PENENTUAN AKTIVITAS LlMBAH RADIOAKTIF PADAT MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA IN-SITU

(1)

Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan Limbah V Pusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN

PENENTUAN AKTIVITAS LlMBAH RADIOAKTIF PADAT MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA IN-SITU

Muji Wiyono, Bunawas

Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN

ISSN 1410-6086

ABSTRAK

PENENTUAN AKTIVITAS LlMBAH RADIOAKTIF PADAT MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA IN-SITU. Telah dilakukan pengukuran aktivitas limbah radioaktif padat menggunakan spektrometer gamma in-situ dengan dilengkapi sistem mekanik pemutar drum. Spektrometer gamma in-situ dikalibrasi menggunakan sumber standar 152Eudalam wadah drum volume 100 liter pada jarak 15 cm dari detektor dan dicacah selama 2253 detik. Pengukuran cacah latar belakang dilakukan pada drum berisi material bukan radioaktif untuk menentukan batas deteksi terendah spektrometer gamma in-situ. Selanjutnya dilakukan pengukuran pajanan radiasi dan pengukuran aktivitas limbah radioaktif padat pada drum1, drum 2, drum 3, drum 4 dan drum 5. Diperoleh hasil pengukuran adalah sebagai berikut : batas deteksi terendah spektrometer gamma in-situ untuk radionuklida 137CSdan 6OCoadalah (57 ± 8) Bq dan (97 ± 9) Bq, laju pajanan radiasi permukaan antara 0,26 - 100 mR/jam, aktivitas totallimbah radioaktif antara (423 ± 29) Bq sampai (114.289 ± 7.459) Bq. Limbah radioaktif tersebut tergolong sebagai limbah aktivitas tinggi golongan I, karena laju pajanan radiasi kurang dari 0,2 Rfjam.

ABSTRACT

DETERMINATION OF SOLID RADIOACTIVE WASTE ACTIVITIES USING GAMMA IN-SITU SPECTROMETER. Measurements of solid radioactive waste activities using in-situ gamma ray spectrometer by mechanically drum rotating system had been conducted. Both measurements should be done namely: first, In-situ gamma spectrometer calibrated by using standard 152Eu source in several drums (drum 1 to drum 5) of 100 liter volume at distance 15 cm from detector and counted them for 2253 seconds then background counting measurement in each drum also counted where a drum was not containing radioactive materials to achieve the lowest detection level. The data result of measurements can be shown as follows: the lowest detection level of in-situ gamma ray spectrometer on radionuclide of 137Csand 60Co was (57 ± 8) Bq and (97 ± 9) Bq. Radiation exposure rate on surface between 0.26 - 100 mR/jam. Total activity of radioactive waste between (423 ± 29) to (114,289 ± 7,459) Bq. So these radioactive materials waste have a high activity waste of group I, because radiation exposure rate less than 0.2 R/hour.

PENDAHULUAN

Pemanfaatan tenaga nuklir disamping mengandung segi positif bagi peningkatan kesejahteraan dan kemakmuran masyarakat, juga mempunyai segi negatif yaitu bahaya radiasi terhadap pekerja, anggota masyarakat dan lingkungan. Sumber potensi bahaya radiasi tersebut antara lain berasal dari limbah radioaktif yang ditimbulkan dari kegiatan pengoperasian instalasi nuklir, fasilitas radiasi, pemanfaat zat radioaktif untuk penelitian dan rumah sakit seperti : jarum suntik bekas, kertas penyaring, bangkai binatang percobaan dan lain-lain.

Limbah radioaktif harus dikelola dengan baik untuk menghindari potensi bahaya dan dampaknya terhadap pekerja, masyarakat dan lingkungan. Kegiatan pengelolaan limbah radioaktif dilaksanakan

dengan mempertimbangkan aspek

keselamatan, aspek teknis berupa

pengura-ngan volume dan aktivitas limbah radioaktif dan aspek ekonomis.

