Sistem Proteksi Radiasi Di RSG – GAS

Gratis

0
0
7
1 week ago
Preview
Full text

  Evaluasi Data Laporan...(Subiharto, dll)

EVALUASI DATA LAPORAN TERAS SISTEM PROTEKSI RADIASI

  Subiharto, ST., Nazly Kurniawan, S.ST Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN

  ABSTRAK

EVALUASI DATA LAPORAN TERAS SISTEM PROTEKSI RADIASI. Telah dilakukan evaluasi data

  laporan teras sistem proteksi radiasi. Berdasarkan kebijakan Badan Tenaga Nuklir Nasional yang menyatakan bahwa Keselamatan adalah prioritas utama pada kegiatannya sehingga mencapai nihil kecelakaan dengan tujuanuntuk melindungi setiap karyawan, fasilitas, masyarakat dan lingkungan dari potensi bahaya . PRSG bertanggungjawab atas keselamatan yang ditimbulkan selama pengoperasian reaktor RSG-GAS, oleh karena itu untuk menjaga keselamatan operasi reaktor dilakukan pemantauan dan pengawasan parameter agar tidak melampaui batas keselamatan operasi, untuk menjaga keselamatan pekerja dilakukan pengendalian radiasi yang meliputi: pekerja radiasi, daerah kerja dan lingkungan. Untuk menjamin bahwa data-data tiap teras sistem proteksi radiasi tidak terlampaui berlu dilakukan dilakukan evaluasi. Evaluasi dilakukan dengan membandingkan data yang terukur dengan peraturan BAPETEN dan memperhatikan saran dari Panitia Keselamatan Kawasan. Berdasarkan hasil evaluasi diperolehbahwa beberapa data dari laporan teras sudah tidak representatif dengan peraturan BAPETEN yang terbaru terutama data untuk nobel gasdikarenakan satuan yang digunakan adalah Gross sehingga tidak bisa diketahui nuklidanya.

  ABSTRACT

DATA EVALUATION CORE REPORT OF RADIATION PROTECTION SYSTEM. Data evaluation

core report of radiation protection system has been conducted. Based on the policy of the National Nuclear

Energy Agency stated that Safety is a top priority on its activities so as to achieve zero accidents with the

main pupose is protect every employee, facilities, communities and the environment from potential hazards.

PRSG takes responsibility for the safety of the reactor generated during the operation of RSG-GAS,

therefore, reactor parameter monitoring and supervision so as not to exceed the limits for safe operation,

safety of workers treated by radiation protection, such as : radiation workers, work area and environment.

To ensure that the data of radiation protection system is not exceeded so the result need evaluated.

Evaluation is done by comparing the measured data with BAPETEN regulations and pay attention to the

advice of the Safety Zone Committee. Based on the results of the evaluation carried out that some of the data

from the report is not representative with BAPETEN latest regulatory especially for the nobel gases mainly

due to the unit being used is gross so the nuclide can’t be known.

  Keywords : Evaluation, Radiation Protection

PENDAHULUAN Untuk menjamin keselamatan radiasi

  sehubungan dengan kegiatan operasi instalasi nuklir Reaktor serba guna G.A siwabessy adalah seperti di RSG-GAS perlu adanya program reaktor terbesar di Asia Tenggara yang mempunyai pengendalian paparan radiasi yang intensif terhadap daya nominal 30 MW. Pengoperasian RSG-GAS personil dan daerah kerja berdasarkan atas prinsip dimanfaatkan untuk; pelatihan, produksi isotop, ALARA (As Low As Reasonably Achievable). silikon doping, irrradiasi sampel penelitian PRTF, Sistem proteksi radiasi di RSG-GAS dapat dibagi dan lain-lain. Untuk menjamin lepasan zat radioaktif menjadi dua bagian yaitu: sistem terpasang yang aman bagi lingkungan maka dilengkapi sistem terintegrasi dengan sistem reaktor, serta monitoring stack sesuai dengan program proteksi peralatanjinjing (portable) yaitu sistem pengukuran radiasi yang termuat dalam laporan analisis yang terlepas dari sistem yang lainnya. Sistem keselamatan (LAK).Pemanfaatan radiasi khususnya proteksi terpasang permanen berfungsi untuk di Reaktor Serba Guna GA. Siwabessy (RSG-GAS) melindungi personil (baik pekerja maupun tamu) di sebagai salah satu instalasi nuklir harus dijaga agar RSG-GAS dari paparan radiasi dan kontaminasi paparan radiasi yang ditimbulkan tidak merugikan yang berlebihan yang tidak direncanakan dan tidak dan membahayakan pekerja, masyarakat, dan diijinkan. Selain itu, juga bertujuan untuk menjaga lingkungan.

ISBN 978-979-8500-67-1

  2 O), reaksi fisi tingkat tiga dari bahan

  Sistem proteksi radiasi di RSG-GAS menggunakan 2 kelompok sistem peralatan/instrumentasi yaitu:

  Sistem Proteksi Radiasi Di RSG – GAS

  4) Tempat penyimpanan sementara limbah radioaktif yang berupa padat dan cairan.

  CIP,IP dan Luar teras reaktor (Lantai 13 m) Paparan radiasi dan kontaminasi dari pengeluaran target iradiasi

  Rabbit system (lantai 8 m) Paparan radiasi dan kontaminasi dari pengeluaran target iradiasi d.

