EVALUASI KESELAMATAN RADIASI DI KANAL HUBUNG INSTALASI PENYIMPANAN SEMENTARA BAHAN BAKAR NUKLIR
BEKAS (KH-IPSB3) PASCA PENGISIAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR SERBA GUNA – GA. SIWABESSY
L.Kwin Pudjiastuti
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN
ABSTRAK
EVALUASI KESELAMATAN RADIASI DI KANAL HUBUNG INSTALASI PENYIMPANAN SEMENTARA BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS (KH-IPSB3) PASCA PENGISIAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR SERBA GUNA – G.A.
SIWABESSY. Telah dilakukan evaluasi dan pemantauan terhadap potensi bahaya radiasi, sebelum, selama dan sesudah pengisian bahan bakar nuklir bekas dari Reaktor Serba Guna GA.
Siwabessy ke dalam kolam penyimpanan sementara KH-IPSB3 sebanyak 246 buah. Hal tersebut dilakukan dengan tujuan untuk meyakinkan bahwa bahan bakar nuklir bekas serta pekerja dalam kondisi aman dan terpantau. Pemantauan dilakukan melalui beberapa cara antara lain, pengukuran laju dosis, pengukuran dosis kumulatif serta pengukuran tingkat kontaminasi permukaan dan kontaminasi udara yang ada disekitar kolam dan keluar cerobong. Hasil evaluasi menunjukkan bahwa laju dosis dan dosis kumulatif daerah kerja sebelum, selama dan sesudah pemindahan bahan bakar nuklir bekas, tidak ada peningkatan signifikan, masih jauh dibawah batas yang diijinkan. Demikian juga dengan hasil evaluasi tingkat kontaminasi permukaan sebesar 0,01 Bq/cm2 masih di bawah nilai batas kontaminasi rendah yaitu 3,7 Bq/cm2 untuk pemancar beta/gamma. Tingkat kontaminasi udara sekitar kolam dan yang keluar melalui cerobong juga masih jauh dari batasan yaitu antara 0,53 Bq/m3 - 0,78 Bq/m3dengan nilai batasan 70 Bq/m3. Hasil pemantauan dosis radiasi pada pekerja tidak memberikan peningkatan sesuai dengan hasil pengukuran laju dosis dan dosis kumulatif.
Kata Kunci : keselamatan radiasi, bahan bakar nuklir bekas, tingkat radiasi dan kontaminasi.
ABSTRACT
EVALUATION OF RADIATION SAFETY IN TRASFER CHANNEL- INSTALLATION STORAGE FOR SPENT FUEL (TC-ISFSF) POST- FILLING NUCLEAR SPENT FUEL MULTI PURPOSES REACTOR – G.A. SIWABESSY. Monitoring and evaluation of the potential radiation hazards has been done, before, during and after filling spent nuclear fuel from the Multipurpose Reactor GA. Siwabessy into the storage pool of KH-IPSB3 as many as 246 units. This is done to ensure that spent nuclear fuel and workers as well as in a safe condition and monitored. Monitoring is done through several ways, among others, the measurement of dose rate, the cumulative dose and the measurement of surface and ambien air contamination levels around storage pool also out from stack. The results of evaluation indicate that the dose rate and cumulative dose of the working area before, during and after the removal of spent nuclear fuel, there was no significant improvement, is still well below the allowable limits.
The Assessments of the surface contamination is 0.01 Bq/cm2 was below the lower limit value of 3.7 Bq/cm2 for the beta/gamma emitter. The level of air contamination around the pool and comes out through the stack is still too far from the boundaries between 0.53 - 0.78 Bq/m3 with limit value is 70 Bq/m3. The results of monitoring radiation doses to workers not increased as measured dose rate and cumulative dose.
Key words: radiation safety, nuclear spent fuel, radiation and contamination levels.
