ESTIMASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PASKA PROGRAM DEKOMISIONING REAKTOR TRIGA MARK II BANDUNG
IMOBILISASI/ KONDISIONING
Immobilisasi atau kondisioning limbah radioaktif dilakukan dengan
menambahkan bahan matriks (semen, bitumen, resin, keramik, gelas, dsb) di dalam kontainer/wadah (shell beton, drum, bak steel, kontainer steel/Pb). Fungsi dari bahan matrik adalah untuk mengungkung dan mengikat radionuklida yang dikandung dalam limbah agar tidak mudah lepas ke lingkungan. Sedangkan fungsi dari kontainer/wadah tempat immobilisasi adalah untuk menahan terlepasnya radionuklida ke lingkungan dan juga untuk mencegah pengaruh kerusakan yang berasal dari sekitarnya selama penyimpanan/pembuangan.
Jenis bahan matrik yang dipakai tergantung dari jenis limbah dan aktivitas limbah yang diimmobilisasi, namun pada waktu ini bahan matrik yang banyak digunakan adalah semen/beton. Sedangkan jenis wadah tempat immobilisasi ini juga tergantung dari jenis aktivitas dan ukuran dari limbah yang diimmobilisasi disamping juga tergantung tujuan tempat penyimpanannya / pembuangan. Jenis wadah immobilisasi bisa dipakai adalah : drum 100 atau 200 liter ; shell beton : 950 atau 350 Iiter ; kontainer Pb; kontainer stainless steel ataupun bentuk shell/wadah khusus .
Pada proses immobilisasi menggunakan bahan matriks akan menghasilkan volume limbah akhir yang lebih besar karena adanya penambahan volume bahan matrik dan wadah immobilisasi dan ini tentunya akan mempengaruhi luas tempat
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN
117 penyimpanan/pembuangan yang diperlukan.
Dengan berkembangnya teknologi proses pengolahan limbah radioaktif maka sekarang telah dikembangkan pada skala industri ''Penggunaan Tenaga Microwave" untuk immobilisasi/ kondisioning limbah radioaktif. Dari proses ini diperoleh bahwa volume hasil akhir immobilisasi/kondisioning lebih kecil sehingga akan menghemat ruangan/tempat penyimpanan/pembuangan.
METODOLOGI
Penelitian dilakukan dengan cara melakukan studi literatur dan mempelajari data- data karakteristik komponen reaktor yang ada. Karakterisasi limbah radioaktif komponen reaktor Triga Mark II Bandung dilakukan berdasarkan data Inventarisasi radionuklida setelah reaktor shutdhown 5 tahun. Data-data tersebut meliputi data-data radionuklida yang teraktivasi, volume serta berat limbah seperti yang ditampilkan pada Tabel 1. Berdasarkan data tersebut dilakukan kajian dalam penentuan
metoda pengelolaannya. Metoda pengolahan yang dapat dilakukan antara lain dengan kondisioning dalam shell beton atau dengan cara kondisioning dalam wadah lain (seperti kapsul). Untuk itu perlu dilakukan analisis data menggunakan computer code microshield untuk mendapatkan aktivitas total dan paparan radiasinya. Limbah diasumsikan diolah dan dimasukkan dalam wadah, kemudian dengan menggunakan computer code microshield
diperoleh paparan radiasi kontak. Batasan pewadahan limbah berdasarkan volume limbah, berat limbah, aktivitas total dan paparan radiasi yang diijinkan. Perhitungan paparan radiasi dilakukan dengan asumsi menggunakan shell beton 950 liter, box besi dan pipa SS 304 dengan ketebalan masing-masing: 15, 0,5 dan 1 cm.
Dari data pustaka dan log-book serta hasil diskusi dengan manajemen dan operator reaktor Triga MarkII Bandung, diperoleh data- data sebagai berikut:
Tahapan operasi reaktor Triga Mark II, Bandung, yaitu
1. tahun 1965 - 1971 dengan daya 250 kW, EFPY = 2 tahun 2. tahun 1971 - 1996 dengan daya 1 MW, EFPY = 6,68 tahun 3. tahun 2001 – sekarang dengan daya 2 MW, EFPY = 0,68 tahun
Data inventarisasi limbah radioaktif yang akan digunakan sebagai dasar penghitungan ditampilkan pada Tabel 1.