  Hot Cell (lantai 13 m) b. Paparan radiasi dari hot cell umumnya dari kegiatan yang berhubungan dengan pembongkaran wadah target iradiasi maupun perawatan ruang hot cell c.

  Fasilitas Iradiasi a.

  Pendingin Sekunder berpeluang terjadinya paparan radiasi dikarenakan adanya perbedaan tekanan antara pendingin primer dengan pendingin sekunder memperkecil adanya kebocoran air dari primer ke sekunder akibat adanya kebocoran di penukar panas. Dengan pengoperasian reaktor yang kontinu berpeluang memaparkan radiasi di ruangan. 3)

  2) Sistem

  17 (n, α) C-14, dan reaksi U-235 (n,fissi) C-14. Aktivasi yang terjadi dari nuklida-nuklida yang terbentuk akibat adanya kontaminasi pengotor pada permukaan bahan bakar. Karena kterbatasan pembuatan bahan bakar selalu terikut faktor pengotor yang urnium di permukaan lempengan akan mengakibatkan adanya aktivasi dengan netron mengakibatkan terbentuk nuklida hasil fissi, yaitu terdiri dari nuklida- nuklida partikulat dan gas yaitu : I-128, I-131, I-132 sampai I-136, Br-82 sampai Br-84, Sr-89, Sr-90, y-90, y-91, Zr-95, Nb-95, Ru-103, Rh-103m, Ru-106, Rh- 106, Sn-125, Sb-125, Te-127m, Te-129m, Te- 132,Cs-137, Ba-140, La-140, Ce-141, Ce-144, Pr-144 , Nd-147,Sm-151, Kr-83m, Kr85 sampai 90, Xe-131 sampai Xe-138.

  bakar, pengotor litium yang terdapat pada bahan aluminium, dan reaksi aktivasi dari reflector berilium. Demikian pula reaksi aktivasi gas Ar- 41 yang terbentuk dari gas argon yang terdapat udara yang larut dalam air dengan neutron thermal dan epitermal. Reaksi pembentukan C- 14, dengan sumber sumber pembentukan C-14 yaitu; reaksi N-14(n,p) C-14, reaksi o-

  )yang secara alamiah terdapat dalam air ringan (H

  Prosiding Seminar Nasional Teknologi dan Aplikasi Reaktor Nuklir PRSG Tahun 2015

  2

  2 O

  O-19, serta kandungan garam pada air yaitu Na- 24, dan terbentuk reaksi aktivasi dengan bahan aluminium Na-23 dengan netron, S-35 terbentuk dari reaksi aktivasi Cl-35 (n,p).Demikian juga akan terdapat tritium berasl dari Deutrium (H

  Kolam Reaktor yang berhubungan langsung dengan sistem pendingin primer, dimana kolam reaktor terdapat teras reaktor tempat terjadi reaksi fissi antara netron dengan U-235 (bahan bakar) yang menghasilkan netron dan netron akan mengaktivasi komponen yang terdapat pada kolam reaktor misalnya bahan bakar, air pendingin dan lain lain. Sehingga akan menimbulkan radiasi yang berasal dari reaksi aktivasi dan fissi di atas, dan berpeluang lepas ke udara dan mengkontaminasi lantai ruangan. Hasil aktivasi dengan air akan menghasilkan nuklida radioaktif diantaranya : N-16, N-17, dan

  : 1)

  (1)

  Selama pengoperasian maupun perawatan RSG-GAS tidak dapat dihindari bahwa di lokasi maupun ruangan berpeluang terpapar radiasi di dalam gedung reaktor. Potensi paparan radiasi di ruangan dapat berasal dari anatara lain : Ruangan pengoperasian reaktor yang bersumber dari teras reaktor tempat bahan bakar di tempatkan, paparan radiasi dari pipa air pendingin primer, pendingin sekunder, lepasan partikulat maupun gas dari pengotor uranium bahan bakar maupun hasil aktivasi di fasilitas iradiasi teras reaktor, pengeluaran target pasca iradiasi dari berbagai fasilitas iradiasi yang ada di RSG-GAS serta sewaktu melakukan peyimpanan limbah radioaktif di tempat penyimpanan sementara serta melakukan perawatan sistem di mana komponennya teraktivasi netron. Sumber potensi Radiasi di RSG-GAS yang berpeluangmemaparkan radiasi berasal dari

  TEORI Potensi Sumber Radiasi di RSG-GAS

  digantikan dengan PERKA BAPETEN Nomor 7 Lingkungan).

  Semua data hasil pengukuran sistem proteksi radiasi harus dikelola dan dievaluasi, untuk mengetahui secara detail tingkat keselamatan radiologis di RSG – GAS selama beroperasi, serta akan menjadi bagian dari laporan operasi RSG

  dan mengendalikan lepasnya radioaktivitas ke lingkungan dalam batas-batas yang diijinkan.

