) dapat dilihat pada Tabel 1. Sistem pengukuran tingkat

Kecepatan alir udara (Fe/jam) diko~versi ke (m3/jam), dengan cara sebagai berikut : (ftl/jam) (12)3(in)3 /(ft)3(2.56i (cmi/(1in)3(10r6 (m3)/ (1cm)3 = (m3/jam). Sistem pencuplikan dan pengukuran tingkat radioaktivitas udara cerobong dapat dijelaskan seperti pada Gambar 1. sebagai berikut :

229

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN Pusat Penelitian I/mu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK

Meter Flow

1[1 U

Gambar 3.

Pengukuran

ISSN 1410-6086

1. Sistem pengukuran tingkat radioaktivitas udara cerobong (TabeI. 1) menunjukkan bahwa tingkat aktivitas 1-131 pada carbon cartride berkisar antara (5.143xIO·14s/d 5.152xI0·ll) Ci/m3, tingkat aktivitas gas mulia (Ar-41) berkisar antara (12.58xlO·7 sId 12.98xlO's) Ci/m3, sedang hasil pengukuran partikulat hanya diperoleh satu jenis radionuklida yaitu Cs137 pada 2x pengukuran, sedang pad a lOx pengukuran lainnya tidak ditemukan adanya radionuklida. Tingkat aktivitas Cs-137 yang terukur berkisar antara (7 .324x 10.19 sId

sampel udara

Pengukuranl pencacahan sampel udara dilakukan langsung setelah pencuplikan selesai karena 1-131 mempunyai umur paro pendek yaitu 8 hari. Dari hasil pengukuran 113 I pada charcoal dan partikulat pada filter dalam sampel udara diperoleh data aktivitas 1-131.[3]. HASIL DAN PEMBAHASAN

7.813xlO·19)

Pencuplikan dan pengukuran sampel dimulai bulan Oktober 2006 sampai dengan bulan Nopember 2007, dilakukan 10 kali sampling pada waktu reaktor beroperasi dan 2 kali sampling pad a waktu reaktor tidak beroperasi. Daya maksimum reaktor beroperasi pada 30 MW, dan daya rerata pada 15 MW, dengan kecepatan alir udara rerata 70.02 Feljam. Dari hasil pengukuran

Ci/m3•

Diperoleh tingkat aktivitas radionuklida Cs-13 7 dalam partikulat berkisar antara (1.785xlO·14 sId 1.859xlO·14) Ci/tahun, dari kelompok gas mulia (Ar-41) sId 3.85818) berkisar antara (0.00389 Ci/tahun dan uotuk kelompok halogenida (I-131) yang terdeteksi berkisar antara (6.35IxlO'lO sId 5.767xlO·7) Ci/tahun.

230


Tabel1. Hasil pengukuran langsung radioaktivitas di lapangan 21.5 0Kee, 02-10-06 13-10-06 30 15 37.6489 0-30 116.25 - 25 02-08-07 27-02-07 03-08-07 48.9 120 90 15 31-10-07 28-02-07 25-07-07 15 840.2 195 02-11-07 22-07-07 15-11-07 100 24 Akt. Akt. 70.0166 -48.9 12.98xlO-s 15 22.0 12.58xl0-7 12.01xl0-7 23 22 12.58xl0-7 21.55.07xlO-s 9.60232 1O.04xlO-s 11.64xlO-s 120 30 112 ttd 12.66xl0-s 15 11.42x 25 21 2-1.752xl0-13 10-5 180 0.000992 5.152xl0-11 11.58xlO-s 12.98xl0-s 50 19 Akt. 9.67xlO-s 8.27xlO-s 9.34xlO-s 9.61xlO-s 3.13xlO-7 09.0453 Cs-137, operasi operasi 1-131, ttd Daya, -7.813xlO-19 5.152xl0-11 tidak 1.917xlO-13 op. ttd* 1.529xlO-11 5.143xl0-14 3.465xl0-2O 7.324xlO-19 9.693xlO-13 ttd Ci/m3 Ci/m3 ttd 15.137xl0-19 Fe/jam 4.644xlO-11 7.813xlO-19 ttd10-12 Tanggal Operasi/ t,jam 2.606xl0-13 4.401xlO-13 5.724xl0-12 7.565xl0-19 tidak 2.459x 5.319xl0-13 op. Ar-41, No 22-02-07