PENDAHULUAN
Sebagaimana biasa penggunaan bahan bakar akan menghasilkan panas, maka bahan bakar reaktor nuklir, selama operasi akan menghasilkan panas dan neutron. Panas dan neutron dari bahan bakan reaktor akan dikeluarkan apabila telah memenuhi tingkat pembakaran sesuai dengan disain reaktor tersebut. Bahan bakar yang digunakan di Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS), panas pembakaran dari bahan bakan nuklir (burn up) dirancang < 56 %, sehingga apabila bahan bakar nuklir telah mendekati nilai burn – up 56 %, maka bahan bakar harus diganti. Bahan bakar nuklir yang telah mengalami proses, dikeluarkan dari teras reaktor dan didinginkan di dalam kolam penyimpan sementara yang terletak disebelah kolam teras reaktor. Bahan bakar nuklir bekas mengandung unsur-unsur radioaktif hasil fisi, elemen trans uranium dan hasil aktivasi, bahan bakar tersebut juga mengeluarkan panas dan radiasi yang ditimbulkan oleh peluruhan unsur-unsur radioaktif.[1]
Kanal Hubung dan Instalasi Penyimpanan sementara Bahan Bakar Bekas (KH-IPSB3) merupakan instalasi yang dikelola oleh Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR). Instalasi yang berbentuk kolam dengan ukuran 5 m x 14 m, mempunyai kapasitas penyimpanan elemen bakar atau elemen kendali sebanyak 1458 perangkat. Semua Bahan Bakar Nuklir Bekas (BBNB) yang disimpan di kolam IPSB3 ditempatkan dalam rak penyimpan stainless steel yang dapat dipindahkan. Rak-rak ini berfungsi sebagai tempat penyimpanan sementara bahan bakar nuklir bekas yang sudah tidak dipergunakan lagi di RSG-GAS serta bahan teriradiasi hasil penelitian di Instalasi Radiometalurgi (IRM)
Pencegahan kritikalitas dilaksanakan dengan menyimpan BBNB di dalam rak yang terbuat dari stainless steel, ukuran 0,94 m × 0,94 m dengan jarak pitch antar bahan bakar 140 mm. Konfigurasi ini akan menghasilkan harga K
eff<
0,95 yang merupakan ukuran bahwa bahan bakar tidak akan mengalami kekritisan.
. Kanal hubung selain berfungsi untuk memindahkan BBNB, dapat juga
berfungsi sebagai media transportasi material teriradiasi dari RSG-GAS ke
Instalasi Produksi Radioisotop (IPR) maupun instalasi Radiometalurgi (IRM).
Bahan bakar nuklir bekas yang disimpan di IPSB3 dapat berupa BBNB sebelum dilakukan reeksport maupun penyimpanan sementara tidak di reeksport.
Dalam Laporan Analisis Keselamatan (LAK) KH-IPSB3, kolam IPSB3 hanya dipergunakan untuk menyimpan BBNB yang tidak cacat dan telah melalui pendinginan sedikitnya 100 hari. Bahan bakar nuklir bekas dipindahkan ke rak kolam IPSB3 tidak secara berkelompok tetapi satu persatu perangkat dan disimpan didalam rak di bawah permukaan air bebas mineral sedalam 2,5 meter dari bagian puncak bahan bakar. Sistem pemurnian air disediakan untuk mempertahankan kualitas air sesuai dengan syarat keselamatan yang telah ditetapkan. Air kolam dijaga pada temperatur sekitar 35
oC dengan cara mensirkulasikan air kolam melalui unit penukar panas (primer dan sekunder).
Sistem ventilasi dipasang untuk memperkuat kungkungan kemungkinan lepasnya material radioaktif berupa gas ke lingkungan.[1]
Bahan bakar nuklir bekas yang disimpan di rak penyimpanan kolam IPSB3 saat ini adalah bahan bakar nuklir bekas dari RSG-GAS dan bahan teriradiasi dari penelitian di IRM. Pada akhir tahun 2011 telah dilakukan pemindahan bahan bakar nuklir bekas dari kolam penyimpanan sementara RSG-GAS ke IPSB3 sebanyak 246 buah yang terdiri dari elemen bakar dan elemen kendali.
Tujuan utama dari pengelolaan BBNB adalah keamanan dalam penyimpanan, dengan memperhatikan faktor ekonomis dan memenuhi ketentuan keselamatan terhadap manusia dan lingkungan di dalam kolam. Penyimpanan di IPSB3 merupakan daur tebuka yaitu tidak dilakukan proses ulang BBNB dan diperkirakan selama 40 tahun sampai tersedia tempat penyimpanan lestari di formasi geologi pada kedalaman 500-1000 m di bawah permukaan tanah.[2]
Proses pemindahan BBNB dari RSG ke IPSB3 melalui kanal hubung satu
persatu dipindahkan dan dimasukkan kedalam rak yang telah disediakan di kolam
IPSB3 sesuai dengan posisi yang telah ditetapkan. Proses pemindahan BBNB
melalui kanal hubung dan rak penyimpanan ditampilkan dalam Gambar 1 dan
Gambar 2 sebagai berikut.