  • – GAS, yang akan diserahkan kepada BAPETEN. Evaluasi akan dilakukan terhadap data sistem proteksi radiasi RSG – GAS yang ada di dalam Laporan Operasi Teras ke 85. Karena pada periode tersebut terjadi perubahan acuan untuk pedoman keselamatan radiologis di RSG
  • – GAS, antara lain; PERKA BAPETEN Nomor 1 Tahun 1999 (tentang Ketentuan Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi) digantikan dengan PERKA BAPETEN Nomor 4 Tahun 2013 (tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi Dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir), dan PERKA BAPETEN Nomor 2 Tahun 1999 (tentang Baku Tingkat Radioaktivitas di Lingkungan)

  Evaluasi Data Laporan...(Subiharto, dll)

  13. UJA09 CR001 di lantai + 23,00 m (R.0935), di dalam Ruang Kendali Utama untuk memantau paparan yang diterima oleh operator maupun supervisor reaktor.

  3. Sistem pengukuran aktivitas  gas mulia Ada tiga buah sistem pengukuran aktivitas gas mulia pemancar  yang terpasang, digunakan untuk memantau konsentrasi radioaktivitas udara di dalam ruangan-ruangan gedung RSG-GAS a.

  0423), alat ini untuk memantau  dan  aerosol di hot cell

  KLK04 CR002/3 di lantai + 0,00 m (R.

  0721), alat ini untuk memantau  dan  aerosol di balai operasi b.

  KLK01 CR001/2 di lantai + 13,0 m (R.

  Ada dua buah sistem pengukuran aktivitas ,  aerosol tipe LB 150 buatan Berthold GmbH yaitu : a.

  Sistem pengukuran aktivitas  aerosol Ada tiga buah sistem pengukuran aktivitas - aerosol tipe LB 151-1 buatan Berthold GmbH, Jerman yang terpasang untuk pemantauan daerah kerja, yaitu:KLK02 CR001, di lantai + 0,00 m (R.0423) 2. Sistem pengukuran aktivitas - aerosol

  Sumber paparan internal yang paling mungkin terjadi pada pekerja radiasi di dalam gedung RSG- GAS adalah melalui pernafasan udara yang Sistem pemantau radioaktivitas udara berfungsi untuk mengukur tingkat kosentrasi radioaktivitas udara (dalam satuan Ci/m3) yang dipasang pada tempat yang ditentukan letaknya sedemikian rupa di dalam gedung reaktor, yang diperkirakan mempunyai potensi terlepasnya zat radioaktif ke udara dalam ruangan. Peralatan ini akan mengaktifkan alarm bila batas yang telah ditentukan dicapai/dilampaui untuk melindungi pekerja radiasi dari bahaya radiasi interna. Sistem instrumentasi pemantau radioaktivitas udara ini terdiri dari : 1.

  Sistem Pemantau Tingkat Radioaktivitas Udara

  11. UJA07 CR003 di lantai + 13,00 m (R.0721), yang dipasang pada dinding sebelah selatan di depan Hot Cell, 12. UJA07 CR004 di lantai + 13,00 m (R.0721), yang dipasang di pinggir kolam reaktor,

  sistem instrumentasi yang terpasang terintegrasi dengan sistem reaktor, dan instrumentasi/peralatan portabel untuk pengukuran/survei. Sistem proteksi ini dipasang untuk melindungi personil (baik pekerja maupun tamu) dari paparan radiasi dan kontaminasi, juga untuk menjaga dan mengendalikan lepasnya radioaktivitas ke lingkungan agar selalu dalam batas-batas yang diijinkan.

  9. UJA07 CR001 di lantai + 13,00 m (R.0721), yang dipasang di dekat pintu masuk, sistem ini dilengkapi indikator yang bisa dilihat berapa besar paparan sebelum personil masuk ke dalam gedung reaktor (ruang total body monitor), 10. UJA07 CR002 di lantai + 13,00 m (R.0721), dipasang pada dinding sebelah barat,

  Element baru, 8. UJA06 CR002 di lantai + 8,00 m (R.0629), yang dipasang di dekat Rabbit System untuk memantau berapa besar paparan yang diterima operator rabbit system,

  6. UJA04 CR004 di lantai + 0,00 m (R.0423), yang dipasang di depan beam tube S5 dan S6 (dekat pintu masuk bagian dalam), sistem ini dipasang secara paralel indikator yang dipasang di depan pintu masuk, untuk memberi informasi bagi pekerja radiasi yang akan bekerja di Balai Percobaan, 7. UJA06 CR001 di lantai + 8,00 m (R.0621), dipasang di depan ruang penyimpanan Fuel

  5. UJA04 CR003 di lantai + 0,00 m (R.0423), dipasang di depan beam tube S1 dan S2,

  4. UJA04 CR002 di lantai + 0,00 m (R.0426), dipasang di dalam ruang pompa primer,

  3. UJA04 CR001 di lantai + 0,00 m (R.0421), dipasang di samping material accses,

  UJA02 CR001 di lantai – 6,50 m (R.0221), dipasang di depan tempat penyimpanan sementara limbah padat, 2. UJA02 CR002 di lantai – 6,50 m (R.0237), dipasang di depan ruang pompa KBE dan FAK,

  Sistem Pemantau Laju Dosis Gamma berfungsi untuk mengukur laju dosis radiasi gamma (dalam satuan mR/jam) yang dipasang di berbagai lokasi yang dipilih dan ditentukan letaknya di dalam gedung reaktor yaitu di ruangan-ruangan yang memungkinkan terlepasnya radiasi gamma (laju dosis setempat). Selain mengukur besarnya paparan radiasi juga mengaktifkan alarm bila batas paparan telah dicapai/dilampaui, dengan maksud untuk digunakan untuk menentukan laju dosis ion adalah dari tipe kamar ionisasi dan dipasang sedemikian rupa sehingga aksebilitasnya terjamin baik, khususnya untuk kalibrasi sekunder dengan menggunakan sumber-sumber standar dan pembangkit arus. Ada tiga belas buah sistem pemantau laju dosis gamma buatan Hartmann & Braun yang dipasang untuk memantau tingkat radiasi daerah kerja di RSG-GAS, yaitu : 1.

