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
PENENTUAN SOURCE-TERMTAHUNAN 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. DataSource-Term tahunan di RSG-GAS hasil pengukuran langsung lebih kecil dari pada dataSource-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
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.
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
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]
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
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN
Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK
ISSN 1410-6086
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 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 %.
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.
Cara Kerja
1. Pencuplikan udara
Pencuplikan udara di lakukan dengan menggunakan charcoal untuk menyerap
1-131 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
radioaktivitas udara cerobong di PRSG dapat dilihat pada Gambar 1.
2. 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.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]
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 :
Aktivitas /volume (Ci/m3) x kecepatan alir udara (m3/jam)(8760 jam/tahun) (Ci/tahun)
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 :
Flow
1[1
Meter
U
Gambar 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
Cs-137 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 7.813xlO·19) Ci/m3•
3. Pengukuran sampel udara
Pengukuranl pencacahan sampel udara dilakukan langsung setelah pencuplikan selesai karena 1-131 mempunyai umur paro pendek yaitu 8 hari. Dari hasil pengukuran
1-13 I pada charcoal dan partikulat pada filter dalam sampel udara diperoleh data aktivitas 1-131.[3].
HASIL DAN PEMBAHASAN
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
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) berkisar antara (0.00389 sId 3.85818) Ci/tahun dan uotuk kelompok halogenida (I-131) yang terdeteksi berkisar antara (6.35IxlO'lO sId 5.767xlO·7) Ci/tahun.
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN
Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK
Tabel1. Hasil pengukuran langsung radioaktivitas di lapangan (Ci/m3)
ISSN 1410-6086
No TanggalDaya,Kee,Operasi/Akt.t,jamAkt.Akt. tidak Op.
MW
Fe/jamAr-41,Cs-137,1-131, Ci/m3 Ci/m3Ci/m3 1 02-10-06operasi21.512.01xl0-715 231.917xlO-13ttd* 213-10-0622.012.58xl0-70tidak op.4.401xlO-1322 ttd 3
22-02-0748.903.13xlO-7tidak op.5.319xl0-1312 ttd 4
27-02-07operasi48.9159.34xlO-sttd1ttd 5
28-02-07operasi48.911.42x 115 214.644xlO-110-5ttd
6
22-07-07operasi1009.67xlO-s15 242.606xl0-137.324xlO-19 7
25-07-07operasi9.61xlO-s9015 252.459x 17.813xlO-190-12
8
02-08-07operasi1O.04xlO-s12030 249.693xlO-13ttd 9 03-08-073011.64xlO-sttd120operasi1ttd 10 31-10-07operasi12.66xl0-s ttd12015 2ttd 11 02-11-07operasi11.58xlO-s1550 191.752xl0-13ttd 12 15-11-0712.98xl0-s5015operasi215.143xl0-14ttd
~
195 180 840.20.0009925.152xl0-1115.137xl0-19 Rentang 1 - 25 0-3021.5-12.58xl0-75.143xl0-147.324xlO-19 120 - 12.98xlO-s- 5.152xl0-11-7.813xlO-19 Rerata 16.25 15 70.01668.27xlO-s5.724xl0-127.565xl0-19 Dev. Standar 9.60232 9.045337.64895.07xlO-s1.529xlO-113.465xl0-2O
* Keterangan: ttd = tidak terdeteksi, batas deteksi (MDC= Minimum Detectable Counting) untuk Cs-137 = 5.4xlO-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
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.Tabel2. Data Pengukuran Source-Term (Ci/tahun) No. Tanggal Akt. Cs-137,Akt. 1-131,Akt. Ar-41,
Ci/tahun Ci/tahun Ci/tahun I. 02-10-06 0.006561.047xlO,9ttd 2. 13-10-06 0.007032.459xlO'9ttd 3. 22-02-07 0.003896.606xlO,9ttd 4. 27-02-07 1.15991ttdttd 5. 28-02-07 1.418225.767xlO,7ttd 6. 22-07-07 1.859x 10_146.617xlO,92.45581 7. 25-07-07 1.785xlO)45.622x lO's2.19651 8. 02-08-07 3.059732.954xlO'sttd 9. 03-08-07 3.54733ttdttd 10. 31-10-07 3.85818ttdttd II. 02-11-07 1.470442.225xlO'9ttd 12. 15-11-07 1.648216.351 x 10,10ttd 1: 3.6441xlO-14 20.83181 6.821xlO,7 Rentang 1.785xlO)4 0.00389 6.35IxlO·1O -1.859x 10)4 - 3.85818 - 5.767xlO,7 Rerata 1.822x I0,14 I. 73598 7.579xlO's Dev. Standar 5226xlO,I6 1.34024 1.888xlO,7
Tabel3. DATA NOBLE-GAS (bacaan langsung) [4] KLK 06 CR 01 (Alat 1)KLK 06 CR 02 (Alat 2) No.