Gambar 1. Pemindahan BBNB melalui kanal
Gambar 2. Rak penyimpanan BBNB di kolam
Sebagai pengawasan proteksi radiasi, maka perlu diperhatikan prinsip dasar untuk menghindari paparan radiasi yang tidak diinginkan pada pekerja dan penyebaran kontaminasi dalam penanganan bahan bakar nuklir bekas.
Pengawasan dilakukan secara berkala dan terus menerus sehingga kondisi lingkungan sekitar kolam penyimpanan bahan bakar nuklir bekas terpantau aman.
Bahan bakar nuklir bekas berpotensi pada penerimaan dosis radiasi eksterna sehingga peraturan bekerja di daerah pengawasan harus ditegaskan agar pekerja mematuhi persyaratan bekerja pada daerah pengawasan yang meliputi penggunaan dosimeter perseorangan, pakaian kerja, shoe-cover, masker dan harus memperoleh izin dari pengawas proteksi radiasi. Selain potensi paparan radiasi, maka kondisi air kolam juga harus dijaga tetap memenuhi persyaratan dengan memperhatikan konduktivitas, suhu dan pH.
Dalam makalah ini akan diuraikan tentang pengawasan keselamatan
radiasi sebelum kolam berisi bahan bakar nuklir bekas, pada saat pengisian bahan
bakar nuklir bekas dan setelah selesai pengisian bahan bakar nuklir bekas, untuk
mengetahui terjadinya peningkatan parameter proteksi radiasi signifikan atau
tidak. Parameter proteksi radiasi yang dipantau meliputi, laju dosis, dosis
kumulatif, tingkat kontaminasi permukaan dan tingkat kontaminasi udara daerah
kerja. Pemantauan juga dilakukan terhadap penerimaan dosis pekerja.
3]TATA KERJA Bahan dan alat :
Pemantauan terhadap keselamatan pekerja pada saat pemindahan bahan bakar nuklir bekas dari RSG-GAS diperlukan peralatan diantaranya adalah Surveymeter, TLD, Dosimeter pena, Alat Pemadam Api Ringan (APAR), tempat limbah, Alat Pelindung Diri (pakaian kerja, masker, sarung tangan shoecover) dan pakaian timbal APRON jika diperlukan. Bahan yang diperlukan adalah kertas filter, bahan dekontaminasi.
Metode :
1. Pemantauan.
4]• Pemantauan dilakukan terhadap paparan radiasi daerah kerja, tingkat kontaminasi permukaan (lantai) di daerah kerja dan kontaminasi udara sekitar kolam.
• Pemantauan laju dosis, dilakukan pada daerah kerja Zona III meliputi kanal, kolam, ruang purifikasi, Zona II Ruang Kendali Utama dan Ruang ganti dan Zona I di Lobby. Pemantauan dilakukan sebelum, saat bahan bakar nuklir bekas di pindahkan dan setelahnya selesai pemindahan bahan bakar nuklir bekas sejumlah 246 buah secara terus menerus.
• Pemantauan laju dosis menggunakan radiameter FAG40F2 yang terkalibrasi dengan faktor kalibrasi 1,02. Pemantauan laju dosis dilakukan setiap dua minggu sekali.
• Pemantauan dosis kumulatif diukur tiga bulan sekali sesuai dengan periode pemakaiannya dengan memasang Dosimeter Thermoluminisence (TLD) pada ruangan yang dipantau.
• Pemantauan tingkat kontaminasi permukaan diukur setiap bulan sekali, dengan melakukan uji usap (smear test) menggunakan filter, kemudian dicacah menggunakan alat α/β Sample counter.
• Pemantauan tingkat kontamiansi udara disekitar kolam dilakukan dengan alat Countinous Air Monitor. Alat ini baru terpasang bulan Februari, sehingga data hanya diproleh setelah selesai pengisian BBNB di kolam IPSB3.
• Pemantauan udara buang melalui cerobong dilakukan dengan
mengambil/mencuplin sampel udara yang keluar cerobong dengan filter dan dilakukan pencacahan menggunakan alat α/β Sample counter.
2. Evaluasi
Hasil pemantauan dilakukan analisis untuk memperoleh laju dosis radiasi, dosis kumulatif dan tingkat kontaminasi daerah kerja sebagai bahan evaluasi dan dibandingkan dengan batasan yang diijinkan.
