PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF TINGKAT TINGGI DAN
BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS DI PTNBR
Rini Heroe Oetami
Endang Kurnia, Zainal Arifin, Soleh Sofyan, Widanda Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri
ABSTRAK
PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF TINGKAT TINGGI DAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS DI PTNBR. Pengoperasian reaktor TRIGA 2000 lebih dari 30 tahun telah
menimbulkan limbah radioaktif dan bahan bakar nuklir bekas. Jenis limbah tersebut adalah limbah radioaktif padat tingkat tinggi yang ditimbulkan dari kegiatan up grading reaktor pada tahun 1971 dan 1996, sedangkan bahan bakar nuklir bekas ditimbulkan dari pengoperasian reaktor TRIGA 2000 sejak tahun 1965 sampai dengan 2003. Pengelolaan limbah radioaktif bertujuan untuk menghindari bahaya atau potensi bahaya dan dampaknya terhadap, pekerja, masyarakat dan lingkungan hidup. Tahapan pengelolaan teknis meliputi pengumpulan, proses, penyimpanan sementara dan pembuangan limbah radioaktif. Penyiapan perencanaan, prosedur, peralatan, sumber daya manusia dan teknik proteksi radiasi juga diterapkan dalam kegiatan ini. Limbah yang dikelola adalah limbah radioaktif padat sisa up grading sebanyak 1566 kg dengan laju paparan tertingi 14000 mR/jam dan bahan bakar nuklir bekas sebanyak 107 buah dan 4 fuel follower control rod, sedangkan dosis yang diterima pekerja dari kegiatan ini tidak melebihi nilai batas dosis yang berlaku. Saat ini limbah radioaktif padat tingkat tingkat tinggi disimpan dalam fasilitas penyimpanan limbah sementara di PTNBR dan bahan bakar nuklir bekas telah dikirim kembali ke negara asal.
Kata Kunci: limbah radioaktif, proteksi radiasi
ABSTRACT
HANDLING OF HIGH LEVEL RADIOACTIVE WASTE AND NUCLEAR SPENT FUEL IN PTNBR. Operation of TRIGA 2000 reactor for more than 30 years have generated
radioactive waste and spent fuel elements. Types of radioactive waste is high level solid radioactive waste which generated from activity of reactor up grading in the year 1971 and 1996, while spent fuel elements generated from operation of reactor of TRIGA 2000 since 1965 up to 2003. The objectives of management of radioactive waste is to avoid the hazard or potential hazard and its impact to workers, environment and public. Technical handling steps covered were collecting, processing, temporary storage and disposal of radioactive waste. The planning, procedure, equipments, human resource and technique of radiation protection is also applied. High level activity of solid radioactive waste were 1566 kg with the highest exposure of 14000 mR/hour, 107 spent fuel elements and 4 fuel follower control rod, while personal dose received by worker from this activity is not exceed the dose limit. The high level of solid radioactive waste is now kept in temporary storage facility in PTNBR and the spent fuel elements were sent to its country origin.
PENDAHULUAN
Reaktor pertama yang dimiliki BATAN adalah reaktor Triga Mark II dengan daya 250 kW yang berdiri dan dioperasikan sejak tahun 1965 dan berlokasi di Bandung. Setelah mengalami peningkatan daya (up grading) sebanyak 2 kali yaitu pada tahun 1971 dan 1996, pada saat ini reaktor Triga Mark II telah berganti nama menjadi reaktor TRIGA 2000 dengan daya 2 MW. Reaktor TRIGA 2000 adalah instalasi nuklir yang dimiliki oleh Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri (PTNBR) selain fasilitas produksi radioisotop dan laboratorium radiasi lainnya. Reaktor TRIGA 2000 merupakan reaktor dengan daya termal 2000 kW, berbahan bakar U-235 (pengkayaan 20 %) dan berpendingin air ringan (light
water). Sepanjang berdirinya reaktor pertama BATAN ini selama lebih dari 30 tahun telah
ditimbulkan limbah radioaktif dari jenis padat, cair dan gas dan dapat digolongkan kepada limbah dengan tingkat radioaktivitas rendah, sedang dan tinggi yang berasal dari pengoperasian reaktor dan fasilitas radiasi lainnya di PTNBR.
