Seminar Nasional Kimia dan Pendidikan Kimia V 443

SEMINAR NASIONAL KIMIA DAN PENDIDIKAN KIMIA V

“Kontribusi Kimia dan Pendidikan Kimia dalam Pembangunan Bangsa yang Berkarakter”

Program Studi Pendidikan Kimia Jurusan PMIPA FKIP UNS Surakarta, 6 April 2013

MAKALAH

PENDAMPING

PENDIDIKAN KIMIA

(Kode : E-08) ISBN : 979363167-8

PRAKIRAAN RADIOAKTIVITAS LIMBAH CONTROL ROD

COLUMN REAKTOR TRIGA 2 MW BANDUNG Sutoto1,*

1Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN

*Keperluan korespondensi, email : sutoto@batan.go.id

ABSTRAK

Pergerakan naik turun batang kendali (control rod) di teras raktor diarahkan presisi oleh controll rod column yang terbuat dari logam aluminium. Selama reaktor beroperasi, kolom tersebut mengalami iradiasi sehingga bersifat radioaktif. Untuk mendukung program keselamatan dekomisioning yang akan dilakukan mendatang, maka perlu dilakukan karakterisasi kandungan radioaktivitasnya. Pada penelitian ini telah dilakukan karakterisasi kandungan dan aktivitas radionuklida limbah kolom batang kendali menggunakan software program ORIGEN 2. Sebagai parameter input adalah berat dan hasil analisis kandungan logam penyusun aluminium jenis A6061, besarnya fluks neutron dan lama waktu operasi EFPY (effective full power years). Besarnya nilai EFPY ditentukan 0,68 tahun, yaitu waktu efektif operasi reaktor Bandung dengan daya 2 MW. Hasil yang didapatkan setelah 5 tahun penghentian operasi reaktor adalah kandungan radionuklida limbah control rod column kolom yang menonjol, diantaranya adalah Fe-55 , Co-60 , Ni-63 dan masing-masing aktivitas jenisnya adalah 6,44 X 10

-1Ci/g; 9,15 X10

-5Ci/g dan 4,74 X10

-7Ci/g. Limbah tersebut digolongkan

sebagai limbah padat beraktivitas rendah dan dapat diolah secara sementasi dengan perlakuan awal reduksi volume secara kompaksi. Kata kunci : Dekomisioning reaktor, karakterisasi radionuklida, limbah kolom batang kendali

PENDAHULUAN

Reaktor TRIGA (Training Research

Isotop Production by General Atomic)

Bandung dikonstruksi tahun 1961 dan

beroperasi pada tahun 1965 dengan daya

250 kW. Jenis reaktornya tipe kolam

berbentuk silinder dengan bahan bakar UZrH

(uranium zirkonium hidrida) dan memakai

bahan moderator air. Oleh karena intensitas

pemanfaatannya bertambah besar untuk

penelitian dan produksi radioisotop, maka

pada tahun 1974 ditingkatkan dayanya

menjadi 1 MW. Kemudian ditingkatkan lagi

(upgrade) menjadi 2 MW pada tahun 2000.

Pengujian sistem operasi (testing and

comissioning) reaktor hasil upgrading

dilakukan pada tahun 2001 dan memperoleh

sertifikat ijin operasi sampai tahun 2016 dari

BAPETEN (Badan Pengawas Tenaga Nuklir).

Untuk perpanjangan ijin operasinya,

dipersyarakat kelengkapan beberapa

dokumen pendukung, diantaranya adalah

dokumen safety analysis report (laporan

analisis keselamatan) dan program

dekomisioning kedepannya.Tujuannya

adalah mengoptimalkan sistem keselamatan

operasional dan lingkungan. Didalam kedua

jenis dokumen tersebut terkandung

spesifikasi dan karakterisasi peralatan/sistem

secara terperinci dan merupakan status

Seminar Nasional Kimia dan Pendidikan Kimia V 444

keadaan terkini. Hasil pemeriksaan

radioaktivitas dan tingkat kontaminasi sistem

dapat terlihat dan apabila dibandingkan

dengan hasill terdahulu maka dapat diketahui

laju peningkatannya. Hasil safety analysis

tersebut akan menjadi dasar keluarnya ijin

operasi suatu instalasi. Secara periodik

analisis dan karakterisasi sistem/peralatan

harus dilakukan untuk meningkatkan sistem

keselamatannya.