6]HASIL DAN PEMBAHASAN
Pengawasan terhadap tingkat radiasi di daerah kerja dilakukan melalui pemantauan laju dosis selama proses loading bahan bakar nuklir bekas dan pengukuran tingkat kontaminasi permukaan maupun udara daerah kerja. Hasil pemantauan ditunjukkan dalam Gambar 3 sebagai berikut.
Gambar 3. Pengukuran laju dosis daerah kerja sebelum pengisian, saat pengisian dan setelah pengisian Bahan Bakar Nuklir Bekas di IPSB3.
Gambar pemantauan laju dosis diatas terlihat pemantauan sebelum kolam
berisi BBNB, zona I laju dosis rata-rata sebesar 0,19 µSv/jam sedangkan pada
zona II dan III rata-rata sebesar 0,25 µSv/jam. Zona I merupakan daerah
pengawasan meliputi ruang lobby dengan batasan sebesar 1,00 µSv/jam. Pada saat
kegiatan pemindahan BBNB dan setelah kegiatan selesai hasil pengukuran laju
dosis tidak meningkat signifikan, bahkan cenderung menurun meskipun tidak
banyak. Berdasarkan hasil pengkajian bahwa laju dosisi sampai dengan 0,30
merupakan dosis latar, maka dari hasil pemantauan sebelum kegiatan pengisian
BBNB laju dosis dapat dikatakan sebagai background. Gambar 1 diatas, pemantauan radiasi selama kegiatan pengisian BBNB dan setelah selesai pengisian, tidak ada kenaikan/ peningkatan laju dosis yang signifikan, hasil pengukuran masih dibawah batasan laju dosis. Air kolam sangat cukup untuk menahan radiasi yang ditimbulkan oleh adanya peluruhan radionuklida yang masih ada di dalam BBNB tersebut sehingga paparan masih dalam batas aman.
Data pengukuran laju dosis juga di dikuatkan dengan data pengukuran dosis kumulatif di daerah kerja dengan menggunakan Thermoluminisence Dosimeter yang dapat dipergunakan sebagai pembanding. Data hasil pengukuran dosis kumulatif pada berbagai zona pada saat kolam belum diisi BBNB, saat proses pemindahan/ pengisian dan saat setelah pengisian BBNB ditampilkan dalam Gambar 4 sebagai berikut.
Gambar 4. Dosis kumulatif pada berbagai zona menggunakan TLD
Dosis kumulatif pada Zona I dan Zona II sebelum pemindahan BBNB tidak
dilakukan pengukuran, sedangkan pada saat pemindahan dan setelahnya
dilakukan pemantauan selama 3 bulan terus menerus baru dilakukan evaluasi,
sedangkan pada zona III dilakukan pengukuran baik sebelum, saat pemindahan
dan setelahnya. Pada zona II tertinggi sebesar 0,35 mSv selama 3 bulan. Dosis
kumulatif tertinggi pada zona III dan yang paling berkontribusi adalah daerah
purifikasi, sebesar 1,43 mSv, sedangkan pada kolam dan kanal masing-masing
hanya sekitar 0,23 dan 0,24 mSv, besaran batasan dosis atau Nilai Batas Dosis
(NBD) per tahun adalah 20 mSv, jadi perkiraan penerimaan dosis bagi pekerja
relatif kecil sekali. Dosis kumulatif tertinggi pada zona III terpantau di ruang
purifikasi, karena pada ruang tersebut terdapat instalasi pemurnian air menggunakan resin bed dan fasilitas penampungan resin bekas purifikasi yang mengikat radionuklida di air.
Untuk membandingkan kecenderungan antara dosis kumulatif dan laju dosis pada zona I, II dan III ditampilkan pada Gambar 5 di bawah. Pengukuran laju dosis menggunakan radiameter dengan satuan µSv/jam dan pengukuran dosis kumulatif menggunakan TLD dengan satuan mSv/tahun yang memiliki kecenderungan yang simetris.
Gambar 5. Perbandingan dosis kumulatif dan laju dosis
Hasil evaluasi tingkat kontaminasi permukaan daerah kerja yang dilakukan
dengan uji usap menggunakan filter, selanjutnya pencacahan menggunakan alat
alpha/beta sampel counter, diperoleh data tingkat kontaminasinya seperti
ditunjukkan dalam Gambar 6 dibawah.
Gambar 6. Tingkat kontaminasi permukaan gross β/γ KH-IPSB3
Dalam uji usap tidak ditemukan adanya kontaminasi gross α, sedangkan untuk kontaminasi gross β/γ, terdeteksi meskipum relatif sangat kecil dibandingkan dengan batasan.