Limbah radioaktif adalah zat radioaktif dan atau bahan serta peralatan yang telah terkena zat radioaktif atau menjadi radioaktif karena pengoperasian instalasi nuklir atau instalasi yang memanfaatkan radiasi pengion yang tidak dapat digunakan lagi[4].
Pengelolaan limbah radioaktif dari instalasi penimbul limbah harus mengikuti ketentuan didalam UU No.10 tahun 1997 tentang Ketenaganukliran dan Peraturan Pemerintah No. 27 tahun 2002 tentang Pengelolaan Limbah Radioaktif serta peraturan terkait lainnya dari badan yang berwenang diantaranya adalah Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) dan Badan tenaga Nuklir Internasional (IAEA). Tujuan pengelolaan limbah radioaktif adalah untuk menghindari bahaya atau potensi bahaya dan dampaknya terhadap, pekerja, masyarakat dan lingkungan hidup.
Pengoperasian reaktor TRIGA 2000 pada umumnya menghasilkan limbah radiaoktif padat dengan aktivitas rendah sampai tinggi, limbah radioaktif cair dengan aktivitas rendah dan efluen gas radioaktif yang dikelola dengan sistem ventilasi. Sistem ventilasi gedung reaktor dirancang sedemikian sehingga selama reaktor beroperasi, ruang dalam gedung reaktor akan mempunyai tekanan udara yang lebih rendah dari tekanan udara luar, sehingga zat radioaktif yang mungkin ada di dalam ruang gedung reaktor tidak akan lepas kelingkungan. Limbah cair maupun semi cair (resin) disimpan dalam wadah dan tidak dibuang kelingkungan. Limbah radioaktif padat dapat berupa kertas, plastik atau logam dengan aktivitas rendah sampai tinggi dan bahan bakar nuklir bekas. Dalam makalah dibahas pengelolaan limbah radioaktif tingkat tinggi dan bahan bakar nuklir bekas serta ditinjau dari aspek keselamatan radiologi.
Metodologi yang digunakan dalam pengelolaan limbah radiaoktif tingkat tinggi ini adalah dengan metode pengumpulan, pewadahan, pegukuran laju paparan dan tingkat kontaminasi permukaan wadah, penyimpanan sementara dan pengiriman ke negara asal.
BAHAN DAN TATA KERJA
Pengelolaan limbah radioaktif tingkat tinggi pasca peningkatan daya reaktor dan bahan bakar nuklir bekas meliputi tiga tahapan kerja utama yaitu tahap persiapan, tahap pemrosesan dan pembuangan akhir. Selama pengelolaan limbah radioaktif diterapkan prinsip proteksi radiasi untuk tercapainya pengendalian radiasi dan keselamatan radiologi.
I.
Tahap persiapan.Tahap persiapan dimulai dengan menginventarisasi jenis pekerjaan dan memperkirakan jenis bahaya radiasi yang dapat diakibatkan oleh limbah radioaktif tingkat tinggi dan bahan bakar nuklir bekas. Setelah jenis pekerjaan ditetapkan dilakukan persiapan peralatan survei, peralatan cacah, peralatan pemantau radiasi, pemantau dosis personil, tanda radiasi dan fasilitas dekontaminasi. Persiapan juga dilakukan untuk wadah limbah, kendaraan pemindah (forklift dan crane), kendaraan pengangkut, shielding dan fasilitas penyimpan limbah. Alat bahan bantu kerja disiapkan juga misalnya: transfer cask, tali tambang, plastik berbentuk lembaran atau kantong, penjepit bertangkai (tong),
radiacwash, kertas merang, dan sealtape. Kelengkapan keselamatan diri misalnya werck pak, jas lab, shoe cover, tutup kepala plastik, helm dan apron dipersiapkan untuk
melindungi pekerja radiasi. Penyediaan ruang dekontaminasi personil dilakukan agar pekerja yang terkontaminasi dapat membersihkan dirinya dari kontaminan setelah selesai bekerja. Wadah limbah dipersiapkan untuk mewadahi limbah radioaktif yang dihasilkan dari setiap pekerjaan dan ditandai dengan tanda-tanda radiasi yang sesuai.