Tabel 1. Inventariasi Limbah Radioaktif Hasil Program Dekomisioning Reaktor Triga Mark II Bandung[6] NO. KOMPONEN LIMBAH MATERIAL RADIO-NUKLIDA AKTIVITAS (Bq/gram) VOLUME
(Liter)
BERAT (gram)
1. Grid plate Al Fe-55, Co-60, Ni-63, Rb-82 1.08E+06 4,012 10.829
2. Supporting Core Al Fe-55, Co-60, Ni-63, Rb-82 1.55E+05 2,6 7.017
3. Supporting Thermal Core Al Fe-55, Co-60, Ni-63, Rb-82 2.00E+03 2,6 7.017
4. Reflektor Al, Grafit Fe-55, Co-60, Ni-63, Zn-65 dan 2.26E+05 573,785 960.171
5. Biologycal Shielding Concrete Fe-55, Co-60, Ni-63, Ba-133, Eu-152 1.63E+03 283.829,78 667.000.000
6. Control Rod Colum Al Fe-55, Ni-63, Zn-65, Pb-204 9.61E+05 0,95 2.564
7. Detector Rod Colum Al Fe-55, Ni-63, Zn-65, Pb-204 2.03E+05 13,195 35.612
8. Grafit Thermal Colum Inner Al Fe-55, Ni-63, Zn-65 1.15E+05 38,405 103.655
118
Colum Outer
10. Thermalizing Colum Inner Al Fe-55, Ni-63, Zn-65 1.18E+05 45,63 123.155
11. Thermalizing Colum Outer Al Fe-55, Ni-63, Zn-65 2.92E+03 23,75 64.096
12. Grafit Thermal Colum Inner Grafit H-3, C-14, Fe-55, Co-60, Eu-152, Eu-154 4.42E+02 1.828,80 2.926.080
13. Grafit Thermal Colum Inner Grafit H-3, C-14, Fe-55, Co-60, Eu-152, Eu-154 4.42E+02 491,172 785.875
14. Grafit Thermal Colum Boral Be-10, Cl-36, K-40, Fe-55 8.88E+02 49,795 11.651
15. Thermalizing Colum Boral Be-10, Cl-36, K-40, Fe-55 8.88E+02 38,94 9.113
HASIL DAN PEMBAHASAN
Tabel 2 menampilkan hasil perhitungan paparan radiasi limbah radioaktif saat belum ada
shielding dan setelah ada shielding (penahan radiasi). Perhitungan dilakukan berdasarkan asumsi akan dimasukkan dalam wadah limbah sesuai jenis material dan volumenya. Sedangkan wadah limbah yang akan digunakan diasumsikan sebagai shielding. Aktivitas limbah yang paling tinggi sebelum ada shielding adalah Biological Shielding, tapi aktivitas jenisnya yang paling
tinggi adalah Control Rod Colum, Detector Rod Colum dan Thermalizing Colum Inner (Al).Biological Shielding aktivitasnya lebih tinggi dalam perhitungan karena volume limbahnya lebih banyak dibanding yang lain dan waktu EFPY-nya lama. Control Rod Colum dan Detector Rod aktivitas jenis dan paparan radiasinya lebih tinggi karena termasuk komponen yang paling dekat bahan bakar, sedangkan Thermalizing Colum Inner (Al) karena teraktivasi dalam waktu EFPY yang lama.
Tabel 2. Hasil Perhitungan Paparan Radiasi Komponen Limbah Radiaktif
NO. KOMPONEN LIMBAH
PAPARAN (mR/jam) MATERI/BAHAN SHIELD-ING TANPA SHIELDING DENGAN SHIELDING
1. Grid plate 3,562 x 101 7,140 x 10-1 Beton
2. Supporting Core 4,172 x 102 7,700 x 10-2 Beton
3. Supporting Thermal Core 3,140 x 10-2 1,98 x 10-3 Beton
4. Reflektor 8,196 x 101 2,5 X 101 Besi
5. Biologycal Shielding 2,610 x 103 1,365 x 102 Beton
6. Control Rod Colum 4,149 x 102 1,115 x 102 SS 304
7. Detector Rod Colum 4,148 x 102 1,710 x 102 SS 304
8. Grafit Thermal Colum Inner (Al) 5,590 x 101 5,330 x 100 Beton
9. Grafit Thermal Colum Outer (Al) 8,120 x 10-1 9,300 x 10-2 Beton
10. Thermalizing Colum Inner (Al) 1,140 x 102 1,082 x 101 Beton
11. Thermalizing Colum Outer (Al) 1,278 x 101 1,030 x 10-1 Beton
12. Grafit Thermal Colum Inner (Grafit) 2,712 x 10-1 3,760 x 10-2 Beton
13. Grafit Thermal Colum Inner (Grafit) 1,770 x 101 2,39 x 100 Beton
14. Grafit Thermal Colum (Boral) 1,421 x 100 6,266 x 10-4 Beton
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN
119 Dari hasil penelitian diperoleh karaktristik
limbah radioaktif komponen reaktor yang telah menjadi limbah. Tabel 3 menampilkan skenario pengolahan limbah radioaktif. Limbah diolah dengan cara kondisioning dalam wadah dengan mempertimbangkan antara lain: material, volume dan berat limbah serta paparan radiasi. Limbah ditempatkan dalam suatu wadah dan dikelompokkan berdasarkan materialnya. Pemilihan wadah dilakukan berdasarkan besaran paparan radiasi pada kontak dan bentuk geometri/dimensi dari komponen limbah yang akan diolah. Dari parameter tersebut, maka wadah yang digunakan adalah shell beton 950 liter sebanyak 303 buah, box besi sebanyak 1 buah dan pipa (kapsul) SS sebanyak 2 buah. Penggunaan shell beton 950 liter paling banyak digunakan untuk kondisioning limbah Biologycal shielding karena volumenya yang sangat banyak
yaitu 283.829,78 liter dengan berat 667.000.000 gram. Jumlah tersebut dengan asumsi limbah
Biologycal shielding diilakukan dismantling dan diolah, tapi masih ada opsi lain yaitu dengan cara dikubur (tidak semua diwadahi shell). Pemilihan wadah box besi untuk pengolahan limbah reflector, karena menyesuaikan dimensinya yang lebih besar. Begitu juga pemilihan pipa (kapsul) SS-304 sebagai wadah Control Rod Colum dan
Detector Rod Colum karena menyesuaikan dimensi dan bentuk geometrinya.