Sistem keselamatan utama reaktor

TRIGA berada di core unit tempat

berlangsungnya reaksi pembelahan bakar U-

235. Sistem tersebut berada di dalam kolam

dan terintergrasi masif dengan sistem

keselamatan pengelolaan neutron dan panas

yang dihasilkan. Safety analysis di sektor

tersebut dilakukan secara teliti dan

menyeluruh dengan periode waktu yang

pendek, sehingga sistem keselamatan

operasi terjamin. Bagian terintegrasi masif

yang ada di tangki reaktor adalah ; teras

reaktor (core), thermal column, thermalizing

column, struktur bawah teras, rotary

specimen rack, chimny, kaki reaktor, diffuser

dan sambungan-sambungan pipa batang

kendali dan berbagai peralatan eksperimen

reaktor [1] ditunjukkan pada Gambar 1.

Karakterisasi radioaktivitas di bagian tersebut

sangat penting ditentukan untuk mendukung

kegiatan operasi dan memprakirakan jenis

dan jumlah limbah yang akan timbul

kedepannya.

Salah satu sistem keselamatan yang

sangat terkait dengan jalannya proses reaksi

pembelahan U-235 dan pembangkitan

neutron adalah batang kendali (control rod).

Fungsinya adalah mengurangi jumlah

neutron yang ada di teras reaktor dengan

mekanisme penyerapan. Bahan penyerap

yang dipakai adalah boron karbida (B4C)

yang dikemas dalam tabung aluminium,

seperti pada Gambar 2. Adapun mekanisme

pengendaliannya berproses sebagai berikut :

jika jumlah neutron di teras reaktor lebih

besar dari yang ditentukan (diatur), maka

harus diturunkan produksinya dengan cara

menurunkan/memasukkan unit batang

kendali ke fasilitas yang tersedia. Proses

penyerapan neutron oleh batang kendali

berlangsung mengakibatkan berkurangnya

jumlah neutronnya. Pada keadaan reaktor

tidak beroperasi, semua batang kendali

masuk/turun berada sejajar dengan tabung

bahan bakar(fuel element). Oleh karena

berperan sangat penting dalam sistem

keselamatan operasi reaktor, maka akurasi

pergerakannya naik-turun batang kendalinya

dilakukan di dalam kolom/tabung berbahan

aluminium. Dengan difasilitasi batang kendali

berada di dalam kolom, maka interaksi

gangguan fluida pendingin dan panas tidak

mempengaruhi akurasi dan presisi batang

kendali berfungsi. Oleh karena fasilitas kolom

batang kendali terpasang di dalam teras

reaktor, maka bahan kolomnya akan

mengalami aktivasi neutron sehingga perlu

dikarakterisasi radioaktivitasnya.

DASAR TEORI

Interaksi neutron pada nuklida

Reaktor nuklir adalah sistem tempat

melakukan reaksi pembelahan inti secara

terkendali. Untuk reaktor TRIGA berbahan

bakar U-235 (fuel element), reaksi

pembelahannya dilakukan di fasilitas inti

reaktor (core reactor) yang berada didalam

Seminar Nasional Kimia dan Pendidikan Kimia V 445

tanki berisi air murni (demineralized water).

Air berfungsi sebagai bahan moderator

neutron menjadi neutron thermal dan

sekaligus sebagai fluida pendingin.

Mekanisme reaksi pembelahannya terjadi

karena U-235 dapat menangkap energi

neutron thermal (E kinetik sekitar 0,025 eV)

yang berakibat terjadinya ketidakstabilan

energi inti atomnya. Proses pembelahannya

menghasilkan dua inti atom (hasil belah)

yang hampir sama massanya dan bersifat

radioaktif disertai dengan pemancaran

neutron cepat, sinar dan energi panas.

Neutron hasil reaksi pembelahannya dikelola

ruang pergeraknya dengan reflektor grafit

dan pertumbuhannya diatur dengan batang

kendali (control rod), sehingga jumlah fluks

neutronnya (n/cm2.dt) dapat ditentukan.

Neutron merupakan partikel tak bermuatan

berjangkauan panjang sehingga mudah

berinteraksi dengan bahan/senyawa yang

berada disekitarnya. Akibatnya, nuklida dari

bahan/senyawa dapat berubah menjadi

radionuklida tidak stabil yang meluruh

dengan memancarkan radiasi. Selama

berada di teras reaktor yang beroperasi,

suatu radionuklida selalu berubah jumlahnya

sebagai akibat dari proses penyusutan

karena pembelahan maupun peluruhan.