Selain melakukan persiapan teknis, dilakukan pula persiapan administratif diantaranya adalah prosedur kerja, prosedur penyimpanan limbah, jadwal tugas personil, permohonan izin pengangkutan dari BAPETEN. Pada pekerjaan pengelolaan limbah radioaktif tingkat tinggi sangat penting untuk mempersiapkan shift tugas personil untuk membatasi terimaan dosis pada pekerja radiasi.
II. Tahap Pemrosesan
A. Limbah radioaktif tingkat tinggi
Pembongkaran teras reaktor pada pekerjaan up grading menimbulkan limbah radioaktif padat tingkat tinggi yang berasal dari struktur teras reaktor. Limbah radioaktif padat tingkat tinggi tersebut merupakan komponen teras yang tidak dipergunakan lagi dan akan disimpan sementara sebelum dikirim ke pusat pengelolaan limbah radioaktif di P2LR Serpong. Pengeluaran limbah tingkat tinggi dengan berbagai ukuran dari dalam teras
dilakukan dengan menggunakan crane dan dipindahkan ke bak penampung terbuat besi berukuran 2,54 m x 2,67 m x 1,95 m yang berlokasi di sisi kiri pintu utama gedung reaktor sebelah utara. Penggunaan crane selain untuk memudahkan pemindahan juga berfungsi untuk menjaga jarak antara pekerja radiasi dan sumber sehingga paparan yang diterima kan lebih rendah dengan jarak yang makin jauh. Limbah padat yang terdiri dari berbagai ukuran dan bentuk serta memancarkan radiasi dengan laju paparan yang tinggi diukur laju paparan radiasi gammanya dengan menggunakan survey meter Babyline dan masing-masing ditandai dengan tanda radiasi dan dicatat dalam dokumen yang telah dipersiapkan.
Setelah seluruh limbah terkumpul di dalam bak penampung sementara, maka selanjutnya disekeliling penampung diberi tali pembatas dan dipasang dengan tanda radiasi untuk peringatan dan membatasi seseorang mendekati sumber radiasi tersebut.
B. Bahan bakar nuklir bekas
Bahan bakar nuklir bekas yang tersimpan di spent fuel facility dipindahkan ke bulk
shielding facility (BSF) dengan menggunakan transfer cask biru yang khusus hanya
digunakan untuk memindahkan bahan bakar nuklir. Setiap bahan bakar nuklir bekas yang akan disiapkan untuk pengiriman harus diuji dengan go no go test untuk memastikan keadaan bahan bakar dan melihat kemungkinan kebocoran atau kelainan lainnya yang mungkin akan menjadi penyebab kontaminasi pada wadah. Bahan bakar yang telah diperiksa ini satu persatu dimasukkan kedalam basket yang telah diletakkan didalam inner
shield sampai basket penuh. Setelah inner shield penuh, kemudian inner shield diangkat
ke permukaan air dengan menggunakan crane dan segera dilakukan dekontaminasi pada permukaannya dengan menyiramkan air bersih dan dikeringkan dengan kain penyerap. Setelah kering kemudian diukur laju paparannya dan dicatat kemudian dikeluarkan dari gedung reaktor dengan menggunakan forklift, selanjutnya inner shield ini dimasukkan kedalam shipping cask. Kembali pengukuran laju paparan permukaan dilakukan pada permukaan shipping cask. Proses ini dilakukan untuk 107 buah bahan bakar nuklir bekas dan 4 fuel follower control rod.
Setelah semua elemen bakar masuk kedalam basket dan shipping cask maka dilakukan pengukuran radiasi gamma pada permukaan shipping cask dan dari jarak 1 meter sebelum dan setelah impact limiter dipasang. Pengukuran kontaminasi beta-gamma juga dilakukan untuk permukaan shipping cask.
III. Tahap Penyimpanan Sementara dan Pengiriman Limbah A. Penyimpanan sementara limbah radioaktif tingkat tinggi
Tahap terakhir dari pengelolaan limbah radioaktif padat tingkat tinggi adalah pengiriman dan penyimpanan. Untuk limbah radioaktif padat tingkat tinggi PTNBR
seharusnya dikirim ke PTLR namun dengan adanya kendala biaya pengelolaan maka untuk sementara PTNBR masih menyimpan limbah tersebut.