ISSN 1410-6086

(Ci/m3)

MW

Ci/m3

* Keterangan: ttd = tidak terdeteksi, batas deteksi (MDC= Minimum Cs-137 = 5.4 xlO-19 Ci/m3 dan 1-131 = 2.7xlO-14 Ci/m3 Dari Tabel 1. Terlihat bahwa ketika operasi atau tidak beroperasinya reaktor diperoleh hasil yang mendekati sarna, begitu juga dengan pengaruh daya hampir tidak berpengaruh, hal ini disebabkan antara lain oleh karena aktivitas yang terukur mendekati batas deteksi limit dari pada alat ukur yang digunakan. Disamping itu juga ada kemungkinan disebabkan karena tingkat aktivitas yang terukur memang sangat rendah, yaitu dengan rerata : 1.822xlO-14 Ci/tahun untuk radionuklida Cs-13 7 ; 1.73598 Ci/tahun untuk kelompok gas mulia dan 7.579xl0-s Ci/tahun untuk radionuklida 1-131. Sebagai pembanding untuk gas mulia diambil dari hasil monitoring secara rutin di

Detectable

Counting)

untuk

PRSG yaitu pada Alat 1 (KLK 06 CR 01) dengan menggunakan detektor "Plastic Scintilator" dan "Beta Ionisation chamber" pada Alat 2 (KLK 06 CR 02). Pada Alat 1 mempunyai range tingkat aktivitas lebih rendah yaitu lxl0-7 sid lx10-1 dibanding pada Alat 2 (KLK 06 CR 02) dengan range tingkat aktivitas lebih tinggi (kurang peka) lxlO-4 sid Ix102• Alat 2 dipakai untuk keadaan darurat I bila terjadi kecelakaan. Waktu pengambilan data pembanding disesuaikan dengan waktu dilakukan sampling udara. Jadwal sampling udara disesuaikan dengan jadwal operasi reaktor. Data pembanding dapat dilihat pada Tabel3.

231

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah RadioakJif-BATAN Pusat Penelitian llmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK

Tabel2.

Data Pengukuran

28-02-07 22-02-07 27-02-07 13-10-06 22-07-07 02-11-07 31-10-07 25-07-07 15-11-07 03-08-07 02-08-07 Tanggal No. 02-10-06

Source-Term

(Ci/tahun)

Ci/tahun ttd ttd 1.859x 10_14 6.821xlO,7 1.785xlO)4 3.85818 3.54733 1.822x 5226xlO,I6 0.00703 0.00389 1.41822 1.15991 5.767xlO,7 2.459xlO'9 ttd 6.617xlO,9 6.35IxlO·1O 1.785xlO)4 1.64821 1.47044 6.351 2.225xlO'9 5.622x ttd x3.6441xlO-14 10,10 lO's I0,14 -6.606xlO,9 5.767xlO,7 3.05973 7.579xlO's 1.888xlO,7 Akt. 0.00656 Cs-137, 1.047xlO,9 2.954xlO's Akt. Ar-41, 1-131, 2.45581 20.83181 2.19651 -0.00389 3.85818 I. 73598 1.34024

DATA NOBLE-GAS

Tabel3.

ISSN 1410-6086

(bacaan

langsung)

[4] --

1.67x 10'7 02-10-2006 22-02-2007 13-10-2006 xI0+1 28-02-2007 xx0.876 10's 25-07-2007 27-02-2007 03-08-2007 02-08-2007 22-07-2007 10'7 302-11-2007 15-11-2007 1-10-2007 21.752 x10--4 10,7 11.388 0.000002 10'7 Ci/m3 1I0.0013 10'4 -9.49x 2x 214I110--4 10--4 I0--4 10,7 I X 10'7 Tanggal8.76x 0+2 8.88x 0.876 1.02x 1.08x I10,1 10--4 06 01 CR(Alat 02 (Alat Ci/tahun I. 175.2 752 2.53x 1.67x 10,7 I0'1 -2Ciltahun 1.75xl0+2 -1226.4 87.6 8.76xlo,1 Ix 175.2 KLK KLK 06 CR 1) 2) Ci/m3

