analisis laju dosis radiasi di dalam pengungkung …digilib.batan.go.id/e-prosiding/file...

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir 2014

Pontianak, 19 Juni 2014

351

ISSN: 2355-7524

ANALISIS LAJU DOSIS RADIASI DI DALAM PENGUNGKUNG

REAKTOR PLTN PWR 1000 MWe

Amir Hamzah, Pudjijanto dan Anis Rohanda

Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN Kawasan Puspiptek Serpong Gd. 80, Setu, Tangerang Selatan

Telp/Fax: 021 756 0912 / 021 756 0913 email: [email protected]

ABSTRAK ANALISIS LAJU DOSIS RADIASI DI DALAM PENGUNGKUNG REAKTOR PLTN PWR

1000 MWe. Analisis laju dosis di dalam pengungkung reaktor PLTN PWR 1000 MWe dilakukan

dalam rangka tugas yang tertuang di dalam RENSTRA PTKRN tahun 2010 – 2014, diantaranya

yaitu mengenai evaluasi desain reaktor PLTN PWR 1000 MWe. Seperti diketahui, beberapa tempat di

dalam pengungkung terdapat komponen-komponen reaktor yang secara rutin dilakukan perawatan

oleh petugas. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk menentukan laju dosis radiasi di beberapa

tempat di dalam pengungkung PLTN PWR AP1000 sehingga dapat dipastikan laju dosis di tempat

tersebut aman bagi pekerja saat melakukan perawatan. Analisis laju dosis di dalam pengungung

reaktor PLTN PWR 1000 MWe dilakukan menggunakan program MCNP. Analisis dilakukan pada

saat reaktor beroperasi dan saat reaktor padam. Pada saat reaktor beroperasi, sumber radiasi neutron

ditentukan menggunakan program MCNP. Radiasi gamma saat reaktor beroperasi berasal dari hasil

reaksi tangkapan radiatif, fisi spontan yang ditentukan secara analitik dan peluruhan zat radioaktif

ditentukan menggunakan program ORIGEN2.1. Pada saat reaktor padam, sumber radiasi teras

hanya berasal dari radiasi gamma peluruhan zat radioaktif. Laju dosis di posisi-posisi yang

dikehendaki di analisis menggunakan program MCNP untuk tiap-tiap sumber radiasi yang ada dan

hasilnya dijumlahkan pada titik pengukuran yang sama. Hasil analisis laju dosis menunjukkan bahwa

pada saat reaktor beroperasi tidak direkomendasikan ada pekerja yang memasuki pengungkung reaktor

karena laju dosisnya cukup tinggi. Pada saat reaktor padam, di beberapa posisi di dalam

pengungkung, pekerja yang melakukan perawatan harus dalam pengawasan petugas proteksi radiasi

karena laju dosisnya masih agak tinggi.

Kata kunci: PLTN, PWR, laju dosis, ORIGEN, MCNP.

ABSTRACT RADIATION DOSE RATE ANALYSIS IN COTAINMENT OF 1000 MWe PWR NPP.

Analysis of the dose rate inside the 1000 MWe PWR NPP confinment performed in the framework of

the task set out in the 2010 to 2014 PTKRN Strategic Plan, among which the design evaluation of

1000 MWe PWR reactors. As it is known, in some places in the reactor confinement there are

components that routinely maintained. The purpose of this study was to determine the radiation dose

rate at several places in the AP1000 PWR NPP confinement so that the dose rate can be ascertained at

the site safe for workers when performing maintenance. Analysis of the dose rate in the 1000 MWe

PWR NPP confinement performed using MCNP program. The Analysis was performed during

reactor operation and shutdown condition. At the time of reactor operation, neutron radiation source

was determined using MCNP program. Gamma radiation at operating reactor condition came from

the radiative capture reactions and spontaneous fission were determined analytically and the decay of

radioactive substances was determined using ORIGEN2.1 program. At shutdown condition,

radiation sources only gamma radiation originating from the decay of radioactive substances. Dose

rate at the certain location were analyzed using the MCNP program for each of the existing radiation

sources and the results are summed at the same measurement point. The results of the analysis

indicate that during reactor operation, it is not recommended to let worker enters the reactor because

the dose rate is high. At the time of reactor shutdown, at some position in the confinement, workers

who do maintenance should be under the supervision of radiation protection officers because the

dosage rate is still quite high.

Keywords: NPP, PWR, dosis rate, ORIGEN, MCNP.

