PE E TUA SOURCE-TERM TAHU A DI REAKTOR GA. SIWABESSY

Transkripsi

1 PE E TUA SOURCE-TERM TAHU A DI REAKTOR GA. SIWABESSY Sudiyati*, Unggul Hartoyo**, ugraha Luhur**, Syahrir* *Pusat Teknologi Limbah Radioaktif- BATAN ** Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN ABSTRAK PE E TUA SOURCE-TERM TAHU A DI REAKTOR GA. SIWABESSY. Radionuklida 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 DETERMI ATIO OF SOURCE TERM FOR A A UAL STACK RELEASE OF GAS REACTOR G.A. SIWABESSY. Releases of radionuclide from 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 from the Safety Analyses report (SAR) of RSG-GAS. The measurement results are smaller than the data reported in SAR document. PE DAHULUA Dalam operasi instalasi nuklir di PPTN Serpong ada sejumlah zat radioaktif yang terlepas ke atmosfer, namun konsentrasinya relatif rendah sehingga umumnya tidak terdeteksi pada pemantauan berkala yang dilaksanakan oleh bidang Keselamatan Lingkungan pada 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. 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 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.[1] 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. 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

2 sampel (partikulat dan udara) dan pengukuran langsung gas mulia. 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. Metode pengukuran yang digunakan adalah metode spektrometri gama, dengan menggunakan detektor HpGe. Untuk radionuklida I-131 diserap dengan menggunakan carbon cartride atau charcoal, untuk partikulat diserap dengan menggunakan filter. [3]. Charcoal dan filter yang digunakan mempunyai efisiensi %. 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 %. TATA KERJA Alat dan Bahan yang digunakan Stack Monitor, seperangkat alat cacah : Spektrometer-γ (MCA) Tennelec dan perangkat lunak Gamma-Track untuk analisis aktivitas radionuklida gama pada charcoal dan filter. Cara Kerja 1. Pencuplikan udara Pencuplikan udara di lakukan dengan menggunakan charcoal untuk menyerap I- 131 dan menggunakan filter untuk menyerap partikulat di udara. Pencuplikan dilakukan langsung dari cerobong atau melalui Stack monitor pada waktu proses operasi reaktor berlangsung, dan sesekali waktu pada saat reaktor tidak beroperasi, sedangkan lama waktu pencuplikan (t, jam) dan kecepatan alir udara (kec, ft 3 /jam) dapat dilihat pada Tabel 1. Sistem pengukuran tingkat radioaktivitas udara cerobong di PRSG dapat dilihat pada Gambar Pengukuran tingkat radioaktivitas di cerobong. 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. Hasil pengukuran tingkat radioaktivitas udara cerobong dibaca di Ruang Pengukuran (R.1003), 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] 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, diperoleh dari : Aktivitas /volume (Ci/m 3 ) x kecepatan alir udara (m 3 /jam)(8760 jam/tahun) = () Kecepatan alir udara (Ft 3 /jam) dikonversi ke (m 3 /jam), dengan cara sebagai berikut : (ft) 3 /jam) (12) 3 (in) 3 /(ft) 3 (2.56) 3 (cm) 3 /(1in) 3 (10) -6 (m 3 )/ (1cm) 3 = (m 3 /jam). Sistem pencuplikan dan pengukuran tingkat radioaktivitas udara cerobong dapat dijelaskan seperti pada Gambar 1. sebagai berikut : 229

3 Gambar 1. Sistem pengukuran tingkat radioaktivitas udara cerobong 3. Pengukuran sampel udara Pengukuran/ pencacahan sampel udara dilakukan langsung setelah pencuplikan selesai karena I-131 mempunyai umur paro pendek yaitu 8 hari. Dari hasil pengukuran I- 131 pada charcoal dan partikulat pada filter dalam sampel udara diperoleh data aktivitas I-131.[3]. HASIL DA PEMBAHASA 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 pada waktu reaktor tidak beroperasi. Daya maksimum reaktor beroperasi pada 30 MW, dan daya rerata pada 15 MW, dengan kecepatan alir udara rerata Ft 3 /jam. Dari hasil pengukuran (Tabel. 1) menunjukkan bahwa tingkat aktivitas I-131 pada carbon cartride berkisar antara (5.143x10-14 s/d 5.152x10-11 ) Ci/m 3, tingkat aktivitas gas mulia (Ar-41) berkisar antara (12.58x10-7 s/d 12.98x10-5 ) Ci/m 3, sedang hasil pengukuran partikulat hanya diperoleh satu jenis radionuklida yaitu Cs- 137 pada 2x pengukuran, sedang pada 10x pengukuran lainnya tidak ditemukan adanya radionuklida. Tingkat aktivitas Cs-137 yang terukur berkisar antara (7.324x10-19 s/d 7.813x10-19 ) Ci/m 3. Diperoleh tingkat aktivitas radionuklida Cs-137 dalam partikulat berkisar antara (1.785x10-14 s/d 1.859x10-14 ), dari kelompok gas mulia (Ar-41) berkisar antara ( s/d ) dan untuk kelompok halogenida (I-131) yang terdeteksi berkisar antara (6.351x10-10 s/d 5.767x10-7 ). 230