Menurut Peraturan Pemerintah Republik Indonesia No. 27 tahun 2002 dan Keputusan BAPETEN No. 03/Ka-BAPETENN-99, limbah radioaktif dikla-sifikasikan dalam jenis limbah radio~ktif tingkat rendah, sedang dan tinggi. Limbah radioaktif tersebut harus dikelompokkan berdasarkan kuantitas dan karakteristik yang meliputi : aktivitas, waktu paro, jenis radiasi, bentuk fisik dan kimia, sifat racun dan asal limbah radioaktif [1,2]. Dalam tulisan ini yang dimaksud limbah radioaktif adalah seperti yang terdapat dalam Keputusan Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) No: 03/Ka-BAPETENN-99 seperti : limbah radioaktif dari kegiatan pengoperasian instalasi nuklir, fasilitas radiasi, penelitian, rumah sakit dan tidak termasuk limbah radioaktif yang

(2)

berasal dari operasi reaktor nuklir, tam bang dan instalasi pengolahan uranium.

Pengukuran aktivitas limbah radioaktif dalam drum sulit dilakukan karena volume limbah sangat besar, komplek, distribusi radioaktif tidak merata, serapan diri dan atenuasinya tinggi [3,4]. Penelitian tentang penentuan aktivitas limbah radioaktif telah dikembangkan dengan menggunakan spektrometer gamma yang dimodifikasi dengan sistem pemutar drum dan menggunakan software CARACO dan Genie 2000 [5,6,7].

Alat pengukur aktivitas limbah yang sudah dikenal adalah Gamma Scanner dengan durasi pengukuran relatif pendek. Alat tersebut terdiri dari dua bagian utama yaitu sistem pencacah dan sistem mekanik yang berfungsi memutar, menaikkan dan menurunkan drum limbah radioaktif.

Kendala yang dihadapi para penghasil limbah radioaktif adalah tidak memiliki alat ukur limbah Gamma Scanner, karena harganya relatif mahal. Dalam upaya membantu pengelolaan limbah radioaktif di BATAN, telah dilakukan penelitian penentuan aktivitas limbah radioaktif menggunakan spektrometer gamma in-situ dengan menambah kolimator Pb dan sistem mekanik pemutar drum agar dapat berfungsi seperti pada Gamma Scanner. Hasil penelitian ini diharapkan dapat digunakan untuk menunjang kegiatan pengelolaan limbah radioaktif pada instalasi nuklir, industri dan rumah sakit yang menggunakan zat radioaktif.

TINJAUAN PUSTAKA Limbah Radioaktif

Limbah radioaktif adalah zat radioaktif dan bahan bekas serta alat-alat yang telah terkena zat radioaktif atau menjadi radioaktif karena dipergunakan dalam kegiatan nuklir dan zat radioaktif serta bahan bekas tersebut sudah tidak dipergunakan lagi [1,2]. Sedangkan zat radioaktif adalah setiap zat yang memancarkan radiasi pengion dengan aktivitas jenis lebih besar dari pada 70 kBq/kg [8].

Berdasar:<an fasanya limbah radioaktif dibedakan menjadi limbah radioaktif gas, cair dan padat. Limbah radioaktif gas berasal dari bermacam-macam sumber seperti: pabrik olah ulang, pabrik radioisotop, instalasi pengolahan limbah radioaktif dan laboratorium riseUaplikasi radioisotop. Limbah cair berupa air cucian benda padat yang terkontaminasi, cairan zat radioaktif yang sengaja dibuang dan lain-lain. Limbah padat seperti kertas penyerap, kain pembersih

ISSN 1410-6086

bekas, jarum suntik bekas atau alat-alat terbuat dari gelas yang telah digunakan untuk penanganan zat-zat radioaktif atau pernah digunakan untuk menampung larutan radioaktif, termasuk bangkai binatang percobaan.

Ditinjau dari radiasi yang dipancarkan, limbah radioaktif padat dibagi menjadi limbah radioaktif tingkat aktivitas rendah (low level) dan aktivitas tinggi (high level) [9]. Limbah radioaktif padat tingkat aktivitas rendah dipisahkan menjadi limbah yang bebas kontaminasi dan yang terkon-taminasi. Limbah yang terkontaminasi oleh radionuklida pemancar alfa/beta Igamma dengan aktivitas rendah seperti: kertas, sarung tangan, alaUperlengkapan labora-torium atau instalasi nuklir yang kontak langsung/terkontaminasi dengan radionu-klida tersebut.