Analisis Laju Dosis Radiasi Di Dalam Pengukung...

Amir Hamzah, dkk.

352

ISSN: 2355-7524

1. PENDAHULUAN Persiapan pembangunan PLTN di Indonesia sebagai alternatif sumber energi,

memerlukan sumber daya manusia (SDM) yang handal dalam menguasai Ilmu

Pengetahuan dan Teknologi (IPTEK) reaktor nuklir. Penelitian ini turut membangun

kemampuan dasar SDM dengan melakukan verifikasi desain reaktor PLTN pertama di

Indonesia. Pada penelitian ini, peneliti membatasi diri pada analisis laju dosis radiasi yang

dipancarkan oleh teras reaktor PLTN tersebut. Perisai reaktor berfungsi menghalangi

pancaran radiasi terutama gamma dan neutron sedemikian sehingga radiasi yang masih

tembus sudah sangat kecil yang nilainya di bawah batas yang dibolehkan. Dengan

konstruksi perisai reaktor yang baik maka akan terjaga keselamatan baik bagi pekerja,

masyarakan dan lingkungan sekitar reaktor PLTN. Tujuan riset yang dituangkan di dalam

makalah ini adalah untuk menganalisis laju dosis radiasi di dalam pengungkung reaktor

PLTN PWR 1000 MWe[1]. Dengan demikian, desain reaktor yang akan dibangun di

Indonesia memiliki sistem perisai yang benar-benar menjamin keselamatan radiasi terutama

bagi pekerja dan masyarakat serta lingkungan di sekitarnya.

Pada penelitian sebelumnya telah dilakukan analisis distribusi fluks neutron dan offset

aksial teras reaktor benchmark jenis PWR 1300 MWe rancangan KWU (Kraftwerk Union AG,

RFJ)[2,3,4]. Analisis tersebut dilakukan pada daerah teras aktif dengan model teras homogen

dan jumlah kelompok energi neutron sebanyak 3 kelompok. Namun karena data yang

dimiliki hanya berupa data rapat atom teras dan komponen teras lain, maka hasil analisis

distribusi fluks neutron masih berupa nilai ternormalisasi yang belum diperoleh nilai fluks

neutron absolut. Demikian pula pada penelitian[5] tentang analisis spektrum neutron di luar

bejana tekan teras reaktor daya jenis PWR 1300 MWe yang masih berupa nilai ternormalisasi

dan nilai absolut yang ditampilkan masih berupa pendekatan. Pada penelitian[6,7,8] mengenai

analisis distribusi fluks neutron dan spektrum neutron reaktor penelitian serta laju dosis

neutron hingga perisi biologi reaktor PWR 1000 MWe dengan hasil sudah berupa nilai

distribusi fluks dan spektrum neutron serta laju dosis yang absolut. Salah satu hasil utama

dari penelitian di atas adalah telah tervalidasinya model analisis yang dibuat. Sebagai tindak

lanjut dari penelitian sebelumnya, perlu dilanjutkan dengan analisis laju dosis di dalam

pengungkung reaktor daya jenis PWR 1000 MWe dalam hal ini reaktor AP1000. Seperti

diketahui, di dalam pengungkung PLTN terdapat lokasi-lokasi peralatan atau komponen

reaktor yang secara rutin dirawat di antara siklus operasi.

Tujuan dari penelitian ini adalah menentukan distribusi laju dosis di reaktor PLTN

PWR 1000 MWe yaitu reaktor AP1000 di lokasi-lokasi komponen reaktor yang secara rutin

dirawat di dalam pengungkung. Data hasil analisis laju dosis radiasi pada posisi tertentu

sangat dibutuhkan untuk menunjukkan tingkat keselamatan radiasi di posisi tersebut.

Seperti diketahui, yang paling dominan ada dua jenis radiasi yang terpancar dari reaktor

nuklir yaitu radiasi neutron dan gamma. Walaupun daya tembus radiasi neutron[9,10,11] tidak

sebesar radiasi gamma namun tingkat kerusakan yang ditimbulkannya lebih besar. Analisis

laju dosis neutron ini juga dilakukan karena jarak antara teras reaktor PWR dengan perisai

biologik relatif dekat sehingga dikhawatirkan masih ada neutron yang masih dapat

menembus perisai tersebut.

Analisis laju dosis reaktor daya ini dilakukan menggunakan program MCNP[12].