Tempat penyimpanan limbah sementara adalah sebuah bak penampung beton berukuran 7,90m x 3,91m x 5,80m dengan ketebalan 0,425 m yang terletak dibawah permukaan tanah. Dengan menggunakan forklift, selanjutnya bak penampung besi dipindahkan kedalam bak penampung beton dan bagian permukaan wadah besi ditutup dengan lembar Pb seberat hampir 1 ton. Penutup Pb ini dirancang dan diperkuat dengan rangka besi sedemikian sehingga mampu menutup seluruh permukaan wadah dengan baik. Selanjutnya di bagian tas bak beton dipasang pembatas radiasi dan diberi tanda radiasi dan dicatumkan nilai laju paparan permukaan ditempat tersebut.
Seluruh pekerja radiasi yang terlibat dalam pekerjaan ini termasuk pengemudi forklift di pantau terimaan dosis radiasinya dan didokumentasikan.
B. Pelaksanaan pengiriman bahan bakar nuklir bekas
Pengiriman kembali (re-ekspor) bahan bakar nuklir bekas dari PTNBR BATAN ke negara asalnya yaitu Amerika Serikat sesuai perjanjian pada saat pengadaan bahan bakar nuklir tersebut. Setelah tahap pemasukkan bahan bakar nuklir bekas ke dalam shipping
cask selesai, maka shipping cask di masukkan ke dalam kontainer pengangkut (transport package) dan siap untuk dikirim.
Sebelum pengiriman, dilakukan pengukuran laju paparan gamma pada permukaan dan jarak 1 meter dari permukaan kontainer, serta pengukuran kontaminasi beta – gamma permukaan kontainer. Untuk memastikan bahwa pengemudi juga aman maka pada pada kendaraan pengangkut di posisi pengemudi diukur tingkat paparan radiasinya. Tanda radiasi di pasang pada kontainer dan dengan pengawalan petugas yang telah ditentukan serta petugas proteksi radiasi limbah bahan bakar nuklir bekas siap dikirim melalui jalur yang telah ditentukan.
HASIL DAN PEMBAHASAN
Fasilitas reaktor dan peralatan eksperimennya dioperasikan dengan meminimalkan jumlah produksi limbah radioaktif (semua jenis), untuk menjamin bahwa lepasan material radioaktif ke lingkungan di jaga seminimal mungkin yang dapat dijangkau dan juga melakukan pengelolaan dan pembuangan limbahnya[5]. Dalam pengoperasian
reaktor dan pengelolaan serta pembuangan limbahnya harus mengikuti ketentuan yang berlaku baik secara nasional atau internasional untuk tujuan keselamatan pekerja dan lingkungan.
6 prinsip dasar yang harus dipertimbangkan dalam setiap aspek desain dan pengoperasian adalah : hapus atau kurangi jumlah sumber radiasi, wadahi sumber,
kurangi durasi berada di medan radiasi, sejauh mungkin dari sumber radiasi, gunakan perisai radiasi dan optimalkan sumber daya manusia [3]. Dalam pembahasan dalam
makalah ini dikaji hasil pengelolaan limbah radioaktif padat tingkat tinggi dan bahan bakar nuklir bekas ditinjau dari aspek teknis pengelolaan dan proteksi radiasi .
A.Limbah radioaktif padat tingkat tinggi
Limbah radioaktif padat tingkat tinggi yang dihasilkan dari up grading reaktor TRIGA tahun 1971 terdiri dari komponen reaktor seperti, top grid dan lazy susan terbuat dari bahan alumunium, 2 buah ion chamber dan pipa pendingin primer dengan karakteristik paparan seperti tercantum dalam Tabel 1.
