PRA RANCANGAN KONTAINER TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF SUMBER TERBUNGKUS 192Ir
Suhartono, Suparno, Suryantoro Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN
ABSTRAK
PRARANCANGAN KONTAINER TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF SUMBER TERBUNGKUS 192Ir. Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) – Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) menerima banyak limbah radioaktif berupa sumber radioaktif 192Ir yang telah digunakan oleh industri penyedia jasa uji tak merusak (radiografi).
Telah dilakukan pra rancangan kontainer tempat penyimpanan limbah radioaktif sumber terbungkus 192Ir. Ketebalan dinding kontainer dihitung dengan software MicroShield 7.02 keluaran Grove Software, Inc. Lynchburg, Virginia, USA. Kontainer tersebut dirancang mampu menyimpan 192Ir berupa sumber titik sampai dengan aktivitas 1000 Ci. Kontainer berupa kotak berongga terbuat dari timbal (Pb) dan besi karbon steel dengan dimensi luar 42 cm x 52 cm x 57 cm dengan ketebalan timbal 15,5 cm dan ketebalan karbon steel 0,5 cm. Ruang kosong bagian dalam kontainer berdimensi 10 cm x 20 cm x 25 cm. Berdasarkan perhitungan menggunakan software MicroShield 7.02, sumber radioaktif 192Ir yang memiliki aktivitas 1000 Ci akan memancarkan laju paparan radiasi sebesar 0,7328 µSv/jam pada sisi luar permukaan kontainer, dan laju paparan radiasi ini dianggap sudah aman sehingga lokasi di sekitarnya dapat dikelompokkan sebagai kategori daerah pengawasan dengan tingkat radiasi sangat rendah (0,4 < D
< 2 mSv) .
Kata kunci : kontainer, 192Ir, limbah radioaktif, sumber terbungkus, MicroShield 7.02
ABSTRACT
PREDESIGN OF CONTAINER FOR STORAGE OF 192Ir SEALED SOURCE RADIOACTIVE WASTE. Radioactive Waste Technology Center (PTLR) - National Nuclear Energy Agency (BATAN) received a lot of radioactive waste in the form of spent 192Ir radioactive source which was used by the service provider industry of non-destructive testing (radiography). It has been done the pre designing of container for storage of 192Ir sealed source radioactive waste.
The thickness of container’s wall was calculated by using MicroShield 7.02 software from Grove Software, Inc.. Lynchburg, Virginia, USA. The container is designed to be capable of storing an
192Ir point source with activity up to 1000 Ci. The container was a hollow box made of lead (Pb) and iron-carbon steel with outer dimensions was 42 cm x 52 cm x 57 cm by 15.5 cm thickness of lead and 0.5 cm thickness of iron-carbon steel. The empty space inside the container’s dimensions was 10 cm x 20 cm x 25 cm. Based on calculations by using the MicroShield 7.02 software, 192Ir radioactive source whose activity is 1000 Ci will emit radiation exposure rate of 0.7328 μSv / h at the outer surface of the container. At the rate, radiation exposure is already secure and surrounding locations can be classified as a monitoring zone with very low level of radiation (0.4
< D <2 mSv).
Keywords : container, 192Ir, radioactive waste, sealed source, MicroShield 7.02
PENDAHULUAN
Undang-undang Republik Indonesia No. 10 Tahun 1997 Tentang Ketenaganukliran dan Peraturan Pemerintah Republik Indonesia No. 27 Tahun 2002 Tentang Pengelolaan Limbah Radioaktif mengamanatkan Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) – Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) sebagai badan pelaksana pengelolaan limbah radioaktif di wilayah Negara Kesatuan Republik Indonesia. PTLR–BATAN sebagai badan pelaksana pengelolaan
limbah radioaktif secara nasional mempunyai tugas untuk melakukan penelitian, pengembangan dan penerapan teknologi pengelolaan limbah radioaktif dan pelayanan pengelolaan limbah radioaktif[1,2].
Implikasi dari peraturan perundangan tersebut di atas, maka PTLR - BATAN banyak menerima limbah radioaktif yang berasal dari satuan kerja (satker) internal BATAN ataupun dari instansi luar BATAN seperti industri dan rumah sakit. Dalam hal ini PTLR – BATAN harus mengelola limbah radioaktif yang diterimanya sesuai dengan ketentuan yang berlaku.