Model perhitungan yang dilakukan meliputi 9 zona material yaitu, teras, air, selimut, air,

tong, air, bejana tekan, beton dan lapisan udara luar. Analisis laju dosis di dalam

pengungung reaktor PLTN PWR 1000 MWe dilakukan menggunakan program MCNP.

Analisis dilakukan pada saat reaktor beroperasi dan saat reaktor padam. Pada saat reaktor

beroperasi, sumber radiasi neutron ditentukan menggunakan program MCNP. Rasiasi

gamma saat reaktor beroperasi berasal dari hasil reaksi tangkapan radiatif, fisi spontan yang

ditentukan secara analitik dan peluruhan zat radioaktif ditentukan menggunakan program

ORIGEN2.1. Pada saat reaktor padam, sumber radiasi teras hanya berasal dari radiasi



353

ISSN: 2355-7524

gamma peluruhan zat radioaktif. Laju dosis di posisi-posisi yang dikehendaki di analisis

menggunakan program MCNP untuk tiap-tiap sumber radiasi yang ada dan hasilnya

dijumlahkan pada titik pengukuran yang sama. Penentuan laju dosis dilakukan ke arah

radial dan aksial dari pusat teras hingga udara di luar perisai biologik di dalam

pengungkung di tempat beberapa komponen reaktor yang secara rutin dilakukan

perawatan.

2. METODOLOGI

2.1. Perhitungan Komposisi Material dan Penentuan Kuat Sumber

Berdasarkan ukuran geometri teras reaktor PLTN dan massa total tiap komponen

struktur reaktor maka dihitung komposisi dalam satuan persen berat (w/o). Seluruh bagian

dari reaktor dimasukkan ke dalam pemodelan geometri karena semua memiliki kontribusi

dalam penyerapan radiasi yang dihasilkan dari reaksi aktivasi, peluruhan aktinida dan fisi

di teras reaktor. Selain perisai, komponen dan bahan yang ada di dalam reaktor termasuk air

pendingin yang semuanya memiliki kontribusi dalam penyerapan radiasi. Tingkat

penyerapan tiap-tiap bahan terhadap neutron dan gamma sangat ditentukan oleh tampang

lintang serapan[9,10,11] dari tiap-tiap atom di dalam bahan.

Kuat sumber gamma teras reaktor pada saat reaktor beroperasi terdiri dari tiga

komponen, yaitu tangkapan radiatif, fisi spontan dan peluruhan radioaktif. Kuat sumber

tangkapan radiatif ditentukan berdasarkan persamaan :

………………………………………………(1)

dengan :

yaitu laju tangkapan radiatif nuklida i perdetik

pim = keboleh jadian sinar gamma tangkapan radiatif oleh nuklida i pada kelompok energi ke-m

= tampang lintang mikroskopis Ni = jumlah nuklida i t = fluks neutron termal

V = volume material yang mengandung nuklida i.

Sedangkan kuat sumber fisi spontan ditentukan berdasarkan persamaan :

..............................................................................(2)

dengan :

; (E)= 26,0e-2,3E (0,3 < E < 1) dan = 8,0e-1,1E (1 < E < 7) fr = 6,25 1018 P/En fisi/detik P = daya reaktor

En = energi gamma.

Dan kuat sumber peluruhan hasil aktivasi, peluruhan aktinida dan produk fisi

ditentukan menggunakan program ORIGEN2.1 dengan mengikuti pola operasi reaktor.

Seperti diketahui, daya reaktor sebesar 3400 MWth dan lama operasi satu siklus adalah 540

hari.

Kuat sumber neutron teras ditentukan menggunakan program MCNP dengan

mereratakan pada seluruh teras reaktor yang dibuat homogen. Analisis kuat sumber

neutron ini menggunakan kartu tally F4 pada teras reaktor PLTN homogen dengan diameter


Amir Hamzah, dkk.

354

ISSN: 2355-7524

equivalen 3,04 m dan tinggi teras aktif 4,27 m. Nilai absolut dari kuat sumber neutron, s,

ditentukan menggunakan persamaan:

sreratas VxxFTally 4 …………………………………………………..(3)

dengan:

Tally F4 = Data fluks radiasi hasil keluaran program MCNP, rerata = P/(ERfV), fluks rerata teras reaktor, P = daya reaktor (3400 MWth), ER = energi yang ditepaskan tiap reaksi fisi (3,2E-11 Joule), Σf = tampang lintang makroskopis fisi (cm2.g, f x m; f: tampang lintang

mikrosskopis fisi (cm2), m: massa bahan fisil (g)), V = volume teras reaktor (cm3),

Vs = volume sumber (cm3 = volume teras untuk sumber teras).