  SISTEM PROTEKSI RADIASI TERPASANG Sistem Pemantau Laju Dosis Gamma

  KLK01 CR003 di lantai + 13,0 m (R. 0721), alat ini untuk memantau  gas mulia di balai operasi

  Sistem proteksi radiasi jinjing adalah sistem pemantauan paparan radiasi menggunakan surveimeter jinjing (portable) di daerah-daerah yang berpotensi terdapat paparan radiasi serta dimana para pekerja radiasi sering melakukan kegiatannya. Sistem proteksi radiasi jinjing di RSG-GAS dilakukan dengan:

  7. KPK01 CR001 di lantai – 6,50 m (R.0223), alat ini untuk memantau aktivitas air limbah

  Sistem Proteksi Radiasi Jinjing (Portable) RSG- GAS

  3. KLK06 CR003 di lantai + 27,10 m (R.1003), adalah sistem fasilitas pengukuran untuk mencatat aerosol-aerosol radioaktif 4. KLK06 CR004 di lantai + 27,10 m (R.1003), adalah fasilitas pengumpul iodium dan aerosol untuk evaluasi laboratorium

  Pemantauan Operasional Pemantauan operasional yaitu pemantauan paparan radiasi gamma yang dilaksanakan dalam waktu yang direncanakan pada pelaksanaan kegiatan operasi tertentu.

  Prosiding Seminar Nasional Teknologi dan Aplikasi Reaktor Nuklir PRSG Tahun 2015

  3. Pemantauan Khusus Pemantauan khusus yaitu pemantauan paparan radiasi yang dilakukan untuk memperoleh data yang digunakan untuk membuat laporan mengenai permasalahan yang ditimbulkan dari suatu keadaan tak normal, kejadian khusus atau kecelakaan.

  Pada makalah ini digunakan data

  6. PA02 CR001 di lantai + 0,00 m (R.0420), alat ini untuk memantau aktivitas air pendingin sekunder

  1. Pemantauan Rutin Pemantauan rutin yaitu pemantauan paparan radiasi gamma yang dilaksanakan secara berkala setiap hari untuk mengukur tingkat paparan radiasi gamma di daerah kerja.

  KBE01 CR 001 di lantai – 6,50 m (R.0238), alat ini untuk memantau aktivitas airpendingin primer sebelum lewat resin 2. KBE02 CR 001 di lantai – 6,50 m (R.0230), alat ini untuk memantau aktivitas air warm layer system 3. KBE02 CR 002 di lantai – 6,50 m (R.0238), alat ini untuk memantau aktivitas airpendingin primer setelah lewat resin 4. FAK01 CR001 di lantai – 6,50 m (R.0230), alat ini untuk memantau aktivitas air kolam penyimpan bahan bakar bekas 5. PA01 CR001 di lantai + 0,00 m (R.0420), alat ini untuk memantau aktivitas air pendingin sekunder

  Untuk mengukur besarnya aktivitas pendingin primer maupun sekunder. Pengukuran aktivitas pendingin primer untuk memantau adanya ketidaknormalan pada teras reaktor atau bahan bakar reaktor, sedangkan pengukuran aktivitas pendingin sekunder untuk memantau adanya ketidak normalan/ kerusakan pada tangki penukar panas. Ada tujuh buah sistem pengukuran aktivitas air yang terpasang di RSG-GAS yaitu: 1.

  Sistem Pemantau Aktivitas Air Pendingin

  KLK04 CR001 di lantai + 0,00 m (R.0423), alat ini untuk memantau  gas mulia di hot cell

  KLK02 CR002 di lantai + 0,00 m (R. 0423), alat ini untuk memantau  gas mulia di balai percobaan c.

  ISBN 978-979-8500-67-1 b.

TATA KERJA

  • – data hasil pengukuran sistem proteksi radiasi pada periode Teras ke 85, sedangkan langkah - langkah evaluasi yang dilakukan adalah sebagai berikut : 1.
  • – GAS pada periode Teras ke 85 berdasarkan batasan parameter yang telah ditentukan sebelumnya, 2.

  2. KLK06 CR002 di lantai + 27,10 m (R.1003), adalah sistem fasilitas pengukuran untuk mencatat gas-gas muliaradioaktif selama darurat dan setimbang

  Untuk mengetahui bahan-bahan radioaktif yang dilepas ke lingkungan dan mencegah penglepasan radioaktif yang melampaui batas konsentrasi maksimum yang diijinkan. Maksud pemantauan buangan radioaktif yang bersifat gas ini adalah untuk mengetahui jumlah bahan-bahan radioaktif yang dibuang ke lingkungan dan mendeteksi kemungkinan terjadinya pelepasan radioaktif yang tidak normal.Ada lima buah sistem pengukuran lepasan/pancaran hasil belah bahan bakar reaktor di cerobong udara buangan yaitu: 1.