Sedangkan limbah Grid plate, Supporting Core, Supporting Thermal Core, Grafit Thermal Colum Inner (Al), Grafit Thermal Colum Outer (Al),Thermalizing Colum Inner (Al)
dan Thermalizing Colum Outer (Al) ditempatkan dalam satu wadah karena volume dan paparan radiasinya memungkinkan.
TABEL 3. Pengolahan Limbah Radioaktif Yang ditimbulkan Progam Dekomisioning Reaktor Triga Mark II Bandung.
NO. WADAH PENGOLAHAN METODA ISI LIMBAH PAPARAN KONTAK (mR/jam)
KEBUTUHAN WADAH
1. Shell beton 950 liter Kondisioning
Grid plate Supporting Core Supporting Thermal Core Grafit Thermal Colum Inner (Al) Grafit Thermal Colum Outer (Al) Thermalizing Colum Inner (Al) Thermalizing Colum Outer (Al)
1,71 x 101 1
2. Shell beton
950 liter Kondisioning Biologycal shielding 1,365 x 102 245 3. Shell beton 950 liter Kondisioning Grafit Thermal Colum Inner
(Grafit) 3,760 x 10
-2 3
4. Shell beton 950 liter Kondisioning Grafit Thermal Colum Inner (Grafit) 2,39 x 100 1
5. Shell beton 950 liter Kondisioning Grafit Thermal Colum (Boral)
Thermalizing Colum (Boral) 8,20 x 10
-4 3
6. Box Besi Kondisioning Reflektor 2,5 X 101 1
7. Kapsul SS 304 Kondisioning Control Rod Colum 1,115 x 102 1
8. Kapsul SS
304 Kondisioning Detector Rod Colum 1,710 x 10
120
KESIMPULAN
Paparan radiasi tertinggi pada kontak setelah diwadahi adalah 1,710 x 102mR/h.
Metode pengolahan yang dipilih adalah kondisioning dengan menggunakan wadah berupa: shell beton 950 liter, box besi dan sistem kapsul (pipa SS 304). Junlah wadah yang digunakan sebanyak: 303 buah shell beton 950 liter, 1 buah box besi dan 2 buah pipa SS 304.
DAFTAR PUSTAKA
[1]. BAPETEN, “Surat No. : International Atomic Energy Agency (2002),
Radiological Characterization of Shut Down Nuclear Reactor for Decommissioning Purposes, IAEA-TRS No. 389, Vienna.
[2]. ANONYMOUS, Reaktor Triga 2000
Bandung, Available: http://airamadhan.wordpress.com/2008/05/
27/reaktor-triga-2000-bandung/ diakses pada 5 November 2012.
[3]. DARYOKO, M., and GUNANDJAR,
Inventarisasi Radionuklida dalam Komponen Nuklir, Jurnal Teknologi Pengolahan Limbah, ISSN 1410-9565, Volume 6 Nomor 1, Jakarta tahun 2003. [4]. 1459/P 01/PTBN/V/2008 yang mengacu
pada Safety Standard Series nomor GSG- 1”, 2009.
[5]. SURYANTORO,”Pengolahan Limbah Radioaktif Padat”, Pelatihan Pengelolaan Limbah Radioaktif, PTLR-BATAN, Serpong, 16-27 September 2013.
[6]. DARYOKO, M., dkk,”Perhitungan Perkiraan Biaya Pengelolaan Limbah Pada Perencanaan Dekomisioning Reaktor Triga Mark II Bandung”, Laporan Program Insentif Peningkatan Kemampuan Peneliti dan Perekayasa, 2012.
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN
121