2.2. Pemodelan Teras Reaktor dan Perisai Radiasi

Teras reaktor PLTN dimodelkan ke dalam beberapa zona yaitu teras, selimut, air 1,

tong, air 2, kelongsong, bejana tekan dan beton serta udara. Model yang dibuat melingkupi

perisai biologi hingga pengungkung reaktor di tempat beberapa komponen yang secara

rutin dilakukan perawatan. Pemodelan dilakukan sesederhana mungkin namun tidak

mengurangi akurasi hasil analisis. Pemodelan tersebut dilakukan menggunakan program

VisEd[14] berdasarkan data-data komposisi dan geometri reaktor PWR 1000 MWe dalam hal

ini reaktor AP1000.

2.3. Analisis Laju Dosis Radiasi

Seperti disebutkan di atas, masukan paket program MCNP yang utama diantaranya

meliputi: (a) kartu sel, yang berisi spesifikasi sel yang dibuat, (b) kartu permukaan, dibuat

sesuai dengan ukuran dimensi objek yang sesungguhnya dan (c) kartu kendali, yang berisi

kerapatan material, jenis tally beserta posisinya kriteria pemberhentian program.

Seperti yang dimuat di dalam Tabel 2, posisi/lokasi deteksi ditentukan sebanyak 25

titik komponen di luar perisai biologi di dalam pengungkung reaktor masing-masing pada

level ketinggian 0 cm (pada tengah teras), 213 cm (pada ketinggian teras) dan 426 cm (2 kali

ketinggian teras). Pengelompokkan energi dalam analisis laju dosis neutron dilakukan

dalam 22 kelompok energi, sedangkan spektrum gamma sebanyak 18 kelompok energi.

Tabel 2. Posisi Deteksi di Atas Lantai (z = 0 cm, 213 cm dan 426 cm)

No. Posisi X Y No. Posisi X Y

1.a -550 -450 4.d 525 -1350 1.b -550 0 4.e 1050 -1350 1.c -550 450 5.a -800 -1450 2.a -1450 -450 5.b -400 -1450 2.b -1450 0 5.c 0 -1450 2.c -1450 450 5.d 525 -1450 3.a 1450 -450 5.e 1050 -1450 3.b 1450 0 6.a -450 1250 3.c 1450 450 6.b 0 1250 4.a -800 -1350 6.c 350 1250 4.b -400 -1350 7.a -450 1350 4.c 0 -1350 7.b 0 1350

7.c 350 1350

Eksekusi program MCNP dilakukan dengan mengoptimumkan jumlah histori

(kelayakan statistik) dan lama unit pemroses (CPU time). Penentuan nilai sumber spektrum

radiasi dilakukan berdasarkan hasil keluaran eksekusi program dan diolah menggunakan

persamaan (3). Sedangkan penentuan laju dosis dilakukan menggunakan persamaan (4)



355

ISSN: 2355-7524

berdasarkan hasil penentuan spektrum radiasi di atas dengan faktor konversi Fi untuk

neutron dan gamma yang diambil dari data pada acuan [12].

i

ii FxD )(' det, ………………………………………………..(4)

dengan:

det,i = Tally F5i x s, Tally F5i =keluaran program MCNP pada pada titik deteksi ke-i.

3. HASIL DAN PEMBAHASAN 3.1. Komposisi Material dan Kuat Sumber Reaktor PLTN

Berdasarkan ukuran geometri teras reaktor PLTN dan massa total tiap komponen

struktur reaktor maka dihitung komposisi dalam satuan persen berat (o/w). Seperti

diutarakan di atas, teras reaktor berisi 157 perangkat bahan bakar dengan total sekitar 96 ton

UO2 yang terdiri dari 3 jenis pengayaan yaitu 2,35%, 3,40% dan 4,45%. Secara keseluruhan,

komposisi material reaktor PLTN AP1000 yang menjadi kasus penelitian ini di muat di

dalam Tabel 3.