Keterangan

Konversi dari Ci/m3 menjadi Ci/tahun = Ci/tahun. udara (m3/jam)Gam/tahun)

232

adalah

aktivitas

(Ci/m3)

x kecepatan

alir

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah RadioakJif-BATAN Pusat Penelitian flmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK

kenyataan. Perbedaan ini kemungkinan disebabkan karena daya operasi rata-rata pada 15 MW, sedang asumsi perhitungan LAK dengan daya reaktor maksimum pada 30 MW. Sebagai data pembanding dari hasil perhitungan tersebut dapat dilihat pada Tabel 5 dan (Tabel 3. adalah hasil bacaan langsung).

Dari hasil pengukuran SourceTerm tahunan di Reaktor GA. Siwabbesy dibandingkan dengan hasil perhitungan dengan menggunakan program ORIGEN-2 (sumber LAK RSG-GAS, Tabel XII-6) [4], dapat di rangkum seperti pada Tabel 4. Dari hasil pengukuran diperoleh tingkat aktivitas rerata tahunan dari kelompok halogenida (1-131) yaitu 7.579xl0's Ci/tahun, kelompok noble-gas (Ar-41) yaitu 17.36xl0·1 Ciltahun dan dari partikulat diperoleh Cs-137 yaitu 1.822xl0' 14 Ciltahun. Hasil ini kemudian dibandingkan dengan hasil perhitungan dari asumsi produk fisi dari satu elemen bakar dengan daya reaktor maksimum menghasilkan 1.44xlO·3 Ciltahun 1-131 dan 2.91xl0-06 Ciltahun Cs-137, dan 27.2xlO'l Ciltahun Ar-41. Ternyata asumsi perhitungan LAK tidak sarna dengan Tabel4.

ISSN 1410-6086

Source-Term yang diperoleh sangat kecil dan berada dibawah deteksi limit alat ukur yang ada, sehingga tidak bisa mengukur secara rutin. Namun secara umum instalasi nuklir mempunyai standar fasilitas nuklir seperti reaktor, sehingga harus melakukan evaluasi dampak radiologi nuklir untuk mengevaluasi dosis penduduk di sekitar insntalasi. Jadi sebagai tujuan akhir dari data Source-Term yang didapatkan akan dipergunakan untuk evaluasi dosis penduduk.

Data Source-Term hasil pengukuran dibanding dengan hasil perhitungan (sumber LAK RSG-GAS, Tabel XII-6).

Jenis Pantauan LAK-RSG 7.579x 1O's 17.36xl0·1 Radioiodine Partikulat (Cs-13 (1-131) 7) Ci/tahun HasH1.822xl0'14 Pengukuran Mulia (Ar-41) 2.91xl0-6 1.44xlO-3 27.2xlO·1 No. Gas

Ci/tahun

Tabel 5. Laju pelepasan pad a cerobong (perhitungan model) (Sumber LAK RSG-GAS, Tabel XII-6). Nuklida Ci/jam

Ci/tahun 1,64 6,46 4,02 E-07* E-09 9,11 5,40 3,53 1,44 6,16 1,04 E-04 E-05 E-03 E-07 1,19 5,66 1,62 1,35 1,85 1,35 1,54 E-06 E-05 E-02 E-03 E-IO E-09 E-06

1-131

233

Cerobong


2.72 E00 Ci/tahun 2,45 5,20E-OI 9,83 4,36 4,16 1,71 2,35 2,68 8,53 4,75 5,94 E-002 1,12 E-OI E-04 E-02 4,97 2,80 1,95 E-02 E-02 E-08 E-03 E-08 E-03 E-02 Nuklida 1,62 8,33 1,83 1,76 9,51 E-04 1,85 E-OI E-ll E-08 E-03 1,27 2,91 3,40 9,88 9,62 7,52 2,73 3,32 1,73 8,68 1,48 1,37 2,22 1,54 1,17 2,18 3,11 2,53 7,47 1,90 1,99 3,79 1,97E-II 1,l3 1,86 8,53 3,32 3,88 1,34 2,17 2,54 2,28 8,58 1,69 1,10 2,49 1,45 E3,55 E-09 1,76 E-IO E-06 E-II E-08 E-06 EE-09 2,89 E-OS E-06 E-08 3,12 1,56 06 06 E-IO 07 E-13 EE-13 E-12 E-13 E-II E-15 E-09 E-IO 10II 12 3,20 6,09 3,66 6,95 E-07 E-II E-IO Kr-88 1,61 E-07 1,63 9,90 ECi/iam