Limbah radioaktif tingkat aktivitas tinggi menurut kategori standar IAEA, dibedakan menjadi golongan I, II, III dan IV. Empat golongan tersebut disajikan pada Tabel 1. Perbedaan yang menonjol dari masing-masing golongan adalah besarnya laju pajanan pada permukaan, sehingga penanganan dan pengangkutan limbah radioaktif memerlukan perlakukan yang berbeda.

Gamma Scanner

Gamma Scanner adala/} alat ukur radiasi untuk mengukur distribusi dan aktivitas limbah radioaktif di dalam drum. Ada dua bagian utama dari Gamma Scanner yaitu sistem pencacah dan sistem penggerak drum. Sistem pencacah lerdiri dari detektor, preamplifier, amplifier dan unit pemroses data. Sedangkan sistem penggerak dapat berupa mekanik maupun hidrolis atau gabungan dari keduanya.

Jenis detektor yang digunakan pada

Gamma Scanner sangat menentukan

kemampuan alat ukur dalam mendeteksi zat radioaktif. Sebagai contoh pada Gamma Scanner model WM2200 dengan detektor Nal(TI) mempunyai batas deteksi terendah untuk radionuklida 137Cs dalam orde Bq/kg dan 235U adalah kurang dari 3,7 Bq/kg. Sedang pad a Gamma Scanner model WM211 0 dengan detektor HPGe mempu-nyai batas deteksi terendah untuk radionu-klida 137Cs dan 235U adalah 37 Bq/kg [10].

Menurut sistem penggeraknya, Gamma Scanner dibedakan menjadi dua tipe yaitu tipe statis dan tipe dinamis. Pada tipe stat is sistem penggerak hanya memutar drum sedangkan pada tipe dinamis disamping memutar drum juga dapat menaik-turunkan drum. Gamma Scanner tipe statis dapat dilihat

(3)

pada Gambar 1. Keuntungan pada sistem statis adalah mekanik penggerak drum relatif sederhana karena hanya memutar drum tetapi mempunyai kelemahan bahwa alat ukur tersebut tidak dapat digunakan untuk menentukan distribusi aktivitas limbah radioaktif.

ISSN 1410-6086

Gamma Scanner tipe dinamis dapat dilihat pada Gambar 2. Pada tipe dinamis mempunyai keuntungan yaitu dapat digunakan untuk mengukur distribusi aktivitas limbah radioaktif. Kelemahan pada tipe ini adalah memerlukan komponen yang lebih rumit, sehingga harganya menjadi lebih mahal. Tabel1. Limbah radioaktif padat aktivitas tinggi menurut kategori standar IAEA[9].

Golongan Radiasi yangLaju pajanan padaKeterangan dipancarkan

permukaan (R/jam)

I

Alfa, beta,Penanganan< 0,2dan pengangkutan tanpa gamma

pengamanan II

Alfa, beta,Penanganan0,2 - 2dan pengangkutan gamma

dengan pengamanan Pb III

Alfa, beta,Penanganan>2 dan pengangkutan gamma

dengan pengamanan tertentu IV

Alfa, beta,Tidak menimbulkan- kekritisan, gamma

aktivitas dinyatakan dalam Ci/m3

Gambar 1. Gamma scanner tipe statis model WM211 0 buatan Canberra-USA[10].

(4)

Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan limbah V Pusat Teknologi limbah Radioaktif - SATAN

Gambar 2. Gamma scanner tipe dinamis model WM2200 buatan Canberra-USA [10].

ISSN 1410-6086

(secara in-situ) atau dapat dipindah-pindahkan. Sistem spektro-meter gamma in-situ untuk pengukuran limbah radioaktif dapat dilihat pada,Gambar 3. Alat tersebut dilengkapi sistem mekanik yang dapat memutar dan menaik-turunkan drum limbah radioaktif.

Sebelum digunakan dalam pengu-kuran, suatu perangkat spektrometer-y harus dikalibrasi agar dapat digunakan untuk analisis. Ada dua macam kalibrasi yang perla dilakukan, yaitu kalibrasi energi dan kalibrasi efisiensi. Kalibrasi energi diperlukan untuk tujuan analisis kualitatif, sedangkan kalibrasi efisiensi untuk tujuan analisis kuantitatif.