Radiasi gelombang elektromagnetik yang dipancarkan oleh zat radioaktif dapat dimanfaatkan untuk keperluan tertentu di bidang industri dan kesehatan. Di bidang industri misalnya untuk pengukuran ketebalan (thickness gauging), pengukuran ketinggian (level gauging), teknik sterilisasi, radiografi, dan lainnya.
Sedangkan di bidang kesehatan, teknologi nuklir banyak diterapkan untuk tujuan diagnostik dan terapi misalnya pendeteksian fungsi ginjal dan terapi kanker dengan penyinaran radiasi. Sumber radioaktif yang digunakan untuk keperluan industri biasanya berupa sumber tertutup dikemas dalam kapsul dengan integritas yang tinggi dimana di dalam kapsul mengandung radionuklida spesifik dengan derajat kemurnian tinggi[3]. Beberapa radionuklida yang sering digunakan sebagai sumber radiasi di bidang industri dan kesehatan antara lain 55Fe, 60Co, 75Se, 85Kr,
90Sr, 109Cd, 137Cs, 147Pm, 192Ir, 210Po dan 241Am.
Aktivitas sumber radiasi merupakan fungsi waktu, dimana semakin lama waktu yang digunakan akan semakin berkurang aktivitasnya akibat proses peluruhan. Jika sebuah sumber radiasi telah berkurang aktivitasnya sehingga tidak efektif penggunaannya dan atau tidak digunakan lagi, maka sumber radiasi tersebut dikategorikan sebagai limbah radioaktif sumber terbungkus (LRST).
Meskipun sudah tidak digunakan lagi dan menjadi limbah, LRST ini masih berbahaya karena selalu memancarkan sinar radiasi pengion yang dapat berdampak buruk jika menyinari manusia. Oleh karena itu LRST harus dikelola dengan benar agar tidak membahayakan keselamatan masyarakat dan lingkungan
[3].
Produksi dan karakteristik 192Ir.
Iridium (Ir) termasuk logam transisi Golongan VIIIB dengan nomor atom (Z) 77. Iridium banyak digunakan sebagai bahan pembentuk paduan logam (alloy) untuk menghasilkan komposit yang bersifat sangat keras dan tahan terhadap korosi. Isotop 192Ir yang bersifat radioaktif sering digunakan sebagai perunut radioaktif (radiotracer) di bidang industri perminyakan dan sebagai sumber pemancar radiasi gamma untuk mendeteksi cacat logam dan cacat pengelasan pada kegiatan radiografi. Di bidang medis, 192Ir digunakan pada brakiterapi untuk membunuh sel-sel kanker.
Iridium di alam didapati dalam bentuk isotop stabil 191Ir dan 193Ir dengan kelimpahan isotop masing-masing 62,7 % dan 37,3 %. Radioisotop 192Ir biasanya diproduksi dengan cara aktivasi netron terhadap logam iridium di dalam sebuah reaktor nuklir. Penyerapan netron oleh isotop 191Ir akan menghasilkan 192Ir, sedangkan penyerapan netron oleh 193Ir akan menghasilkan 194Ir. 194Ir memiliki waktu paro (t½) 19 jam dan akan segera meluruh menjadi isotop stabil 194Pt.
Dalam reaksi aktivasi netron terhadap logam Ir, akan dihasilkan pula radioisotop
192mIr dan 194mIr namun dalam jumlah yang sangat sedikit[4].
Radioisotop 192Ir memiliki t½ 74,2 hari, aktivitas spesifik 9200 Ci/g, faktor gamma (γ) 0,48 R.m2/Ci.h. Meluruh dengan cara tangkapan elektron (5 %) menjadi 192Os dan dengan cara pemancaran β- (95 %) menjadi 192Pt. Energi yang dipancarkan dari proses peluruhan 192Ir adalah 0,296 MeV, 0,308 MeV, 0,536 MeV dan 0,672 MeV untuk partikel β- dan 0,317 MeV, 0,468 MeV, 0,604 MeV untuk sinar γ[4].
Untuk tujuan radiografi, sumber radiasi 192Ir biasanya memiliki panjang total 180 mm. Gambar 1 berikut ini adalah contoh sumber radiasi 192Ir yang digunakan untuk keperluan radiografi.