4 Tabel 1. Hasil pengukuran langsung radioaktivitas di lapangan (Ci/m 3 ) o Tanggal Operasi/ tidak Op. t, jam Daya, MW Kec, Ft 3 /jam Akt. Ar-41, Ci/m 3 Akt. I-131, Ci/m 3 Akt. Cs-137, Ci/m operasi x x10-13 ttd* tidak op x x10-13 ttd tidak op x x10-13 ttd operasi x10-5 ttd ttd operasi x x10-11 ttd operasi x x x operasi x x x operasi x x10-13 ttd operasi x10-5 ttd ttd operasi x10-5 ttd ttd operasi x x10-13 ttd operasi x x10-14 ttd Σ x x10-19 Rentang x x x x x x10-19 Rerata x x x10-19 Dev. Standar x x x10-20 * Keterangan: ttd = tidak terdeteksi, batas deteksi (MDC= Minimum Detectable Counting) untuk Cs-137 = 5.4 x10-19 Ci/m 3 dan I-131 = 2.7x10-14 Ci/m 3 Dari Tabel 1. Terlihat bahwa ketika operasi atau tidak beroperasinya reaktor diperoleh hasil yang mendekati sama, 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 : 1.822x10-14 untuk radionuklida Cs-137 ; untuk kelompok gas mulia dan 7.579x10-8 untuk radionuklida I-131. Sebagai pembanding untuk gas mulia diambil dari hasil monitoring secara rutin di 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 1x10-7 s/d 1x10-1 dibanding pada Alat 2 (KLK 06 CR 02) dengan range tingkat aktivitas lebih tinggi (kurang peka) 1x10-4 s/d 1x10 2. Alat 2 dipakai untuk keadaan darurat / 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 Tabel

5 Tabel 2. Data Pengukuran Source-Term () o. Tanggal Akt. Cs-137, Akt. Ar-41, Akt. I-131, ttd x ttd x ttd x ttd ttd ttd x x x x x ttd x ttd ttd ttd ttd ttd x ttd x10-10 Σ x x10-7 Rentang 1.785x x x x10-7 Rerata 1.822x x10-8 Dev. Standar 5226x x10-7 Tabel 3. DATA OBLE-GAS ( bacaan langsung ) [4] o. Tanggal KLK 06 CR 01 (Alat 1) KLK 06 CR 02 (Alat 2) Ci/m 3 Ci/m x x x x x x x x x x x x x x x x x x x x x x x x Σ Rentang 1x x x x x x x10 +2 Rerata 1.67x x x x10 +2 Dev. Standar 8.88x x x x10-7 Keterangan : Konversi dari Ci/m 3 menjadi adalah aktivitas (Ci/m 3 ) x kecepatan alir udara (m 3 /jam)(jam/tahun) =. 232

6 Dari hasil pengukuran Source- Term 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 (I-131) yaitu 7.579x10-8, kelompok noble-gas (Ar-41) yaitu 17.36x10-1 dan dari partikulat diperoleh Cs-137 yaitu 1.822x Hasil ini kemudian dibandingkan dengan hasil perhitungan dari asumsi produk fisi dari satu elemen bakar dengan daya reaktor maksimum menghasilkan 1.44x10-3 I-131 dan 2.91x10-06 Cs-137, dan 27.2x10-1 Ar-41. Ternyata asumsi perhitungan LAK tidak sama dengan 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). 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. Tabel 4. Data Source-Term hasil pengukuran dibanding dengan hasil perhitungan (sumber LAK RSG-GAS, Tabel XII-6). o. Jenis Pantauan Hasil Pengukuran LAK-RSG 1. Gas Mulia (Ar-41) 17.36x x Radioiodine (I-131) 7.579x x Partikulat (Cs-137) 1.822x x10-6 Tabel 5. Laju pelepasan pada cerobong (perhitungan model) (Sumber LAK RSG-GAS, Tabel XII-6). Nuklida Halogenida I-131 I-132 I-133 I-134 I-135 Br-82 Br-83 Jumlah Ci/jam 1,64 E-07* 1,04 E-07 6,16 E-07 4,02 E-09 6,46 E-07 1,35 E-10 1,85 E-09 1,54 E-06 Cerobong 1,44 E-03 9,11 E-04 5,40 E-03 3,53 E-05 5,66 E-03 1,19 E-06 1,62 E-05 1,35 E