  Sistem Pemantau Lepasan Radioaktif Melalui Cerobong

  Melakukan kompilasi (pemilahan dan tabulasi) data – data hasil pengukuran sistem proteksi radiasi di RSG

  Menghitung nilai rata – rata dan nilai maksimal dari setiap parameter pengukuran radiasi,

  3. Membandingkan setiap nilai rata – rata dan nilai maksimal dari setiap parameter pengukuran radiasi dengan nilai batas keselamatan yang telah ditentukan (baik yang tercantum di dalam Laporan Analisis Keselamatan maupun di dalam PERKA BAPETEN Nomor 4 Tahun 2013), 4. Membuat evaluasi.

  KLK06 CR001 di lantai + 27,10 m (R.1003), adalah sistem fasilitas pengukuran untuk mencatat gas-gas muliaradioaktif selama operasi normal dan setimbang

HASIL DAN PEMBAHASAN

28 Desember 2013 sampai dengan tanggal 10 Juni

  15 MW Rerata Maks Rerata Maks

  Laju Dosis Gamma

  Evaluasi Data Laporan...(Subiharto, dll)

  Data operasi teras ke 85 dimulai dari tanggal

  2014

  (2)

  , adapun data laju paparan radiasi setelah dirata-rata hasilnya dapat dilihat dalam Tabel 1, yang menggunakan satuan lama atau non-SI.

  Sedangkan denah pemetaaan laju dosis radiasi gamma dapat dilihat pada Gambar 1, dan denah pemetaan laju dosis neutron dapat dilihat pada Gambar 2.

  

Tabel 1. Laju DosisGamma dan Neutron (mengunakan satuan lama atau non-SI)

  No Lokasi Pengukuran Batas

  Maksimum (mRem/jam)

  Laju Dosis Radiasi (mRem/ jam)

  0 MW

  • 1
  • 0
  • 0
  • 0

  • 1
  • 0
  • 0
  • 0
  • 1
  • 0
  • 0
  • 0

  • 1
  • 0
  • 0

  • 1
  • 0
  • 1
  • 0
  • 2
  • 1
  • 3
  • 2
  • 2
  • 2
  • 3
  • 2
  • 3
  • 2
  • 3
  • 2
  • 2
  • 2
  • 3
  • 2
  • 2
  • 1
  • 3
  • 2
  • 3
  • 2
  • 4
  • 3

  6,00 × 10

  1. Diatas Permukaan Kolam 1,25 2,50 × 10

  1,00 × 10

  1,75 × 10

  6,80 × 10

  2. Paparan tertinggi lantai 13.00 m 1,25 2,45 × 10

  2,26 × 10

  8,91 × 10

  6,80 × 10

  3. Paparan tertinggi lantai 8.00 m 1,25 4,14 × 10

  4,20 × 10

  1,20× 10

  8,80 × 10

  4. Paparan tertinggi lantai 0.00 m 1,25 4,32 × 10

  15 MW Rerata Maks Rerata Maks

  1,62 × 10

  1,00 × 10

  5. Paparan tertinggi lantai -6.50 m 0,025 1,80 × 10

  1,60 × 10

  3,83 × 10

  1,40 × 10

  Laju Dosis Neutron

  1. Paparan tertinggi lantai 0.00 m 0,025 - - 4,18 × 10

  6,00 × 10

  Beberapa lokasi pengukuran yang menunjukkan kenaikan tingkat laju dosis gamma ketika reaktor beroperasi dibandingkan ketika reaktor tidak beroperasi. Hal ini disebabkan karena :

  1. Aktivasi neutron pada kandungan air pendingin primer, seperti pada lokasi di lantai 0,00 m; lantai + 8,00 m; dan pada lokasi di atas dan di sekitar kolam reaktor(titik nomor; 10, 18, 23, 27,

  29, dan 32 pada Gambar 1), 2. Dibukanya shutter pada beberapa fasilitas beam tube ketika reaktor beroperasi, seperti pada lokasi di lantai 0,00 m (titik; 12, 13, dan 17 pada Gambar 1).

  Laju Dosis Gamma

  Laju Dosis Radiasi (mSv/ jam)

  0 MW

  1,62 × 10

  1,00 × 10

  1,75 × 10

  6,80 × 10

  2. Paparan tertinggi lantai 13.00 m 125 2,45 × 10

  2,26 × 10

  8,91 × 10

  6,80 × 10

  3. Paparan tertinggi lantai 8.00 m 125 4,14 × 10

  4,20 × 10

  1,20× 10

  6,00 × 10

  4. Paparan tertinggi lantai 0.00 m 125 4,32 × 10

  8,80 × 10

  1,00 × 10

  1. Diatas Permukaan Kolam 125 2,50 × 10

  1

  5. Paparan tertinggi lantai -6.50 m 2,5 1,80 × 10

  1,60 × 10

  3,83 × 10

  1,40 × 10

  Laju Dosis Neutron

  6,00 × 10

  Sebelum data dilaporkan ke BAPETEN terlebih dahulu diperiksa oleh Panitia Keselamatan (PK), berikut adalah rekomendasi dari PK; Berdasarkan perka Bapeten No.4 Tahun 2013, tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir, satuannya dalam mSv/jam

  (3)

  , sedangkan dalam laporan Teras 85 masih dalam mRem/jam (Tabel 1).Masalah ini segera ditindaklanjuti dengan mengkonversi satuan dari mRem/jam menjadi msv/jam dengan cara membagi 100 dari data, dan hasilnya seperti yang tersajipada Tabel 2.