Kalibrasi efisiensi dilakukan dengan membandingkan antara sinar-y yang dideteksi detektor dengan besarnya aktivitas sumber radioaktif standar. Sebagai sumber standar biasanya dipilih yang memiliki multi energi dari energi rendah sampai tinggi seperti sumber standar 152Eu. Efisiensi pencacahan ditentukan dengan persamaan berikut [13] :

dimana,

N : Laju cacah (cps)

dps : peluruhan per detik (1 dps = 1 Bq). Py : kelimpahan energi gamma (%) Spektrometer -y (Gamma) In-Situ

Kegunaan utama dari sistem ··...spektroskopi adalah untuk mempelajari -. spektrum distribusi energi radiasi, akan tetapi

sistem ini juga dapat digunakan untuk pencacahan. Kelemahan sistem ini bila digunakan untuk pencacahan adalah kecepatannya yang sangat lambat. Hal ini dikarenakan setiap radiasi yang memasukinya akan diukur energinya sedangkan proses pengukuran energi tersebut membutuhkan waktu yang lebih lama dibandingkan bila hanya menentukan jumlahnya saja

Untuk dapat mengetahui adanya zat radioaktif diperlukan suatu detektor yang dapat berinteraksi secara efisien dengan sinar radioaktif yang diukur. Ada bermacam-macam detektor yang dapat dipakai untuk mendeteksi radiasi gamma, akan tetapi yang umum digunakan pada spektrometri gamma adalah detektor semi konduktor germanium kemurnian tinggi (high-purity Ge detector = HPGe) atau biasa disebut detektor HPGe [11,12].

Spektrometer gamma in-situ terdiri dari dua bagian utama yaitu detektor dan MCA (multi channel analyzer). Oi dalam MCA terdapat beberapa unit antara lain : ADC (Analog to Digital Converter), display, SCA (Single Channel Analyzer), amplifier dan unit penghubung I/O (Input/Output). Semua komponen dalam spektrometer gamma in-situ kecuali detektor sudah tersusun secara kompak berupa satu kesatuan sehingga dapat digunakan untuk pengukuran di lapangan

e

= N

dps.Pr

x 100

(5)

Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan LimbahIV

Pusat Teknologi Limbah Radioaktif - SATAN

1

.,~

ISSN 1410-6086

Keterangan :

1. Drum volume 100 liter berisi limbah radioaktif.

2. Kolimator diameter jendela 2 em dari Timbal (Pb) buatan PTKMR-SATAN.

3. Detektor HPGe model GC-2020, buatan Canberra-USA.

4. Labtop tipe A45-S1206, buatan Thosiba-Jepang.

5. Almari kayu, buatan PTKMR-SATAN.

6. Sistem mekanik pemutar drum, buatan PTKMR-BATAN.

7. Inspector model 1200, buatan Canberra-USA.

Gambar 3. Sistem spektrometer gamma in-situ dan sistem mekanik pemutar drum untuk pengukuran limbah radioaktif.

Untuk menghitung aktivitas sumber standar pada saat pengukuran digunakan persamaan:

dimana,

At : aktivitas pada saa! pengukuran (Bq) Ao aktivitas mula-mula (Bq)

T1I2 : waktu paro radionuklida (tahun) t :waktu antara mula-mula sarnpai dengan

waktu pengukuran (tahun). 0,693 71/2 .1 (2) I:: (N - N ) C=

I

h (3)

[;. f'

y. Fk . IV dimana,

C : konsentrasi aktivitas radionuklida (Bq/kg)

Nt : laju eaeah sampel (eps) Nb: laju eaeah Jatar (eps)

: efisiensi peneaeahan(ditentukan dari kurva kalibrasi efisiensi)

Py : panearan radiasi gamma (%) Fk : faktor koreksi serapan dirL W : berat limbah radioaktif (kg)

Dengan menghitung efisiensi peneaeahan dari masing-masing energi pada sumber standar, maka dapat dibuat kurva kalibrasi efisiensi yang selanjutnya digunakan untuk menghitung aktivitas dari suatlj radionuklida

Akivitas per satuan massa (konsen-trasi aktivitas) dari masing-masing radionuklida dihitung dengan persarnaan [13J :

Faktor koreksi serapan diri dihitung bila terjadi perbedaan antara kerapatan sampel dengan kerapatan sumber standar.