Tabel 3. Komposisi Reaktor PLTN PWR 1000 MWe dalam persen berat (o/w) Unsur Teras (g) dan (o/w) AISI 304 Beton Air Udara U235 2.870.695,80 0,0214375 U238 81.727.941,56 0,6103206

O 27.750.371,87 0,2072317 0,532 0,888085 0,218881 Zr 19.089.177,74 0,1425525 Sn 193.267,80 0,0014433 Nb 191.315,60 0,0014287 Fe 21.474,20 0,0001604 0,69000 0,014 C 2.635,47 1,968E-05 Si 976,10 7,289E-06 0,01000 0,337 N 898,01 6,706E-06 0,780000 Hf 780,88 5,831E-06 H 2.060.318,45 0,0153859 0,010 0,111915 0,001119 Cr 0,19000 Ni 0,08845 Mn 0,02000 C 0,00080 P 0,00045 S 0,00030

Na 0,029 Al 0,034 Ca 0,044 Densitas (g/cc) : 4,322333 7,897684 2,3 0,9983 0,00118

Gambar 5. Kuat Sumber Gamma Fisi Spontan dan Tangkapan Radiatif Teras PLTN


Amir Hamzah, dkk.

356

ISSN: 2355-7524

Tabel 4 Laju Dosis (µSv, %) Saat Reaktor Beroperasi dan Padam pada Beberapa

Ruang (z=0)

Hasil penentuan kuat sumber gamma sebagai hasil reaksi tangkapan radiatif dan fisi

spontan teras PLTN AP1000 yang dilakukan menggunakan persamaan 4 dan 5 masing-

masing diplot pada Gambar 5. Sedangkan kuat sumber gamma peluruhan radioaktif teras

PLTN tersebut dilakukan menggunakan program ORIGEN2.1 diplot pada Gambar 6.

Analisis tersebut dilakukan sesuai dengan daya 3400 MWth dan panjang siklus 540 hari.

Analisis peluruhan yang dibuat adalah pada akhir iradiasi, yang dianggap sebagai kuat

sumber saat reaktor beroperasi bersamaan dengan kuat sumber hasil reaksi tangkapan

radatif dan fisi spontan di atas. Sedangkan pada peluruhan 1, 7 dan 14 hari adalah sebagai

kuat sumber setelah reaktor padam. Hasil penentuan kuat sumber neutron teras reaktor

PLTN PWR 1000 MWe dalam hal ini reaktor AP1000 menggunakan program MCNP dengan

nilai fluks total dihitung berdasarkan persamaan (1) diplot pada Gambar 7.

Gambar 6. Kuat Sumber Gamma Peluruhan Radioaktif Teras PLTN PWR 1000 MWe



357

ISSN: 2355-7524

Gambar 7. Kuat Sumber Neutron Teras PLTN PWR 1000 MWe

Dari Gambar 5 s.d. 7, kuat sumber gamma teras saat reaktor beroperasi yang

dominan berasal dari hasil reaksi tangkapan radiatif. Pada saat reaktor padam, saat

dilakukan perawatan berbagai komponen reaktor, maka sumber gamma hanya berasal dari

peluruhan bahan radioaktif teras reaktor yang diplot pada Gambar 7 untuk peluruhan 1

hingga 14 hari pada saat itu sumber gamma yang berasal dari tangkapan radiatif dan fisi

spontan sudah tidak ada lagi. Sumber neutron teras hanya digunakan untuk menentukan

laju dosis neutron saat reaktor beroperasi. Sedangkan pada saat reaktor padam, sumber

neutron teras dianggap sudah tidak ada lagi.

3.2. Pemodelan Teras Reaktor dan Perisai Radiasi

Model teras hingga pengungkung reaktor yang dibuat bersamaan dengan titik-titik

penentuan laju dosisi neutron dan gamma dapat dilihat pada gambar 8 s.d. 10. Model yang

dibuat telah diyakini kebenarannya, karena telah menunjukkan hasil analisis faktor

perlipatan efektif yang sesuai dengan nilai literatur. Titik-titik penentuan laju dosis secara

radial ditunjukkan pada Gambar 8 dengan tiga level ketinggian (z) yaitu 0 cm, 213 cm dan

426 cm dari tengan teras reaktor seperti yang dimuat di dalam Tabel 2. Titik-titik tersebut,

seperti diutarakan diatas, sesuai dengan lokasi berbagai komponen reaktor yang biasa

dilakukan perawatan secara rutin pada saat reaktor padam.

Gambar 8. Konfigurasi Reaktor dan Posisi Penentuan Laju Dosis di dalam Pengungkung,

Potongan Melintang x-y, z = 0

Teras Perisai

biologi

Kompartemen

Pengungkung

Udara


Amir Hamzah, dkk.