  

Tabel 2.Laju Dosis Gamma dan Neutron (mengunakan satuan baru atau SI)

  No Lokasi Pengukuran Batas

  Maksimum (mSv/ jam)

  1. Paparan tertinggi lantai 0.00 m 2,5 - - 4,18 × 10

  Prosiding Seminar Nasional Teknologi dan Aplikasi Reaktor Nuklir PRSG Tahun 2015

  IS . S

  IN K B K

  01

  02

  42 S

  IS TE M FU S S H

  IN G

  02

  44 K A N A L P E M

  IN D A H S

  IR K U LS

  02

  I

  02

  78

  02

  79

  02

  77

  02

  76 JA L U R L

  IS TR

  43 R E S

  IA R Y - R 0246 0223 TEMPAT LIMBAH AIR AKTIF KOMPONEN TERKONTAMINASI 0222 0221 LANTAI - 6.50 m 0221 LANTAI BONGKAR MUAT 0241 KTF 01

  02

  IF

  1 F A K

  1 K B E

  2

  02

  70 0272 LIFT 0201 0203 GUDANG 0204 LOCK 0202 0229 PINTU DARURAT

  02

  33

  02

  32 S

  IS T E M P U R

  IK A S

  X IL

  I 0228 SISTEM PERBAIKAN GAS DAN UDARA SCA 02 0247 RUANG LOKAL PANEL 0245 0221 0227 K L A

   3

  D 3 U LA N G U A R A S

  IS . S

  IR K U LS

  I 0226 KLA 70 RADIASI TINGGI SIS. VENTING 0225 KLA 40 TEKANAN RENDAH SISTEM 0224 K L A

   3

  2 U L A N G U D A R A B A LA

  I E K S P E R

  IM E N A U

  IK

  30 KPK 01 SG 01

  02

  

5

S

  2

  7

  7

  2

  7

  6 LANTAI BONGKAR MUAT TEMPAT KOMP. TERKONTAMINASI 0420 DAK PIPA SEKUNDER 0424 SEL PRIMER 0275 D E L A Y C H A M B E R K A M A R K A T U P KOLAM REAKTOR 0405 0402 0270 0424 0401 0272 LIFT 0404 RUANG JAS LAB. 0403 DEKONTAMINASI DARURAT S

  1 S

  2 S

  3 S

  4 S

  

6

FASILITAS IODINE LOOP S

  7

  1 = FASILITAS RADIOGRAFI NEUTRON S

  2 = BALAI EKSPERIMEN LANTAI 0.00 m FASILITAS SPEKTROMETER NEUTRON TIGA SUMBU S 4 = FASILITAS DIFRAKTROMETER NEUTRON EMPAT LINGKARAN S 5 = FASILITAS DIFRAKTROMETER NEUTRON SERBUK S

  6 =

  4

  3

  5

  6

  7

  8

  9

  9

  2

  1

  1

  2

  3

  4

  5

  6

  7

  8

  9

  20

  22

  2

  8

  3

  5 C A B L E D U C T

  4

  2

  2 P

  IN T U M A S U K M A T E R

  IA L 0421 KONTAINER 0411 0410 0273 LIFT 0274 B C D E F G H

  I K

  2

  7

  31 K B E

  IP M E N T

  ISBN 978-979-8500-67-1

Gambar 1. Titik-titik pengukuran radiasi Gamma

Gambar 2. Titik-titik pengukuran radiasi Neutron

Tabel 3. Tingkat kontaminasi permukaan

  32

  23

  24

  19 B

C

D

E

F

G

H

K

  

I

0705 AIR 0270 WASTE 027

  2 LIFT 070

  1 0273 LIFT 0274 0710 0711 0720 SUPPLY SYSTEM FOR + 13.00 m OPERATION HALL + 13.00 m 0275 0729 0728 0727 HOT STAIRCASE STEEL STAIR from + 13.00 to + 17.40 m bottom level - 16.65 m 0726 POOL VENTING SYSTEM + 13.00 m stair from + 13.00 m to + 17.40 m 0722 PERSONNEL DECO + 13.00 m 0725 PERSONNEL LOCK 0723 LAUNDRY + 13.00 m 0724 LOOCKER + 13.00 m 070

  2 0703 WC GENTS 0704 STORE + 13.00 m C A B LE D U C T 02 78 02 79 02 77 02 76

  30

  31

  29

  I

  28

  27

  26

  25 0721

B

C

D

E

F

G

H

K

  

I

  04

  2

  2 P

  IN TU M A S U K M A TE R

  IA L 0421 KONTAINER 0411 0410 0273 LIFT 0274 LANTAI BONGKAR MUAT TEMPAT KOMP. TERKONTAMINASI 0420 DAK PIPA SEKUNDER 0424 SEL PRIMER 0275 D E LA Y C H A M B E R K A M A R K A TU P KOLA M REAKTO R