Fk- p.1 (4)

l-e-P·I

dimana, t : tebal sampel (em)

(6)

Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan Limbah V Pusat Teknologi Limbah Radioaktif - SATAN

ISSN 1410-6086

4,66

JN b / Tb

(Bq/kg) (9)

. MDC = c.Py.IV

Sedangkan konsentrasi minimum terdeteksi (MDC= minimum detectable concentration) dengan tingkat kepercayaan 95 % sebagai berikut :

Ketidakpastian pengukuran (uncertainty) pad a pengukuran konsentrasi aktivitas radionuklida (ae) dengan tingkat kepereayaan 95% dihitung dengan persamaan [14]:

. I

(m.,)2 (m'b)2 (m)2 {d'r)'2 (d).)2 (dV)2 (7)

at= ( .2 - + - + - .• - .• - .• -~ N/ Sh " f'r /J. II' Dimana aNt, aNb, m:, aPy, oFk dan aW adalah deviasi standar dari masing-masing laju eacah sampel, laju eacah latar, efisiensi,panearan radiasi gamma, faktor koreksi dan berat sam pel.

Batas deteksi terendah (LLD = lowest limit detection) dengan tingkat kepereayaan 95 % adalah:

4,66JNb

ITb

LLD

=

_£.P

_r

(Bq)

pada sistem mekanik diatur pad a posisi paling bawah kemudian sumber standar 152Eu aktivitas 0,48 mCi (29-11-2005), buatan PTKMR-BATAN diletakkan diatasnya menggunakan katrol merek Kondo, buatan Kondotee, Ine-Jepang. Jarak antara permukaan dinding drum sumber standar 152Eu dengan ujung detektor diatur sejauh 15 em (Gambar 4).

Sistem peneaeah spektrometer gamma in-situ terdiri : Inspector model 1200, buatan Canberra-USA, Soflvare Genie dibuat hubungan antara energi dengan efisiensi. 2000, bualan Canberra-USA dan Laptop lipe A45-S 1206, buatan Toshiba-Jepang diatur dalam selang 2253 detik. Tombol ON pular kanan sistem mekanik dan sistem peneaeah dihidupkan seeara bersamaan sehingga drum sumber standar 152Eu berputar ke kanan dan bergerak keatas, selelah 2253 detik motor penggerak dimatikan. Kurva kalibrasi efisiensi dibuat dengan menghitung efisiensi pada tiap-tiap net area energi puneak 152Eu menggunakan persamaan (1), kemudian dibuat hubungan antara energi dengan efisiensi.

Pengukuran Batas Deteksi Terendah dan Konsentrasi Minimum Terdeteksi

Dudukan drum pada sistem mekanik diatur pada posisi paling bawah kemudian drum berisi kertas-kertas yang tidak radioaktif diletakkan diatasnya. Selanjulnya dilakukan pengukuran seperti pada pengukuran sumber slandar 152Eu untuk mendapalkan cacah lalar belakang. Balas deteksi terendah dan konsentrasi rmnlmum lerdeleksi dihitung menggunakan persamaan (8) dan (9).

Diukur laju pajanan radiasi permukaan pada drum 1 menggunakan surveimeter Babyline 61A-Peraneis dan ditimbang beratnya menggunakan timbangan sentisimal buatan Elite-USA. Drum 1 selanjulnya diletakkan di atas sistem mekanik dan dilakukan pengukuran seperti pada pengukuran sumber standar 152Eu. Aktivitas limbah radioaktif dihitung menggunakan persamaan (3), (5), (6) dan (7). Demikian juga untuk drum-drum yang lainnya diukur dengan eara yang sama seperti pada drum 1.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Kurva kalibrasi efisiensi spektrometer gamma in-situ ¥ang diukur menggunakan sumber standar 1 2Eu pada jarak pengukuran 15 em diperoleh koefisien korelasi sebesar 0,9825, dapat dilihat pada Gambar 5. Efisiensi pencaeahan tertinggi pada energi sekitar 100 keV dan menurun dengan bertambahnya (6)

(5)