TanggalCi/tahunCiltahunCi/m3Ci/m3 I. 02-10-2006I x 10--40.87687.62 x 10,7 2. 13-10-20061 x 10--40.87687.61 x 10'7 3. 22-02-20071 x 10--40.87687.6I x 10,7 4. 27-02-2007I x 10--40.87687.6I x 10,7 5. 28-02-2007I x 10'40.876175.21 x 10,7 6. 22-07-20071 x 10--40.87687.62 x 10'7 7. 25-07-20072 x 10--4I. 752175.22 x 10'7 8. 02-08-20071 x 10--40.87687.64 x 10'7 9. 03-08-20071 x 10--40.87687.61 x 10'7 10. 3 1-10-2007I x 10--40.87687.62 x 10,7 11. 02-11-20071 x 10--40.87687.61 x 10,7 12. 15-11-20071 x 10--40.87687.62 x 10,7 1: 0.000002 11.388 0.00131226.4 Rentang IX10'7 8.76xlo,1Ix 10--4 8.76x I0+1 - 4x 10,7 - 1.752 - 2x I0--4 - 1.75xl0+2 Rerata 1.67x 10'7 9.49x 10,11.02x I1.08x 10--40+2 Dev. Standar 8.88x 10's 2.53x I0'11.67x 10,71.67x 10,7 -
--Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah RadioakJif-BATAN
Pusat Penelitian flmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK
ISSN 1410-6086
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 (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
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.
Tabel4. Data Source-Term hasil pengukuran dibanding dengan hasil perhitungan (sumber LAK RSG-GAS, Tabel XII-6).
No. Jenis Pantauan LAK-RSGHasH Pengukuran
Ci/tahun
Ci/tahun
1.
Gas Mulia (Ar-41) 27.2xlO·1 17.36xl0·1
2.
Radioiodine (1-131)1.44xlO-3 7.579x 1O's
3.
Partikulat (Cs-13 7) 2.91xl0-6 1.822xl0'14
Tabel 5. Laju pelepasan pad a cerobong (perhitungan model) (Sumber LAK RSG-GAS, Tabel XII-6). Nuklida Cerobong Ci/jam Ci/tahun Halogenida 1-131 1,64 E-07* 1,44 E-03 1-132 1,04 E-07 9,11 E-04 1-133 6,16 E-07 5,40 E-03 1-134 4,02 E-09 3,53 E-05 1-135 6,46 E-07 5,66 E-03 Br-82 1,35 E-IO 1,19 E-06 Br-83 1,85 E-09 1,62 E-05 Jumlah 1,54 E-06 1,35 E-02
Nuklida Cerobong Ci/iam Ci/tahun Volateli rendah Sr-S9 1,83 E-ll 1,61 E-07 Sr-90 1,l3 E-13 9,88 E-IO Y-90 3,79 E-IO 3,32 E-06 Y-91 1,97E-II 1,73 E-07 Zr-95 1,86 E-ll 1,63 E-07 Nb-95 3,66 E-II 3,20 E-07 Ru-103 6,95 E-IO 6,09 E-06 Rh-I03 m 9,90 E- II 8,68 E- 07 Ru-106 2,17 E-13 1,90 E-09 Rh-I06 8,58 E-12 7,52 E-08 Sn-125 1,69 E-13 1,48 E-09 Sb-125 1,10 E-13 9,62 E-IO Te-127 m 2,89 E- 12 2,53 E-08 Te-129 m 1,56 E-IO 1,37 E-06 Te-131m 3,12 E-IO 2,73 E-06 Te-132 1,45 E-IO 1,27 E- 06 Cs-137 3,32 E-IO 2,91 E- 06 Ba-140 8,53 E- 10 7,47 E-06 La-140 3,88 E-IO 3,40 E- 06 Ce-141 2,54 E-II 2,22 E-07 Ce-144 2,28 E-II 1,99 E-07 Pr-144 1,34 E-II 1,17 E-07 Nd-147 2,49 E-II 2,18 E-07 Sm-151 1,76 E-15 1,54 E-II Jumlah 3,55 E-09 3,11 E-OS
Gas mulia fisi Kr-83 m
1,85 E-03 1,62 E-OI Kr-85 1,76 E-08 1,54 E-04 Kr-85 m 9,51 E-03 8,33 E-OI
I
Xe-l31 m Kr-88 2,35 E-022,68 E-021,95 E-03 1,71 E-OI Xe-133 1,12 E-02 9,83 E-OI Xe-133 m 2,80 E-02 2,45 E-002 Xe-135 5,94 E-03 5,20E-OI Xe-135 m 4,97 E-08 4,36 E-04 Xe-138 4,75 E-08 4,16 E-04 lumlah 8,53 E-02 2.72 E- 00
KESIMPULAN DAN SARAN KE.sIMPULAN
Dari hasil penelitian ini diperoleh data Source-Term tahunan di reaktor G.A. Siwabessy dari kelompok halogenida (I-131) yaitu 7.579x10.8 Ci/tahun, kelompok
noble-gas (Ar-4l) yaitu 17.36xlO·1 Ci/tahun dan
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. 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
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN
Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK
ISSN 1410-6086
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 Source-Term.
DAFT AR PUST AKA
1. J.U. BURNHAM, RADIATION PROTECTION, Point Lereau Generating Station, REV. 2, 1986.
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, PRSG-BA 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.