Tabel 1. Limbah radioaktif padat tingkat tinggi hasil peningkatan daya tahun 1971
No Jenis Limbah Keterangan
Dimensi Berat
(kg) PaparanmR/jam Jumlah
1. Top Grid (Al) Ø=0,80 m t=0,0254 m 5 792 2
2. Lazy Susan (Al) Ø =0,80 m, h=0,50 m
t=0,0254 m 150 56,7 1
3. Ion chamber 1 Ø =0,0635 m, l=0,60 m 30 3,5 1
4. Ion chamber 2 Ø =0,0635 m, l=0,40 m 29 14,2 1
5. Pipa pendingin primer Tak beraturan 90 - 1
Jumlah 299
Penyimpanan Gudang Limbah Padat Gd.K
Seluruh limbah radioaktif padat tingkat tinggi (299 kg) yang tercantum dalam Tabel 1 disimpan didalam ruang penyimpanan limbah padat di Gedung K, dengan paparan radiasi berkisar antara 3,5 sampai 792 mR/jam. Sejak disimpan sampai dengan saat ini limbah keberadaan limbah tersebut terjaga dan dipantau paparan radiasinya di area penyimpanan tersebut. Area penyimpanan ini telah dirancang jauh dari lokasi pekerja radiasi maupun penduduk dan sehingga tidak membahayakan pekerja di dalam instalasi maupun lingkungan.
Dari kegiatan up grading pada tahun 1996 sampai dengan tecapainya kekritisan reaktor pada tahun 2000, telah ditimbulkan limbah radioaktif padat tingkat tinggi seperti tercantum dalam Tabel 2. Jumlah total berat limbah sebesar 1267 kg dengan rentang laju paparan antara 3,6 mR/jam sampai dengan 14000 mR/jam. Dari 8 material limbah yang ditimbulkan semuanya memilki paparan radiasi lebih besar dari 1000 mR/jam dan hanya limbah bellow dan klem bellow yang memberikan paparan sebesar 3,6 mR/jam.
Laju paparan permukaan tertinggi sebesar 14000 mR/jam berasal dari paparan reflektor (berat 770 kg) yang merupakan komponen reaktor yang sudah teriradiasi sejak reaktor dioperasikan sehingga radioaktivitasnya menjadi sangat besar. Laju paparan radiasi yang sangat besar dari limbah radioaktif padat tingkat tinggi ini merupakan paparan potensial yang harus dikelola agar tidak memberikan dampak yang buruk.
Paparan potensial adalah paparan yang tidak diharapkan akan terjadi dengan pasti tetapi dapat diakibatkan oleh suatu kecelakaan pada sebuah sumber atau berhubungan dengan suatu peristiwa atau urutan peristiwa yang berpeluang untuk terjadi termasuk kegagalan alat dan penyimpangan pengoperasian[1].
Penutupan lembar Pb pada permukaan bak penampung dapat menurunkan paparan menjadi 120 mRad/jam – 480 m Rad/jam sedangkan pada permukaan kolam beton penampung menunjukkan rentang laju paparan anatara 7,8 mRad/jam – 20 mRad/jam. Walaupun nilai ini masih cukup besar (dibandingkan dengan paparan daerah kerja maksimum sebesar 2,5 mrad/jam), lokasi penyimpanan yang cukup jauh dari daerah kerja dan bukan daerah lalu lintas personil serta penutupan dengan Pb, diharapkan penyimpanan sementara ini sudah cukup aman bagi pekerja serta lingkungan. Pada Gambar 1 ditunjukan fasilitas penyimpanan sementara limbah radioaktif tingkat tinggi.
Tabel 2. Limbah radioaktif padat tingkat tinggi hasil peningkatan daya tahun 1996
No Jenis Limbah Keterangan
Dimensi Berat
(kg) PaparanmR/jam Jumlah
1. Reflector Ø =1,3 m,h =1,4 m 770 14000 1
2. Potongan dinding termal colum
(Al) h=1.185 m, t=0,0254 mP=1.194 m, L=0,52 m 160 3200 2
Gambar 1. Wadah wadah limbah radioaktif padat tingkat tinggi berpenutup Pb di dalam bak beton dibawah permukaan tanah.