(8)

pm= 1,287 E.(),435 p =Pm P

Harga p diperoleh dari :

dimana,

p : kerapatan sam pel(g/em3)

pm :faktor serapan massa, yang harganya bergantung pada energi gamma

dimana E adalah energi gamma (keV)

METODOLOGI

Kalibrasi Efisiensi Spektrometer Gamma In-Situ

Sistem mekanik pemutar drum dan alamari kayu buatan PTKMR-BATAN diletakkan pada lantai yang datar kemudian spektrometer gamma in-situ dengan detektor HPGe model GC2020, buatan Canberra-USA diletakkan diatas almari dengan ketinggian detektor HPGe adalah 1,6 meter dari lantai. Pada ujung detektor HPGe spektrometer gamma in-situ dipasang kolimator dari Pb dengan diameter jendela 2 em. Dudukan drum

(7)

Presiding Seminar Teknologi Pengelolaan Limbah V Pusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN

energi radiasi yang berinteraksi dengan detektor. Hal ini terjadi karena semakin tinggi energi radiasi yang mengenai detektor akan semakin besar energi yang lolos dala~ interaksinya dengan kristal detektor. Energi radiasi akan efektif berinteraksi dengah detektor HPGe pada energi sekitar 100 keY [11 ].

Batas deteksi terendah dan konsentrasi minimum terdeteksi pada spektrometer ~amma in-situ untuk radionu'• klida 152Eu, 13Cs, 6OCO, 226Ra, dan 133B~

15 em Kolimatof y T i1ik alas Titik bawal1 Rallgka sislem mekanik .ISSN 1410-6086

disajikan pada Tabel 2. Jika dibandingkan dengan Gamma Scanner WM2110 dan WM2200, spektrometer gamma in-situ yang dilengkapi dengan sistem mekanik pemutar drum mempunyai konsentrasi terdeteksi minimum lebih rendah.

Hal ini terjadi karena waktu pencacahan pada spektrometer gamma in-situ Jebih lama dan pengukuran dilakukan di tempat yang jauh dari ruang penyimpanan limbah radioaktif, sehingga cacah Jatar sangat rendah.

SpektrQmeter Gamma In-S1tu

Latlop

---!VIolor penggerak

Gambar 4. Posisi detektor HPGe dengan drum limbah radioaktif

0.006 0.005 0.002 '(jj ~ 0.003 V) I;::: w 0.001 o o 200 400 600 y = 00144x'O 2121 R2 = 0.9825 800 1000 1200 1400 1600 Energi (keV)

(8)

Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan limbah V Pusal Teknologi Limbah Radioaklif - BATAN

ISSN 1410·6086

Tabel 2. Batas deteksi terendah Spektrometer Gamma In-Situ dan Gamma Scanner

Konsentrasi minimum terdeteksi (Bq/kg) Radionuklida

Batas deteksi Spektrometer Gamma ScannerGamma Scanner

terendah (Bq) Gamma In-Situ

WM2110 detektorWM2200 detektor HPGe HPGe detektor Nal(TI) 1~2Eu 252 ± 14-64 ± 7 -""bRa 97 ± 915 ± 2- -1~{CS 57 ± 113,79 ± 137 wCo 97 ± 915 ± 1- -u~Ba 196 ± 17-31 ± 3 -".J"U --₃₇ < 3,7 Lama pencacahan 38 menit 20 menit 30 menit

Hasil penimbangan limbah radioaktif, pengukuran laju pajanan permukaan dan aktivitas limbah radioaktif pada drum 1, 2, 3, 4 dan 5, disajikan pada Tabel 3. Berat limbah radioaktif bervariasi antara 11,65 kg pada drum 4 hingga 24,85 kg pada drum 2. Walaupun volume drum limbah radioaktif pada setiap drum sarna, akan tetapi beratnya berbeda-bed a bergantung pada material limbah. Untuk material limbah seperti vial plastik dan ampul mempunyai bobot yang lebih rendah dibanding dengan limbah kertas, tissue dan sa rung tangan. Laju pajanan permukaan pad a drum limbah radioaktif berkisar antara 0,26 hingga 100 mRfJam, rendah pad a drum 3 dan tinggi pad a drum 5. Menurut standar IAEA limbah radioaktif tersebut tergolong dalam aktivitas tingkat tinggi kategori I, karena laju pajanan permukaan kurang dari 0,2 R/jam, sehingga dapat ditangani dan diangkut tanpa tindakan pengamanan tertentu [9].