358

ISSN: 2355-7524


Potongan Membujur x-z, y = 0


Potongan Membujur y-z, x =0

3.3. Analisis Laju Dosis Radiasi

Hasil analisisi distribusi laju dosis ke arah radial dan aksial dari dan pada sumbu teras

pada saat reaktor beroperasi diplot pada gambar 11 s.d. 13. Pada Gambar 11 terlihat bahwa

distribusi radial laju dosis neutron maupun gamma di udara di luar perisai biologi hingga

pengungkung mengikuti fungsi pangkat dengan R2 yang mendekati 1. Demikian pula

terlihat pada Gambar 12, distribusi aksial pada sumbu teras mulai dari ujung atas bejana

tekan juga mengikuti fungsi pangkat dengan R2 yang mendekati dan bahkan sama dengan 1.

Dibandingkan dengan distribusi secara radial, distribusi neutron aksial di atas teras jauh

lebih kecil. Hal itu dikarenakan pada arah aksial, diatas teras masih terdapat air pendingin

yang tebalnya sekitar ketinggian teras sehingga neutron tidak dapat menembus lebih

banyak. Dengan kata lain, air dengan ketebalan tersebut merupakan perisai neutron yang

lebih baik dibandingkan dengan beton pada perisai biologi, hal itu juga terlihat pada

Gambar 13. Pada saat reaktor beroperasi, laju dosis radiasi di dalam ruang tersebut masih

sangat tinggi, sehingga tidak diperkenankan bagi personil untuk memasukinnya. Laju dosis

radiasi neutron di dalam ruang tersebut, walaupun cukup kecil, namun memiliki daya

merusak yang sangat besar.

Teras

Perisai

biologi

Kompartemen

Pengungkung Udara

Air

pendingin

Bejana

tekan

Teras Perisai

biologi

Air

pendingin

Bejana

tekan

Pengungkung Udara

Kompartemen



359

ISSN: 2355-7524

Gambar 11. Distribusi Radial Laju Dosis Radiasi Reaktor PLTN PWR 1000 MWe

Saat Beroperasi.

Gambar 12. Distribusi Aksial Laju Dosis Radiasi di Atas Teras PLTN Saat Beroperasi.

Gambar 13. Distribusi Aksial Laju Dosis Radiasi di Luar Perisai Biologi PLTN Saat

Beroperasi.

Hasil analisisi laju dosis gamma ke arah radial dan aksial dari dan pada sumbu teras

pada saat reaktor padam dan meluruh 1 hari, 7 hari dan 14 hari diplot pada gambar 14 dan

15. Pada Gambar 14 terlihat bahwa distribusi radial laju dosis gamma di udara di luar

perisai biologi hingga pengungkung mengikuti fungsi pangkat dengan R2 yang mendekati 1.


Amir Hamzah, dkk.

360

ISSN: 2355-7524

Demikian pula terlihat pada Gambar 15, distribusi aksial pada sumbu teras mulai dari ujung

atas bejana tekan juga mengikuti fungsi pangkat dengan R2 yang mendekati 1. Pada saat

reaktor padam, radiasi neutron sudah dapat dikatakan tidak ada lagi, sehingga pada

Gambar 14 dan 15 tidak ada grafik distribusi laju dosis neutron. Secara umum, paparan

radiasi di luar perisai radiasi dan di dalam pengungkung pada saat reaktor pada dapat

dikatakan aman karena masih di bawah batas keselamatan radiasi yang diperkenankan bagi

pekerja. Namun selama menjalankan tugas-tugas perawatan, kegiatan tersebut hendaklah

masih dalam pengawasan petugas proteksi radiasi.

Gambar 14. Distribusi Radial Laju Dosis Radiasi Reaktor PLTN PWR 1000 MWe

Saat Padam.

Gambar 15. Distribusi Aksial Laju Dosis Radiasi Reaktor PLTN PWR 1000 MWe

Saat Padam.

Setelah dibuat analisis distribusi aksial maupun radial laju dosis tersebut, maka

dilakukan pemetaan laju dosis pada ruang-ruang di dalam pengungkung yang terdapat

komponen-komponen reaktor yang dilakukan perawatan secara berkala. Hasil pemetaan

laju dosis gamma dan neutron di beberapa ruang di dalam pengungkung pada saat reaktor

beroperasi pada level 0 cm, 213 cm dan 426 cm masing-masing dimuat pada Tabel 4 dan 5.