  21

  ISOTOPE CELL + 8.00 m LAB. A.A.N. LAB. . B C D E F G H K

  17

  3. Lantai 0.00 m 3,7 0,03 0,62 0,04 0,17

  No Lokasi Pengukuran Batas

  Maksimum (Bq/cm

  2

  ) Tingkat kontaminasi β (Bq/cm

  2

  )

  0 MW

  15 MW Rerata Maks Rerata Maks

  1. Lantai 13.00 m 3,7 0,01 0,03 0,01 0,02

  2. Lantai 8.00 m 3,7 0,06 0,24 0,05 0,11

  4. Lantai -6.50 m 3,7 0,01 0,07 0,02 0,15

  1 0273 LIFT 0274 0610 0611 STEELS STAIR from ± 0.00 to 8 . 00 m 0604 OFFICE + 8.70 m 0603 OFFICE + 8.70 m LANTAI + 8.00 m 0622 DRY FUEL STORE + 8.00 m 0624 STORE + 8.00 m 0621 ASSEMBLY FLOOR + 8.00 m HOT STAIRCASE 0620 LABORATORY + 8.00 m 0629 HANDLING FLOOR + 8.00 m 0681 0626 N.N + 8.00 m 0625 PRIMARY CELL + 8.00 m FUEL STORE - 6.55 m 0627

  I I C A B LE D U C TS

  02

  78

  02

  79

  02

  77

  02

  76 0602 FLOOR + 8.50 m 0605 FLOOR AIR 0270 WASTE 027

  2 LIFT 060

  0405 0402 0270 0424 0401 0272 LIFT 0404 RUANG JAS LAB. 0403 DEKONTAMINASI DARURAT S 1 S 2 S 3 S 4 S 5 S 6 BALAI EKSPERIMEN LANTAI 0.00 m

  15

  34 FI LTE R E Q U

  02

  14

  13

  12

  11

  10

  9

  8

  7 JALUR PIPA SEKUNDER 0220 RUANG PIPA SEKUNDER 0211 0210 0274 0273 LIFT 0248

  INPILE LOOP 0221 (0121) TEMPAT LIMBAH AIR AKTIF K B K

  01 KPK 02 (0120) REACTOR DRAINAGEPOOL

  38

  16

  02

  39

  02

  K 40 FA

  1 K B E

  1 S

  IS TE M P U R

  IFI K A S

  I K A TU P D A N P O M P A

  02

  15

  17

  16

  12

  14

  13

  12

  11

  10

  9

  8

  7 C A B LE D U C T 02 78 02 79 02 77 02 76

  10

  11

  13

  I K

  14

  15

  16

  17

  18 FASILITAS RADIOGRAFI NEUTRON S

  2 FASILITAS IODINE LOOP S

  1 FASILITAS SPEKTROMETER NEUTRON TIGA SUMBU S

  4 FASILITAS DIFRAKTROMETER NEUTRON SERBUK S

  6 FASILITAS DIFRAKTROMETER NEUTRON EMPAT LINGKARAN S

  5 B C D E F G H

  10

  Evaluasi Data Laporan...(Subiharto, dll)

  Dari data tingkat kontaminasi permukaan dilakukan kegiatan penanganan sampel paska (Tabel 3),menunjukkan bahwa pada saat reaktor iradiasi, yang dalam kegiatan tersebut dimungkinkan tidak operasi nilainya lebih besar jika dibandingkan adanya tetesan air maupun aerosol yang teraktivasi, dengan data pada saat operasi, hal ini dapat dan secara tidak sengaja tercecer atau keluar dari dijelaskan bahwa tingkat kontaminasi bukan sistem pengungkung, sehingga memungkinkan merupakan fungsi operasi melainkan fungsi kegiatan meningkatnya cacah latar tingkat kontaminasi yang berpotensi kontaminasi. Hal ini dapat terjadi permukaan. karena pada saat reaktor tidak beroperasi banyak

  Tabel 4. Radioaktivitas Udara

  Hasil Pengukuran (Bq/ L) Batas

  No Lokasi Pengukuran Maksimum

  0 MW

  15 MW (Bq/ L) Rerata Maks Rerata Maks

  α,β Aerosol

  1. Lantai + 13.00 m α -5 -4 -5 -4

  7,87 x 10 8,51 x 10 8,52 x 10 2,59 x 10

  • 2

  (KLK01 CR002) 7,03 x 10

  2. Lantai + 13.00 m β

  • 4 -3 -4 -3
  • 1 5,65 x 10 5,55 x 10 8,09 x 10 5,55 x 10

  (KLK01 CR001) 7,03 x 10

  3. Lantai + 8.00 m dan α -5 -4 -5 -5

  • 13.00 m 4,61 x 10 3,70 x 10 3,73 x 10 4,44 x 10
    • 2

  7,03 x 10 (KLK04 CR002)

  4. Lantai + 8.00 m dan β -4 -4 -4 -2

  • 13.00 m 3,69 x 10 4,44 x 10 8,48 x 10 1,11 x 10
    • 1

  7,03 x 10 (KLK04 CR003)

  Noble Gas (Bq/ L)