Aktivitas total limbah radioaktif berkisar antara (423 ± 29) Bq hingga (114.289 ± 7.459) Bq, rendah pada drum 3 dan tinggi pada drum 5. Radionuklida yang dominan pada limbah radioaktif tersebut adalah radionuklida seperti 137Cs dan GOCosedanjJtan limbah yang minor adalah 1S2Eu dan 1 Ba, karena penggunaan radionuklida tersebut sangat terbatas. Aktivitas limbah radioaktif pada masing-masin~ drum sangat bervariasi, untuk radionuklida 1 Eu berkisar antara (1.231 ± 225) 8q pada drum 1 hingga (3.762 ±266) 8q pada drum 4, radionuklida 137Cs antara (794 ±40) 8q pada drum 2 hingga (33.915 ± 709) 8q pada drum1, radionuklida GOCoantara (317 ±25) 8q pada drum 2 hingga (111.172 ± 7.456) 8q pad a drum 5. Sedang untuk radionuklida 1338a, dan 226Ra adalah (1.470 ±

109) Bq dan (4.242 ± 251) 8q pada drum 1 dan drum 4.

Konsentrasi aktivitas radionuklida total yang terendah mulai pada drum 3, 2, 4, 1 dan 5 masing-masing adalah (22 ± 2) Bq/kg, (45 ± 2) 8q/kg, (1.969 ± 111) Bq/kg, (3.621 ± 257) Bq/kg dan (7.033 ± 617) 8q/kg. Apabila konsentrasi aktivitas radionuklida pada limbah radioaktif tersebut homogen, maka limbah tersebut dapat digolongkan sebagai bukan limbah radioaktif karena aktivitas jenisnya kurang dari 70 kBq/kg. Akan tetapi karena konsentrasi limbah radioaktif tidak homogen, maka limbah tersebut harus tetap diberlakukan sebagai limbah radioaktif. Ketidak homogenan limbah radioaktif tersebut disebabkan antara lain : limbah radioaktif dengan waktu paro pendek dan panjang dicampur dalam satu drum, proses pemisahan lirnbah yang terkontaminasi dengan yang tidak terkontaminasi tidak baik, dan lain-lain.

KESIMPULAN

1. Spektrometer gamma in-situ yang dilengkapi kolimator Pb dan sistem mekanik pemutar drum dapat berfungsi seperti Gamma Scanner, sehingga dapat digunakan untuk pengukuran limbah radioaktif dengan batas deteksi terendah untuk radionuklida 60Co sebesar (97 ± 9) 8q dan untuk 137Cs sebesar (57 ± 11) 8q dengan lama pencacahan 2253 detik.

2. Limbah radioaktif padat yang berada di PTKMR-8ATAN termasuk limbah aktivitas tinggi golongan I, dimana laju pajanan permukaan antara 0,26 - 100 mR/jam, dengan aktivitas total antara (423 ± 29) 8q hingga (114.289 ±7.459) 8q.

(9)

Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan Limbah V Pusat Teknologi Limbah Radioaktif - SATAN

Taber 3. Aktivitas limbah radioaktif padat dalam drum volume 100 liter.

ISSN 1410-6086 I Laju I Konsentrasi Serat I AkitivitasaktivitasAkitivitas

Densitas Kode Jimbah(gr/cm3)Ipajanan

Radio-radionukJida radionuklida radionuklida (kg) permukaan nuklida (Sq) (mRljam) total (Bq) total I (Sq/kg) 152Eu 1.231 ± 225 Drum1 17,85 0,178510 I 133Sa1.470±10942.190 ± 7593.621 ± 257 137CS 33.915 ± 709 6OCo 5.575 +147 Drum2 24,85 0,24850,9137CS794 ± 401.108 ± 4745 ± 2 , 60CO 317+25 Drum3 18,75 0,1875423 ± 296OCo0,26423 ± 2922+2 I 152Eu 3.762 ± 266 Drum4 11,65 0,1165224.242 ± 251226Ra'1.969 ± 11122.940 ± 443 137Cs 1.971±123 60CO 12.966 + 300 Drum5 16,25 0,1625100I 137Cs 3.118±7.033 ± 617114.289 ±157 I 111.172 ±7.459

--6OCo 7.456

DAFT AR PUST AKA

1. BAPETEN, 1999, Keselamatan

Pengelolaan Limbah Radioaktif, Surat Keputusan Badan Pengawas Tenaga, Nuklir (BAPETEN) No: 03/Ka-BAPETENN-99, Jakarta.