3. Potongan dinding thermalizing
column (Al) h=0,626 m, t=0,0254 mP=0,622 m, L=0,47 m 80 3000 2
4. Bellows & klem bellows - 12 3,6 1
5. Tabung pengarah detektor (Al) - 160 1200 4
6. Klem tabung pengarah detektor
(Al) - 80 1200 8
7. Mur dan baut (SS) M16 x 83 mm 5 1200
-8. Potongan pipa dan plat Al Kecil-kecil 1200
Jumlah 1.267 -
-Penyimpanan sementara Bak besi (2,54 x2,67x1,95 m) berpenutup Pb didalam
bak beton dibawah permukaan tanah 7,90 x 3,91 x 5,80m, tebal 0,425 m Penutupan bak penampung limbah radioaktif padat tingkat tinggi dengan lembar Pb dan meyimpannya sementara didalam bak beton merupakan cara terbaik pada saat ini untuk menurunkan paparan potensial yang mungkin ditimbulkan. PTNBR sebagai instansi penimbul limbah masih harus mengirimkan limbah tersebut ke PTLR di Serpong sebagai instansi pengolah akhir limbah radioaktif.
B. Bahan bakar nuklir bekas
Dalam kegiatan re-ekspor bahan bakar nuklir bekas dari PTNBR, aspek teknis terpenting yang harus diperhatikan adalah pemenuhan standar keselamatan dan pengukuran, yaitu : pengeluaran bahan bakar nuklir bekas dari reaktor, penanganan dan penyimpanan bahan bakar nuklir bekas setelah keluar dari reaktor serta dokumentasi laju paparan dan kontaminasi sebelum pengiriman. Dokumentasi laju paparan dan kontaminasi adalah pengukuran dan pencatatan tingkat paparan radiasi gamma pada permukaan dan pada jarak 1 meter dari shipping cask dan pengukuran kontaminasi pada permukaan
shipping cask dan kontainer.
Jumlah bahan bakar nuklir bekas yang dikirim ke negara asal sebanyak 107 buah dan 4 buah fuel follower control rod. Pada pengeluaran bahan bakar nuklir dari reaktor aspek proteksi radiasi sangat diperhatikan dengan mengupayakan laju paparan serendah mungkin dan mengurangi potensi kontaminasi baik pada peralatan maupun daerah kerja. Rendahnya laju paparan dan tingkat kontaminasi akan meminimalkan terimaan dosis yang diterima pekerja paparan dan kontaminasi.
Pada pengeluaran bahan bakar bekas dari reaktor untuk dimasukkan kedalam
shipping cask teknik proteksi radiasi digunakan untuk mengurangi paparan radiasi pada
pekerja, diantaranya adalah pemeriksaan terhadap bahan bakar bekas didalam BSF yang berisi air untuk mengurangi laju paparan radiasi. Dengan cara ini paparan radiasi terukur sebesar 0,4 – 0,8 mRad/jam di daerah kerja
Pada saat memasukkan bahan bakar nuklir bekas dari BSF ke inner shield paparan radiasi di sekitar BSF sebesar 0,4 – 1,2 mRad/jam. Laju paparan radiasi meningkat menjadi sebesar : 20 – 50 mRad/jam saat inner shield diangkat untuk didekontaminasi dan dilakukan dalam waktu sesingkat mungkin untuk mengurangi terimaan dosis radiasi.
Hasil survei paparan gamma pada permukaan shipping cask sebelum pemasangan impact limiter pada (21 titik survei) diperoleh rentang laju paparan 3 μSv/jam sampai 8 μSv/jam, sedangkan pengukuran pada jarak 1 meter (6 titik survei) dari permukaan shipping cask berkisar antara 3 μSv/jam sampai 4 μSv/jam.
Pengukuran radiasi gamma pada permukaan shipping cask setelah dipasang
impact limiter (31 titik survei) diperoleh rentang laju paparan 3 μSv/jam sampai 8 μSv/jam,
sedangkan pengukuran pada jarak 1 meter dari permukaan shipping cask setelah dipasang Impact Limiter (6 titik survei) berkisar antara 3 μSv/jam sampai 4 μSv/jam. Pengurangan paparan radiasi hanya pada permukaan dimana impact limiter dipasang yaitu pada bagian dasar dan atas dari shipping cask menyebabkan laju paparan yang semula 8 μSv/jam. menjadi 6 μSv/jam pada permukaan. Gambar 2. menunjukkan proses pemasukkan basket kedalam shipping cask sedangkan Gambar 3. menunjukkan survei radiasi pada permukaan shipping cask.