7 Nuklida Volateli rendah Sr-89 Sr-90 Y-90 Y-91 Zr-95 Nb-95 Ru-103 Rh-103 m Ru-106 Rh-106 Sn-125 Sb-125 Te-127 m Te-129 m Te-131 m Te-132 Cs-137 Ba-140 La-140 Ce-141 Ce-144 Pr-144 Nd-147 Sm-151 Jumlah Gas mulia fisi Kr-83 m Kr-85 Kr-85 m Kr-88 Xe-131 m Xe-133 Xe-133 m Xe-135 Xe-135 m Xe-138 Jumlah Ci/jam 1,83 E-11 1,13 E-13 3,79 E-10 1,97 E-11 1,86 E-11 3,66 E-11 6,95 E-10 9,90 E- 11 2,17 E-13 8,58 E-12 1,69 E-13 1,10 E-13 2,89 E- 12 1,56 E-10 3,12 E-10 1,45 E-10 3,32 E-10 8,53 E- 10 3,88 E-10 2,54 E-11 2,28 E-11 1,34 E-11 2,49 E-11 1,76 E-15 3,55 E-09 1,85 E-03 1,76 E-08 9,51 E-03 2,68 E-02 1,95 E-03 1,12 E-02 2,80 E-02 5,94 E-03 4,97 E-08 4,75 E-08 8,53 E-02 Cerobong 1,61 E-07 9,88 E-10 3,32 E-06 1,73 E-07 1,63 E-07 3,20 E-07 6,09 E-06 8,68 E- 07 1,90 E-09 7,52 E-08 1,48 E-09 9,62 E-10 2,53 E-08 1,37 E-06 2,73 E-06 1,27 E- 06 2,91 E- 06 7,47 E-06 3,40 E- 06 2,22 E-07 1,99 E-07 1,17 E-07 2,18 E-07 1,54 E-11 3,11 E-05 1,62 E-01 1,54 E-04 8,33 E-01 2,35 E-02 1,71 E-01 9,83 E-01 2,45 E-002 5,20 E- 01 4,36 E-04 4,16 E E- 00 KESIMPULA DA SARA KESIMPULA Dari hasil penelitian ini diperoleh data Source-Term tahunan di reaktor G.A. Siwabessy dari kelompok halogenida (I-131) yaitu 7.579x10-8, kelompok noblegas (Ar-41) yaitu 17.36x10-1 dan dari partikulat diperoleh Cs-137 yaitu 1.822x 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, Tabel XII-6) yaitu 1.44x10-3 untuk I-131, 2.91x10-06 untuk Cs-137, dan 27.2x10-1 untuk Ar-41. 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 234

8 lingkungan dengan membandingkan estimasi dosis tahunan penduduk terhadap Nilai Batas Dosis bagi penduduk yang ditentukan oleh BAPETEN sesuai SK Ka. BAPETEN No. 02/Ka-BAPETEN / V-99. SARA. Sebaiknya PRSG bekerja sama 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 Source- Term. DAFTAR PUSTAKA 1. J.U. BURNHAM, RADIATION PROTECTION, Point Lereau Generating Station, REV. 2, SAFETY REPORT SERIES N0.19, Generic Models for Use in Assessing the Impact of Discharges of Radioactive Substances to the Environment, IAEA,Vienna, BATAN, Prosedur Analisis sampel radioaktivitas Lingkungan, Kep. Dirjen Batan No: 156/DJ/IV/98, BIDANG KESELAMATAN, PRSG- BATAN, Laporan Kegiatan Subbidang Pengendalian Daerah Kerja, No. Ident : RSG.KK , Revisi : 00, Serpong, Tahun MANAJEMEN PEMBANGUNAN TENAGA ATOM, Rencana Pemantauan Lingkungan (RPL) Pusat Penelitian Tenaga Atom Nasional, Serpong, Oktober P. MADE UDIYANI, TH. RINA, Radioaktivitas Air Kolam Pada Kondisi Sistem Air Panas Beroperasi, hasil-hasil penelitian , ISSN