Sedangkan hasil analisis laju dosis gamma saat reaktor padam setelah meluruh 1 hari, 7 hari

dan 14 hari pada ketinggian 213 cm dimuat pada Tabel 6. Pada Tabel 4 secara umum terlihat

bahwa pada level ketinggian 213 cm dari tengah yang menunjukkan laju dosis yang paling



361

ISSN: 2355-7524

tinggi dibandingkan dengan pada ketingia 0 cm dan 426 cm, sehingga pada Tabel 6 hanya

ditampilkan laju dosis gamma saat reaktor padam pada ketinggian 213 cm.

Pada Tabel 4 terlihat bahwa, laju dosis pada beberapa ruang di semua level ketinggian

terdapat laju dosis yang cukup tinggi dan melebihi batas keselamatan radiasi yang

diperbolehkan. Pada Tabel 5, laju dosis neutron, walaupun sebagian besar menunjukkan

angka di bawah batas keselamatan radiasi, namun radiasi neutron memiliki daya merusak

yang sangat besar. Dengan demikian, pada saat reaktor beroperasi sama sekali tidak

direkomendasikan ada personil yang memasuki pengungkung reaktor. Pada saat reaktor

padam, terlihat pada Tabel 6 yaitu peta laju dosis di dalam ruang-ruang pada level 213 cm,

sebagian ruang di dalam pengungkung, paparan radiasi sudah cukup rendah dan sebagian

ruang lain sudah di bawah batas keselamatan. Peta paparan radiasi pada level ketinggian 0

dan 426 cm memliki laju dosis yang lebih rendah dibandingkan dengan laju dosis pada level

213 cm tersebut pada Tabel 6. Batas laju dosis radiasi maksimum bagi pekerja yang

ditentukan oleh Bapeten adalah sebesar 20 mSv/thn (10 Sv/jam)[16]. Pada ruang perawatan

komponen yang masih terdapat laju dosis radiasi yang masih agak tinggi, maka kegiatan

perawatan harus dibawah pengawasan petugas proteksi radiasi untuk menghindari dosis

akumulasi yang diterima pekerja masih di bawah ketentuan tersebut. Pada saat dilakukan

perawatan maka harus diterapkan prinsip ALARA sehingga terjamin keselamatan radiasi

bagi pekerja tersebut.

4. KESIMPULAN DAN SARAN Sesuai dengan hasil dan pembahasan di atas, maka dapat disimpulkan bahwa, pada

saat reaktor beroperasi, disamping radiasi gamma yang cukup tinggi, juga terdapat radiasi

neutron yang walaupun laju dosisnya rendah, namun memiliki daya merusak yang besar.

Karena itu tidak direkomendasikan ada personil yang masuk ke dalam pengungkung

reaktor PLTN. Kontribusi sumber radiasi gamma terbesar pada saat reaktor beroperasi

berasal dari hasil proses tangkapan radiatif di teras reaktor PLTN AP1000. Pada saat reaktor

padam, perawatan komponen reaktor dilakukan hendaklah dalam pengawasan petugas

proteksi radiasi dengan menerapkan prinsip ALARA sehingga pekerja tidak terkena dosis

radiasi akumulasi yang melebihi ketentuan BAPETEN.

Penelitian yang akan datang adalah melakukan analisis pemetaan laju dosis di luar

pengungkung, yaitu daerah kerja gedung turbin, gedung bantu dan lain-lain, untuk

menunjukkan bahwa pada daerah tersebut dapat diyakini keselamatan radiasi bagi pekerja.

5. UCAPAN TERIMA KASIH

Ucapan terimakasih penulis sampaikan kepada Ka. PTKRN dan Ka. BFTR yang

memberikan kesempatan kepada penulis untuk melakukan penelitian dan penulisan

makalah ini. Ucapan terima kasih juga penulis sampaikan kepada semua pihak yang tak

dapat disebutkan satu per satu yang memperlancar kegiatan penelitian dan penulisan

makalah ini.

DAFTAR PUSTAKA

[1]. Anonim. “AP 1000 European Design Control Document”, Westinghouse Electric

Company LLC: EPS-GW-GL-700, 2009.

[2]. HEHN G and KOBAN J. “Reactor Shielding Benchmark no.2 for a Pressurized Water

Reactor”, OECD Nuclear Energy Agency; Committee on Reactor Physics: NEACRP-L-

151, 1976.