Seluruh bagian LRST 192Ir dari industri radiografi Bagian “source”
Gambar 1. Gambar contoh LRST 192Ir dari industri radiografi.
Bagian aktif (source) dari sumber radiasi 192Ir jenis ini berupa kapsul SS yang di dalamnya berisi sejumlah pellet logam 192Ir. Panjang kapsul SS adalah 22 mm dan diameternya sebesar 6,3 mm
Pada awalnya aktivitas mula-mula dari sebuah sumber radiasi 192Ir berkisar 75 – 150 Ci. Seiring dengan umur pemakaian, aktivitas 192Ir akan berkurang akibat peluruhan. Ketika aktivitas 192Ir yang terus meluruh tersebut menjadi tinggal 2 – 5 Ci, maka intensitas pancaran sinar radiasi 192Ir tidak cukup kuat untuk tujuan radiografi. Selanjutnya sumber radiasi ini akan digolongkan sebagai sumber radiasi bekas dan diperlakukan sebagai limbah radioaktif sumber terbungkus.
Meskipun aktivitas sumber radiasi bekas 192Ir tinggal 2 – 5 Ci, namun masih memancarkan laju paparan radiasi yang tinggi. Sebuah sumber bekas 192Ir dengan aktivitas 3 Ci akan memberikan laju paparan radiasi sebesar 1,445 R/jam pada jarak 1 m dengan medium udara. Disamping berpotensi memberikan dampak buruk bagi kesehatan pekerja yang menangani, juga akan menimbulkan kesulitan secara teknis dan peraturan mengingat Nilai Batas Dosis (NBD) seorang pekerja radiasi yang diperbolehkan adalah maksimal 5 rem (50 mSv) per tahun[5].
Diagram alir berikut ini menunjukkan strategi umum pengelolaan sumber radiasi terbungkus tidak digunakan[6] :
Gambar 2. Diagram alir pengelolaan sumber radiasi terbungkus tidak digunakan
Berdasarkan data karakteristik di atas diketahui bahwa waktu paro
192Ir adalah 74,2 hari, maka 192Ir dikelompokkan sebagai radionuklida berumur sangat pendek (very short lived). Dengan demikian strategi pengelolaan yang tepat untuk LRST 192Ir adalah dengan teknik simpan dan luruhkan (decay storage). Dengan teknik ini, setelah disimpan selama beberapa tahun diharapkan aktivitas LRST 192Ir sudah meluruh sampai tingkat yang aman untuk dilakukan pelepasan klirens.
Seiring dengan meningkatnya kebutuhan terhadap jasa uji tak merusak dengan teknik radiografi, maka volume pelimbahan LRST 192Ir
yang diterima oleh PTLR juga cukup besar. Di sisi lain aktivitas 192Ir ketika dilimbahkan berkisar antara 2 – 5 Ci akan memancarkan paparan radiasi tinggi yang rata-rata mencapai 1,445 R/jam pada jarak 1 m dengan medium udara. Dengan pertimbangan-pertimbangan seperti tersebut di atas, maka perlu dirancang dan dibuat kontainer tempat penyimpanan LRST 192Ir yang mampu menyimpan banyak LRST 192Ir secara aman. Dengan demikian dapat diperoleh efisiensi ruang penyimpanan dan terpenuhinya syarat-syarat keselamatan radiasi.
METODOLOGI
Rancangan kontainer tempat penyimpanan limbah radioaktif sumber terbungkus 192Ir yang telah dihitung dengan menggunakan software MicroShield 7.02 keluaran Grove Software, Inc. Lynchburg, Virginia, USA, dengan asumsi sumber 192Ir berupa sumber titik dengan aktivitas 1000 Ci.
HASIL DAN PEMBAHASAN
Kontainer tempat penyimpanan LRST 192Ir dirancang agar laju paparan radiasi pada kontak permukaan dinding luar tidak melebihi 1 µSv/jam, sehingga ketika ditempatkan di ruangan penyimpanan sementara limbah radioaktif (interim storage) laju paparan radiasi di ruang tersebut masih dalam kategori daerah pengawasan dengan tingkat radiasi sangat rendah (0,4 < D < 2 mSv) [5]. Hal ini juga dimaksudkan untuk memenuhi Peraturan Kepala BAPETEN No. 7 Tahun 2009 Tentang Keselamatan Radiasi Dalam Penggunaan Peralatan Radiografi Industri yang menyebutkan bahwa tingkat radiasi di luar gedung penyimpanan tidak boleh melebihi 0,5 µSv/jam[7].