Survei kontaminasi beta – gamma dengan uji usap pada permukaan shipping cask (21 titik usap) memberikan hasil uji pada rentang 0,009 – 3,35 Bq/cm2. Hasil survei
kontaminasi masih dibawah nilai batas yang dipersyaratkan dalam ketentuan IAEA yaitu sebesar 4 Bq/cm2[2]
Hasil survei permukaan kontainer dengan shipping cask telah berada di dalamnya (15 titik) memberikan hasil pengukuran laju paparan radiasi pada rentang 2,8 – 6 μSv/jam, sedangkan hasil pengukuran pada jarak 2 meter memberikan paparan radiasi sebesar 2 μSv/jam. Nilai ini sama dengan nilai latar belakang yang ditunjukkan oleh alat. Surveymeter yang digunakan. Hal ini membuktikan bahwa pengangkutan bahan bakar nuklir bekas tidak memberikan paparan radiasi yang berarti bagi lingkungan maupun masyarakat.
Survei kontaminasi beta – gamma dengan uji usap pada permukaan kontainer
pengangkut (16 titik usap) memberikan hasil uji pada rentang 0 – 0,073 Bq/cm2. Hasil
survey kontaminasi ini juga masih didalam batas yang diperbolehkan oleh IAEA.
Pemantauan dosis pekerja radiasi dengan menggunakan dosimeter saku yang berlangsung selama 3 hari memberikan dosis individu tertinggi sebesar 0,229 mSv yang diterima oleh operator yang mengemas basket kedalam ke dalam shipping cask. Dosis terendah diterima oleh pengemudi forklift sebesar 0,015 mSv.
Sebagaimana disyaratkan dalam pengangkutan bahan radioaktif maka pada pengiriman bahan bakar nuklir bekas ke negara asal, dokumen yang berisi laju paparan
radiasi dan kontaminasi baik pada shipping cask maupun kontainer pengangkut di sertakan dengan transport package. Selain dokumen tersebut disertakan pula data dosis personil yang bekerja pada proses persiapan pengangkutan dan juga persetujuan pengangkutan dari BAPETEN.
Selama proses pengelolaan limbah radioaktif tingkat tinggi dan pengiriman bahan bakar nuklir bekas telah berjalan dengan lancar tanpa adanya kecelakaan. Hal ini didukung oleh perencanaan yang terdokumentasi, kelengkapan alat dan prosedur dan juga sumber daya manusia yang sudah berpengalaman merupakan suatu nilai positif.
KESIMPULAN
Dari hasil pengelolaan limbah radioaktif tingkat tinggi dan melihat kepada hasil survei radiasi pada wadah limbah yang tersimpan sementara dapat disimpulkan bahwa : pengelolaan limbah radioaktif tingkat tinggi yang ditimbulkan dari up grading reaktor TRIGA
Gambar 2. Pemasukkan basket kedalam
shipping cask
Gambar 3. Survei radiasi di permukaan
2000 telah diupayakan memenuhi ketentuan yang berlaku sebelum nantinya dapat dikirim ke PTLR. Namun demikian pemantauan laju paparan rutin tetap harus dilaksanakan selama masih tersimpan sementara.
Hasil survei radiasi dan kontaminasi pada shipping cask maupun kontainer pengangkut menunjukkan masih didalam nilai batas yang diperkenankan sehingga tidak membahayakan bagi pekerja, lingkungan dan masyarakat. Pengiriman kembali limbah bahan bakar nuklir bekas sebanyak 107 buah dan 4 fuel follower control rod ke negara asal telah berhasil dilaksanakan tanpa menimbulkan kecelakaan dalam pengoperasian peralatan yang digunakan maupun paparan radiasi berlebih pada pekerja.
Pengelolaan limbah radioaktif padat tingkat tinggi hasil sisa up grading sebesar 1566 kg dengan paparan maksimum 14000 mR/jam dan bahan bakar nuklir bekas sebanyak 107 buah dan 4 buah fuel rod controller telah dapat dilaksanakan oleh PTNBR dengan baik dan selamat.
