Upload
others
View
8
Download
0
Embed Size (px)
Citation preview
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
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir 2014
Pontianak, 19 Juni 2014
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
Analisis Laju Dosis Radiasi Di Dalam Pengukung...
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)
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir 2014
Pontianak, 19 Juni 2014
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
Analisis Laju Dosis Radiasi Di Dalam Pengukung...
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
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir 2014
Pontianak, 19 Juni 2014
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
Analisis Laju Dosis Radiasi Di Dalam Pengukung...
Amir Hamzah, dkk.
358
ISSN: 2355-7524
Gambar 9. Konfigurasi Reaktor dan Posisi Penentuan Laju Dosis di dalam Pengungkung,
Potongan Membujur x-z, y = 0
Gambar 10. Konfigurasi Reaktor dan Posisi Penentuan Laju Dosis di dalam Pengungkung,
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
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir 2014
Pontianak, 19 Juni 2014
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.
Analisis Laju Dosis Radiasi Di Dalam Pengukung...
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
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir 2014
Pontianak, 19 Juni 2014
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.
Analisis Laju Dosis Radiasi Di Dalam Pengukung...
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.