  1. Stack

  4

  3

  3

  3

  3

  1,85 x 10 3,78 x 10 5,55 x 10 3,78 x 10 4,44 x 10 (KLK06 CR002)

  2. Stack

  4

  1

  1,85 x 10 7,67 x 10 1,48 x 10 7,48 x 10 8,14 x 10 (KLK06 CR001)

  Tingkat Konsentrasi Radionuklida Gross Beta (Bq/ L)

  • 1 -2 -2 -2 -2

  1. Lantai 13.00 m 7,03 x 10 2,08 x 10 2,53 x 10 3,35 x 10 3,37 x 10

  • 1 -2 -2 -2 -2

  2. Lantai 0.00 m 7,03 x 10 1,16 x 10 1,85 x 10 1,19 x 10 1,68 x 10 Dari data tingkat kontaminai udara β aerosol 2.

  Data untuk β aerosol dan gas mulia masih dalam dan gas mulia batasan lepasan kelingkungan (Tabel Gross jadi tidak sesuai dengan Perka Bapeten 4) mengacu kepada desain awal dan nilai yang yang No. 7 Tahun 2013, tentang Nilai batas terukur dalam gross, sedangkan berdasarkan perka Radioaktivitas Lingkungan Bapeten No. 7 Tahun 2013, tentang Nilai batas 3.

  Solusi yang tepat agar data sesuai dengan Radioaktivitas Lingkungan, ditentukan tiap ketentuan keselamatan dari BAPETEN peralatan

  (4)

  nuklida misalnya untuk I-131 nilai batasnya perlu di Revitalisasi dengan peralatan yang bisa

  4

  sebesar 8,5 × 10 Bq/ jam, untuk Co-60 sebesar 7,9 mengidentifikasi Nuklida dan mengukur

  2

  3 × 10 Bq/ jam, dan Cs-137 sebesar 2,0 × 10 Bq/ aktivitasnya.

  jam. Oleh karena itu data yang terukur sudah tidak representatif dan sangat sulit untuk dicari DAFTAR PUSTAKA kesesuaiannya, untuk mengatasi hal tersebut solusi yang tepat adalah dengan Revitalisasi peralatan yang

  1. Laporan Analisis Keselamatan RSG – GAS bisa mengidentifikasi nuklida, dan mengukur Revisi 10.1, aktivitasnya.

  2. Laporan Operasi Reaktor Serbag Guna – G.A.

  Siwabessy, Teras 85,

  KESIMPULAN 3.

  PERKA BAPETEN Nomor 4 Tahun 2013, tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi Dalam Berdasarkan uraian diatas dapat disimpulkan sebagai Pemanfaatan Tenaga Nuklir, berikut:

  4. PERKA BAPETEN Nomor 7 Tahun 2013, 1. tentang Nilai Batas Radioaktivitas Lingkungan. Data pengendalian sistem proteksi radiasi pada laporan teras 85 tidak ada yang melebihi batas ketentuan keselamatan

Dokumen baru

Aktifitas terbaru

Download (7 Halaman)
Gratis

Tags

Dokumen yang terkait

Studi Sistem Proteksi Pasif Kebakaran pada Bangunan Hotel Danau Toba Internasional Medan
18
122
114
Analisa Paparan, Dosis Dan Sistem Proteksi Radiasi Pada Penggunaan Sinar – X Merk Hitachi di Rumah Sakit Pusat H. Adam Malik Medan
4
90
39
Gambaran Sistem Manajemen Keselamatan Radiasi Mengenai Radiasi Sinar X Pada Pekerja Di Unit Radiologi RSU Santa Elisabeth Medan Tahun 2004
1
70
72
Evaluasi Kinerja Sistem Proteksi Kawat Tanah Transmisi 150 kV Sei Rotan–Tebing Tinggi
6
86
62
Modifikasi Serat Ijuk Dengan Radiasi Sinar – ? Suatu Studi Untuk Perisai Radiasi Nuklir
1
53
6
Rancangan Sistem Proteksi Tegangan Pada Motor Listrik 3 Fasa Berbasis PC
5
59
82
Proteksi Radiasi Secara Umum Serta Hal-Hal Yang Berkaitan Dengan Ibu Hamil
0
13
45
Keselamatan Kerja Di Ruang Radiasi
0
19
33
Laporan Kerja Praktek Pengujian Dan Kalibrasi Alat Proteksi Digital Relay System (DRS) Pada Sistem Proteksi Generator Unit 6 Cirata
2
22
1
Instalasi Pentanahan Dan Proteksi Gangguan Ke Tanah Pada Pembangkitan Multi Generator Di Sistem Kelistrikan Industri Minyak Nabati
0
0
6
Pemodelan dan Simulasi Sistem Proteksi Microgrid
0
0
5
Sistem Proteksi Power Supply Modul Praktikum Teknik Digital
0
0
8
Analisis Sistem Proteksi Kebakaran Sebagai Upaya Pencegahan Dan Penanggulangan Kebakaran
0
0
16
Evaluasi Sistem Proteksi Kebakaran pada Bangunan Hotel UNY 5 Lantai Di Yogyakarta
0
0
7
Pengembangan Sistem Akuisisi Data Radiasi Matahari Menggunakan Phyranometer Memanfaatkan Sensor Photovoltaic
0
0
9
Show more