[3]. BORIO DI TIGLIOLE A. “Benchmark evaluation of reactor critical parameters and

neutron fluxes distributions at zero power for the TRIGA Mark II reactor of the

University of Pavia using the Monte Carlo code MCNP”, Progress in Nuclear Energy,

2010, 52;5, p. 494-502.


Amir Hamzah, dkk.

362

ISSN: 2355-7524

[4]. HAMZAH A. “Analisis Distribusi Fluks Neutron dan Offset Aksial Teras Reaktor

PLTN Jenis PWR 1300 MWe Menggunakan Program MCNP”, Prosiding seminar

TKPFN ke-14, 2008, p. 188 – 196.

[5]. HAMZAH A. “Analisis Spektrum Neutron Cepat Di Bejana Tekan PLTN PWR

Menggunakan Program MCNP”, Prosiding seminar TKPFN ke-16, 2010, p. 29 – 35.

[6]. KHATTAB K. “Calculations of the thermal and fast neutron fluxes in the Syrian

miniature neutron source reactor using the MCNP-4C code”, Applied Radiation and

Isotopes, 2009, 67;4, p. 535-8.

[7]. SNOJ L. “Analysis of neutron flux distribution for the validation of computational

methods for the optimization of research reactor utilization”, Applied Radiation and

Isotopes, 2011, 69;1, p. 136-41.

[8]. HAMZAH A. “Analisis Laju Dosis Neutron Reaktor PLTN PWR 1000 Mwe

Menggunakan Program MCNP”, Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA,

Vol. 14, No. 2, Juni 2012.

[9]. YILMAZ E. “Gamma ray and neutron shielding properties of some concrete

materials”, Annals of Nuclear Energy, 2011, 38;10, p. 2204-12.

[10]. TAKASHI NAKAMURA, “Overview of recent experimental works on high energy

neutron shielding”, Progress in Nuclear Energy, 2004, 44;2, p. 85-187.

[11]. GHASSOUN J., “Neutron and photon doses in high energy radiotherapy facilities and

evaluation of shielding performance by Monte Carlo method”, Annals of Nuclear

Energy, 2011, 38;10, p. 2163-7.

[12]. X-5 MONTE CARLO TEAM. “MCNP – A General Monte Carlo N-Particle Transport

Code”, Version 5. LANL; 2004.

[13]. BLAKEMAN ED., “PWR Facility Dose Modeling Using MCNP5 and the

CADIS/ADVANTG Variance-Reduction Methodology”, ORNL, TM-2007, 133, 2007.

[14]. LAMARSH JR. “Introduction to Nuclear Reactor Theory”, American Nuclear Sosiety,

ASIN/ISBN 0894480405, 2002.

[15]. SCHWARZ AL. “MCNP/MCNPX Visual Editor Computer Code Manual For VisEd

Version 22S”, 2008.

[16]. BAPETEN, “Peraturan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir Nomor 4 tahun 2013

tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir”,

Jakarta, 2013.

DISKUSI/TANYA JAWAB:

1. PERTANYAAN: Jupiter SP. (PTKRN-BATAN)

Apa bedanya analisis yang dilakukan oleh pak Amir Hamzah dan pak Anis

Rohanda?

JAWABAN: Amir Hamzah (PTKRN-BATAN)

Analisis yang saya lakukan adalah analisis laju dosis di dalam pengungkung yang terdapat

komponen reaktor yang harus dilakukan kegiatan perawatan berkala pada saat reaktor PLTN

padam (tidak beroperasi). Karena posisi di dalam pengungkung masih cukup dekat dengan

teras reaktor, maka analisis laju dosis neutron dan gamma dilakukan pada saat reaktor

beroperasi. Hasil analisis menunjukkan bahwa pada saat reaktor PLTN beroperasi masih

terdapat paparan radiasi neutron di dalam pengungkung terutama di posisi yang sangat

dekat dengan dinding perisai biologi walaupun nilainya sangat kecil dan masih dibawah batas

paparan yang diizinkan oleh Bapeten. Sedangkan analisis yang dilakukan oleh pak Anis

Rohanda adalah analisis laju dosis di beberapa titik di luar pengungkung reaktor PLTN dan

karena perbedaan metoda maka tidak dapat dilakukan analisis laju dosis neutron.

analisis laju dosis radiasi di dalam pengungkung …digilib.batan.go.id/e-prosiding/file...

Documents