Dengan pertimbangan peraturan di atas dan ketebalan kontainer 15,5 cm timbal dan 0,5 cm besi maka perhitungan dengan menggunakan software MicroShield 7.02 memberikan hasil seperti terlihat pada gambar 3. Dari perhitungan ini terlihat bahwa jika sumber titik 192Ir yang memiliki aktivitas 1000 Ci disimpan dalam sebuah kontainer yang terbuat dari timbal setebal 15,5 cm dan besi setebal 0,5 cm, maka laju paparan radiasi pada kontak permukaan sisi luar kontainer adalah 0,07328 mR/jam (≈ 0,7328 µSv/jam).
Harga laju paparan radiasi ini sudah lebih kecil dari 1 µSv/jam sehingga memenuhi pertimbangan-pertimbangan yang sudah disebutkan di atas.
Selanjutnya dirancang sebuah kontainer yang terbuat dari timbal setebal 15,5 cm dan besi setebal 0,5 cm. Kontainer juga dirancang dapat menyimpan LRST 192Ir dari industri radiografi secara horizontal yang total akumulasi aktivitasnya adalah 1000 Ci. Jika diambil rata-rata sebuah LRST
192Ir memiliki aktivitas awal 2 Ci, maka kontainer akan dapat menyimpan sebanyak + 500 LRST. Pintu pemasukan LRST 192Ir berupa sebuah lubang yang memiliki tutup, berdiameter 5 cm agar penjepit panjang (long tong) dapat keluar masuk dengan cepat dan leluasa. Posisi lubang pintu pemasukan ini sekitar 2,5 cm di bawah sisi dalam bagian atas kontainer.
Detail rancangan kontainer tempat penyimpanan LRST 192Ir dapat dilihat pada gambar 4.
Tabel 3. Hasil Perhitungan Tebal Penahan Radiasi untuk LRST 192Ir 1000 Ci menggunakan Software MicroShield 7.02
Pintu pemasukan LRST 192Ir, pemasukan menggunakan long tong
(D = 5 cm; posisi : 2,5 cm di bawah sisi atas kotak bagian dalam; memiliki tutup)
Tampak Depan Tampak Samping
Gambar 4. Prarancangan Kontainer Tempat Penyimpanan LRST 192Ir
Bagian atas kontainer dapat dibuka dan ditutup dengan pengunci berupa mur baut. Hal ini dimaksudkan agar dapat dilakukan pengambilan LRST 192Ir yang telah disimpan dalam waktu tertentu untuk dilakukan tahap
42 cm
52 cm
57 cm
10 cm
20 cm
25 cm
42 cm 10 cm
57 cm 25 cm
8 cm
52 cm 20 cm 25 cm 57 cm
pengelolaan berikutnya misalnya pelepasan secara klirens. Satu buah LRST
192Ir (t½ = 74,2 hari) yang memiliki aktivitas awal 5 Ci setelah disimpan selama 5 tahun, aktivitasnya tersisa 1,97 x 10-7 Ci akan memberikan laju paparan radiasi sebesar 0,009532 mR/jam (≈ 0,09532 µSv/jam) pada jarak 10 cm dengan medium udara. Laju paparan radiasi LRST 192Ir sebesar 0,009532 mR/jam ini sudah aman untuk dilakukan tahap pengelolaan berikutnya ataupun pelepasan klirens.
Kontainer tempat penyimpanan LRST 192Ir ini dirancang dapat menyimpan total akumulasi aktivitas 192Ir sebesar 1000 Ci. Sedangkan jumlah maksimal batangan LRST 192Ir yang dapat disimpan dalam kontainer ini dapat diperkirakan sebagai berikut :
Luas penampang bagian dalam kontainer = 10 cm x 16 cm (tumpukan LRST Ir-
192 1,5 cm di bawah lubang pemasukan).
= 160 cm2
Luas penampang batangan tiap LRST 192Ir (D = 6,3 mm) = ¼ x 3,14 x (0,63)2
cm2
= 0,3116 cm2 Jumlah maksimum batangan LRST 192Ir yang dapat ditampung =
= 513 buah.