ISSN 1410-6086

Cerobong

Sr-S9m Kr-83

KESIMPULAN

DAN SARAN

Tabel XlI-6) yaitu 1.44xlO·3 Ci/tahun untuk I-l3I, 2.9IxI0,06 Ci/tahun untuk Cs-l37, dan 27.2xI0·1 Ci/tahun untuk Ar-4l.

KE.sIMPULAN

Perbedaan tersebut disebabkan karena daya operasi reaktor rata-rata pada 15 MW (tidak maksimal), sedang asumsi perhitungan pada daya maksimal yakni 30 MW. Data hasil penentuan Source-Term tahunan di reaktor G.A. Siwabessy ini selanjutnya dapat dipergunakan untuk mengevaluasi dosis penduduk di sekitar daerah PPTN-Serpong pada saat operasi normal, dan dapat ditetapkan tingkat keselamatan radiasi

Dari hasil penelitian ini diperoleh data Source-Term tahunan di reaktor G.A. Siwabessy dari kelompok halogenida (I-131) yaitu 7.579x 10.8 Ci/tahun, kelompok noblegas (Ar-4l) yaitu 17.36xlO·1 Ci/tahun dan dari partikulat diperoleh Cs-137 yaitu 1.822x I 0.14 Ciltahun. Data hasil pengukuran yang diperoleh lebih kecil jika dibandingkan dengan hasil perhitungan menggunakan program ORIGEN-2 yaitu laju pelepasan pada Cerobong (Sumber LAK RSG-GAS,

234


estimasi 2. SAFETY REPORT SERIES NO.19, Generic Models for Use in Assessing the Impact of Discharges of Radioactive Substances to the Environment, IAEA, Vienna, 2001. 3. BATAN, Prosedur Analisis sampel radioaktivitas Lingkungan, Kep. Dirjen Batan No: 156/DJ/IV/98, 1998. 4. BIDANG KESELAMATAN, PRSGBA TAN, Laporan Kegiatan Subbidang Pengendalian Daerah Kerja, No. Ident : RSG.KK.O 1.06.61.08, Revisi : 00, Serpong, Tahun 2007 5. MANAJEMEN PEMBANGUNAN TENAGA ATOM, Rencana Pemantauan Lingkungan (RPL) Pusat Penelitian Tenaga Atom Nasional, Serpong, Oktober 1994. 6. P. MADE UDIY ANI, TH. RINA, Radioaktivitas Air Kolam Pada Kondisi Sistem Air Panas Beroperasi, hasil-hasil penelitian 1994-1995, ISSN 0854-5278.

lingkungan dengan membandingkan dosis tahunan penduduk terhadap Nilai Batas Dosis bagi penduduk yang ditentukan oleh BAPETEN sesuai SK Ka. BAPETEN No. 02/Ka-BAPETEN / V-99. SARAN. Sebaiknya PRSG bekerja sarna dengan PTKMR untuk melakukan kalibrasi terhadap alat ukur yang terpasang pada stack, selanjutnya bisa direncanakan untuk melakukan akreditasi laboratorium. Sebaiknya dilakukan juga identifikasi radionuklida untuk semua aktivitas yang diukur dan ada laporan tahunan SourceTerm. DAFT AR PUST AKA 1.

ISSN 1410-6086

J.U. BURNHAM, RADIATION PROTECTION, Point Lereau Generating Station, REV. 2, 1986.

235

PENENTUANSOURCE-TEKMTAHUNAN DI REAKTOR GA. SIW ABESSY

Recommend Documents