Hal-hal positif yang dapat dicatat sebagai pengalaman baik untuk pengelolaan limbah radioaktif tingkat tinggi adalah :
Perencanaan tertulis dan prosedur yang dipahami oleh pihak terkait sangatberperan penting dalam kelancaran pelaksanaan dilapangan, sehingga kecepatan kerja terbentuk dan seseorang tidak perlu terlalu lama berada di medan radiasi tinggi sehingga dapat mengurangi jumlah terimaan dosisnya. Para pekerja radiasi pada umumnya mematuhi aturan keselamatan dari
Petugas Proteksi Radiasi dan dapat bekerja sama dalam medan radiasi tinggi. Kerjasama yang sedemikian memang sangat diperlukan untuk menghindarkan adanya paparan potensial yang dapat mengakibatkan kecelakaan.
Ketersediaan peralatan yang berfungsi dengan baik sangat penting dan harustersedia jika bekerja dengan medan radiasi tinggi. Dengan peralatan yang lengkap maka pekerjaan di medan radiasi akan berjalan dengan cepat dan selamat serta mendapatkan dokumen dengan informasi terlengkap.
DAFTAR PUSTAKA
1.
IAEA, Safety Standards, International Basic Safety Standards for ProtectionAgainst Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources, Safety Series
No.115, International Atomic Energy Agency, Vienna, 1996 : 309
2.
IAEA, Safety Standards, Regulations for the Safe Transport of RadioactiveMaterial , Safety Standard Series No.ST-1 International Atomic Energy Agency,
Vienna, 1996 : 45
3.
DOE, Alara Training For Technical Support Personnel , “DOE Handbook”, U.S Department of Energy, Washington DC, 1997 : 384.
BAPETEN, Peraturan Pemerintah Republik Indonesia No. 27 Tahun 2002 tentangPengelolaan Limbah Radioaktif. BAPETEN, Jakarta ,(2002) : 3
5.
IAEA, Safety Standards, Safety of Research Reactors (Safety Requirements No.NS-R-4) International Atomic Energy Agency, Vienna, 2005 : 92DISKUSI DAN TANYA JAWAB
Penanya: Amir Effendi ( PPGN BATAN ) Pertanyaan:
a.Bagaimana sistem pelaksanaan pengerjaannya sehingga pekerja tidak terkena paparan tinggi?
Jawaban:
a.
Menggunakan prinsip proteksi radiasi yaitu jarak, waktu dan shielding. Untuk mengatur jarak peralatan yang digunakan adalah crane, fork lift, sedangkan untuk pengaturan waktu PPR selalu melakukan pengukuran pada daerah kerja ( jarak 1 m ) dan permukaan inner shield sehingga bisa di atur lama waktu pekerja di media radiasi. Pemasukan elemen bakar ke basket dilakukan didalam air BSF sehingga paparan radiasi ke pekerja juga menjadi lebih kecil. Satu lagi pekerja radiasi yang berada dimedan radiasi tinggi diwajibkan memakai apron. Dengan cara tersebut diatas paparan pada pekerja jadi rendah.Penanya: Bagiyono ( Pusdiklat BATAN ) Pertanyaan:
a.Satuan Paparan m Rad/ Jam pada Tabel 1 dan 2 pada jarak berapa?
b.
Berapa dosis tertinggi yang diperoleh pekerja radiasi selama menangani limbah tersebut?Jawaban:
a.
Pengukuran Laju Paparan pada Jarak 1 m dari permukaan sumber atau lembahradioaktif.
b.22,9 mrem ≈ 0,229 mSv.
Penanya: Amir Effendi ( PPGN BATAN ) Pertanyaan:
a.
Berapa batasan konsentrasi aktivitas limbah yang dapat di masukkan clearance? b.Norm dan Tenorm apakah juga diperlakukan sama?Jawaban:
a.
Bergantung radionuklidanya. Batas dosis 10 mSv/ th.b.Untuk Norm dan Tenorm, Jepang dan USA : 1 mSv per tahun, Uni Eropa : 300 mSv per tahun.