Dengan demikian kontainer ini dapat menyimpan sejumlah LRST 192Ir dengan total akumulasi aktivitas sebesar 1000 Ci, atau dapat menyimpan LRST 192Ir dari industri radiografi maksimal 513 batang.
Berat total kontainer dapat diperkirakan sebagai berikut :
Volume besi karbon steel, VFe = (52 x 42 x 57)cm3 – (51,5 x 41,5 x 56,5) cm3
= 3733 cm3
Berat besi karbon steel (ρ = 7,86 g/cm3), WFe = 3733 x 7,86 = 29.342 g = 30 kg
Volume timbal, VPb = (51,5 x 41,5 x 56,5) cm3 – (20 x 10 x 25) cm3
= 115.755 cm3
Berat timbal (ρ = 11,34 g/cm3), WPb = 115.755 x 11,34 = 1.312.662 g = 1.312 kg
Berat kontainer total, W = WFe + WPb = 30 + 1.312 kg
= 1.342 kg.
Jadi berat total kontainer tempat penyimpanan LRST 192Ir pada saat kosong adalah 1.342 kg atau 1,342 ton.
Timbal (Pb) merupakan bahan untuk membuat penahan radiasi yang baik. Tetapi timbal merupakan logam lunak yang memiliki titik leleh relatif
rendah yaitu 327,5oC sehingga kontainer dari bahan Pb mudah rusak pada suhu sekitar 300oC. Untuk melindungi terhadap resiko kebakaran sehingga LRST 192Ir tetap berada di dalam kontainer jika terjadi kebakaran, maka sisi luar kontainer dilapisi dengan kotak dari bahan besi karbon steel dengan ketebalan 0,5 cm.
KESIMPULAN
Limbah radioaktif sumber terbungkus (LRST) 192Ir memiliki waktu paro 74,2 hari dapat digolongkan sebagai LRST berumur sangat pendek (very short lived) sehingga strategi pengelolaan yang tepat adalah simpan dan luruhkan sampai mencapai tingkat klirens untuk selanjutnya dilakukan pelepasan klirens.
Untuk menyimpan LRST 192Ir dari radiografi industri yang jumlahnya sangat banyak, telah dirancang kontainer tempat penyimpanan LRST 192Ir agar efisien tempat, memiliki kapasitas penyimpanan yang besar, mudah dioperasikan dan memenuhi aspek keselamatan radiasi. Kontainer LRST 192Ir berupa kotak berongga terbuat dari timbal (Pb) dan besi karbon steel dengan dimensi luar 42 cm x 52 cm x 57 cm dengan ketebalan timbal 15,5 cm dan ketebalan karbon steel 0,5 cm. Ruang kosong bagian dalam kontainer sebagai tempat penyimpanan LRST 192Ir berdimensi 10 cm x 20 cm x 25 cm.
Kontainer ini dapat menyimpan sejumlah LRST 192Ir dengan total akumulasi aktivitas sebesar 1000 Ci, atau dapat menyimpan LRST 192Ir dari industri radiografi maksimal 513 batang. Berat total kontainer ini adalah 1.342 kg atau 1,342 ton.
DAFTAR PUSTAKA
[1]. Undang-undang Negara Republik Indonesia No. 10 Tahun 1997 Tentang Ketenaganukliran, 1997
[2]. Peraturan Pemerintah Republik Indonesia No. 27 Tahun 2002 Tentang Pengelolaan Limbah Radioaktif, 2002
[3]. AISYAH, “Pengelolaan Sumber Radiasi Bekas Radioterapi”, Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VI, PTLR-BATAN, Halaman , 2008.
[4]. Anonim, 192Ir, Nuclide Safety Data Sheet, available on www.google.co.id diunduh tanggal 6 Agustus 2012.
[5]. Surat Keputusan Kepala BAPETEN No. 01/Ka. BAPETEN/V-1999 Tentang Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi, 1999.
[6]. IAEA, Management of Waste from the Use of Radioactive Material in Medicine, Industry, Agriculture, Research and Education, IAEA Safety Guide No. WS-G-2.7, 2005.
[7]. Peraturan Kepala BAPETEN No. 7 Tahun 2009 Tentang Keselamatan Radiasi Dalam Penggunaan Peralatan Radiografi Industri, 2009.