2. PERATURAN PEMERINTAH, 2002, "Pengelolaan Limbah Radioaktif', Peraturan Pemerintah Republik Indonesia (PP) No: 27 tahun 2002, Jakarta.

3. HARALAMBIE, M., DINESCU, L., SIMA,

0.,

2004, "New Data Concerning The Efficiency Calibration of a Drum Waste Assay System", Romanian Reports In Physics, Volume 56 No.4, pp. 711 - 720, Bucharest, Romania.

4. HARALAMBIE, M., DINESCU, L., SIMA,

0.,

STOICA, P, "Study Concerning The Efficiency Calibration Of A Drum Waste Assay System", Romania Journal Physics, Vol. 51, pp 77-87, Bucharest, 2006 5. CESANA, A; TERANI, M., SANDRELLI,

G., 1993, "Gamma Activity Determination in Waste Drums From Nuclear Plants", Aplication Radiation and Isotope, Vol. 44, pp.517-520.

6. CHABALlER, B; 1996, "Nondestructive Determination of Activity", Nuclear Technology Vol 115, pp. 115-171.

7. DULAMA, C., TOMA,

A,

PAVELESCU, M., 1998, "Determination Of Uranium Content of Samples in Various Geometries

by Gamma Ray Spectrometry", pp. 321-328, IAEA-CN ..98/18P, Vienna.

8. Undang-Undang, 1997, "Undang-Undang Nomor 10 Tahun 1997 Tentang Ketenaganukliran", Jakarta.

9. WISNUBROTO, D. S., 2004, "Inspeksi Keselamatan Fasilitas Pengolahan Limbah Radioaktif', Pusat Pendidikan dan Pelatihan, Badan Tenaga Nuklir Nasional, Jakarta.

10. PRODUCT CATALOG, 2001, "Canberra A Packard Bioscience Company", Edition Twelve, pp. 400-406, Meriden.

11. SUSETYO,

w.,

1988," Spektrometri Gamma dan Penerapannya Dalam Analisis Pengaktifan Neutron", Gadjah Mada University Press, halaman: 163 -175, Yogyakarta.

12. PUSDIKLA T, 2002, "Dasar Proteksi Radiasi", Pusat Pendidikan dan Pelatihan - Badan Tenaga Nuklir Nasional, Jakarta. 13. BATAN, 1998, "Prosedur Analisis Sampel

Radioaktivitas Lingkungan", halaman : 137 - 155, Jakarta.

14. MARTIN, JAMES E., 2000, "Physics For Radiation Protection", John Wiley & Sons, Inc, New York.

(10)

TANYA JAWAB Dyah S. R. :

Bagaimana eara unluk menenlukan aklivilas limbah padal dalam drum yang lidak dikelahui radionuklidanya (aeak di dalam drum) karena kalibrasinya hanya di salu lilik pad a jarak 15 em dari deleklor?

Muji Wiyono:

Kalibrasi speklromeler gamma menggunakan sumber slandar Eu-152 yang mempunyai renlang energi dari energi rendah sampai tinggi sehingga diperoleh kurva kalibrasi yang dapal digunakan unluk menenlukan aklivilas dan radionuklida apa saja yang lerdapal dalam drum limbah radioaklif.

ISSN 1410-6086

Murdahayu:

Apakah sama speklromeler gamma insilu dengan speklromeler gamma biasa?

Jika jumlah sampel kurang dari 1 drum, bisa lidak diukur?

Muji Wiyono:

Pada prinsipnya sama, kelebihan speklromeler gamma insilu adalah disamping bisa digunakan seperti pada speklromeler gamma biasa juga dapal digunakan unluk mengukur di lapangan (berpindah-pindah).

Jika jumlah sam pel kurang dari 1 drum harus dilakukan koreksi geomelri.