Tingkat kontaminasi gross β/γ pada permukaan di zona I dan zona II, dari grafik diatas tidak mengalami peningkatan pada saat dilakukan pemindahan BBNB dan stabil saat setelah pengisian BBNB yaitu sekitar 0,01 Bq/cm
2. Jika dilihat pada zona III, maka tingkat kontaminasi permukaan sekilas meningkat empat kali dibandingkan dengan sebelum pengisian, tapi apabila dilihat dari besaran tingkat kontaminasi, maka masih jauh dibawah batasan yang diijinkan sebesar 3,7 Bq/cm
2[5]. Perbedaan antara sebelum, saat pemindahan dan sesudahnya, juga dapat disebabkan adanya kontaminan debu radon yang terdapat di ruangan karena udara sekelilingnya. Tingkat kontaminasi gross β/γ pada permukaan di zona III, mengalami peningkatan meskipun masih dibawah nilai batas, karena zona III merupakan daerah kegiatan pemindahan bahan bakar nuklir bekas dengan fasilitas pendukungnya meliputi kolam, kanal dan purifikasi. Ruang purifikasi ini yang memberikan kontribusi hasil pengukuran paling besar seperti pengukuran yang lainnya. Namun tingkat aktivitas ini diusahakan tidak akan meningkat, dengan melakukan dekontaminasi daerah kerja, sehingga tidak melebihi nilai batas yang diijinkan.
Pemantauan tingkat kontaminasi udara diukur dengan menggunakan alat I- CAM yang dipasang di sekitar kolam IPSB3. Selain itu udara yang keluar cerobong juga dipantau dengan mengambil cuplikan dan dianalisis hasil pengukuran tingkat kontaminasi udara di KH-IPSB3 seperti ditunjukkan dalam Tabel 1 sebagai berikut.
Tabel 1. Pengukuran kontaminasi udara di sekitar kolam dan di stack
No Lokasi
Tingkat kontaminasi Udara Gross (Bq/m
3)
Februari Maret April Mei
α β α β α β α β
1 Kolam 0.01 0.72 0.01 0.76 0.01 0.78 0.02 0.53
2 Stack 0.11 0.23 0.01 0.09 ttd 0.00 ttd 0.09
Tabel diatas adalah hasil pengukuran tingkat kontaminasi udara setelah kegiatan pengisian bahan bakar nuklir bekas selesai. Pengukuran kontaminasi udara di sekitar kolam menggunakan alat Countinues Air Monitor sehingga langsung dapat diperoleh data tingkat kontaminasi. Hasil pengukuran untuk gross α terdeteksi antara 0,01 Bq/m
3- 0,02 Bq/m
3, dan antara 0,53 Bq/m
3- 0,78 Bq/m
3untuk gross β/γ. Besaran ini kemungkinan tidak berasal dari kontaminasi bahan uranium yang masih ada, tetapi lebih cenderung karena adanya gas radon yang memang ada di udara ambien. Besaran ini masih sangat kecil jika dibandingkan dengan batasan kontaminasi udara sebesar 70 Bq/m
3.
Hasil pengukuran tingkat kontaminasi udara yang keluar melalui cerobong (stak) relatif sangat kecil bahkan tidak terdeteksi adanya kontaminan yang keluar cerobong. Hasil pengukuran tertinggi pada bulan Februari sebesar 0,11 Bq/m
3untuk gross α dan 0,23 Bq/m
3untuk gross β/γ. Besaran ini juga masih sangat kecil jika dibandingkan dengan batasan kontaminasi udara. Sedangkan pada pengukuran periode selanjutnya dapat dikatakan tidak terdeteksi adanya keluaran radionuklida melalui cerobong.
Penerimaan dosis radiasi pekerja dilakukan setiap tiga bulan dan dievaluasi, hasil pemantauan dosis radiasi sebelum, selama dan setelah pengisian BBNB ditampilkan pada Tabel 2 sebagai berikut.
Tabel 2. Penerimaan dosis radiasi pekerja di KH-IPSB3
No Dosis
Dosis efektif yang diterima pekerja (mSv)*
Tahun 2011 Tahun 2012
TW III TW IV TW I TW II
1 Jumlah TLD 31 31 31 31
2 Minimum Ttd Ttd Ttd Ttd
3 Maksimum 0,13 0,11 1,92 0,21
4 Rata-rata 0,01 0,03 0,11 0,01
*NBD/ = 20 mSv/tahun 7]