Perubahannya mengikuti fungsi waktu

(dX/dT) dan secara matematis dinyatakan

dalam suatu bentuk persamaan diffrensial

non homogen orde satu [1,2,3], yaitu :

N

kiFiiriikkikfjl

N

jijl

dt

idX

11iiikk

NN

kjl

, i = 1…,N ........................................................ ( 1 )

= [ ] . ............................. ( 2 )

dimana :

= Kerapatan atom nuklida i

N = Jumlah nuklida

lij = Fraksi disintegrasi

radioaktif,pembentukan nuklida j

menjadi nuklida i

= Konstante peluruhan radioaktif

nuklida i

= Fluks netron rata-rata

fik = Fraksi serapan netron nuklida k

menjadi nuklida i

= Tampang lintang serapan netron rata-

rata nuklida k

ri = Laju removal nuklida i dari sistem

Fi = Laju umpan nuklida i

Dalam sistem homogen berlaku :

A .................................................. ( 3 )

dimana :

= Derivasi terhadap waktu konsentrasi

nuklida ( vektor kolom)

A = Matrik transisi nuklida

X = Konsentrasi nuklida (vektor kolom)

Persamaan ini mempunya solusi :

)0()( Atet .................................... ( 4 )

dengan :

X(t) =Konsentrasi nuklida pada saat t

X(0) = Vektor konsentrasi nuklida mula-mula

t = Waktu pada akhir step/langkah

perhitungan

dengan cara ini maka konsentrasi semua

nuklida pada akhir step perhitungan dapat

dihitung dan disimpan, hasilnya dapat

ditampilkan sebagai output atau digunakan

sebagai kondisi konsentrasi awal pada step

berikutnya.

Seminar Nasional Kimia dan Pendidikan Kimia V 446

Struktur dan fungsi control rod column

Control rod berfungsi sebagai pengendali

reaksi pembelahan yang terjadi di core

reactor. Sistematika pengendaliannya

dilakukan dengan cara penyerapan

menggunakan nuklida berspesikasi neutron

cross section besar, sehingga neutron hasil

pembelahannya terserap mengakibatkan laju

reaksi pembelahannya menurun. Senyawa

yang dipakai sebagai batang kendali reaktor

TRIGA Bandung adalah B4C (boron carbide)

yang dikemas dalam tabung aluminium,

seperti Gambar 2. Oleh karena peran dan

fungsi keselamatannya besar, maka

dipasang 5 buah batang kendali yang

terdistribusi sama jangkauan lokasinya.

Selanjutnya untuk menghindari kendala

pergerakan vertikal yang dapat disebabkan

oleh aliran fluida pendingin dan panas yang

timbul, maka control rod ditempatkan di

dalam kolom yang terbuat dari aluminium.

Tingkat presisi dan akurasi arah pergerakan

dipandu oleh kolom tersebut, sehingga

meningkatkan jaminan keselamatannya.

Gambar 1. Sistematika Reaktor TRIGA Gambar 2. Skema unit control rod Gambar 3. Geometrik control rod

METODE

Prakiraan jenis dan aktivitas

radionuklida limbah control rod column

dilakukan dengan cara analitis komputasi

menggunakan computer code origen 2.

Besaran-besaran dari parameter yang terkait

ditentukan terlebih dahulu melalui penelusuran

dokumen dan informasi ilmiah. Data

spesifikasi dan struktur bahan peralatan

dieksplore dari sumber primer yang tersedia di

perpustakaan. Sedangkan data yang berkaitan

dengan operasi reaktor : daya, fluks dan

effective full power years (EFPY) didapatkan

dari operator dan secara estimasi

proporsional. Waktu peluruhannya ditentukan

setelah berhenti operasi sampai 100 tahun.

Data hasil eksplorasi diantaranya adalah [4,5] :

a. Tahapan operasi reaktor Triga Mark II,

Bandung, yaitu

1. Tahun 1965 - 1971 dengan daya 250

kW, EFPY = 2 tahun

2. Tahun 1971 - 1996 dengan daya 1 MW,

EFPY = 6,68 tahun

3. Tahun 2001 - sekarang dengan daya 2

MW, EFPY = 0,68 tahun (setelah

diupgrading)

b. Besarnya fluks neutron reaktor TRIGA 2

MW Bandung, ditentukan dengan cara

Seminar Nasional Kimia dan Pendidikan Kimia V 447

membandingkan dengan daya reaktor

Kartini. Adanya hubungan berbanding

lurus antara daya dan fluks neutron yang

dihasilkan, maka besarnya fluks neutron

yang dipakai adalah 17.432x1011

n/cm2.dt.

Berdasarkan dari daya Reaktor Kartini 100

kW dapat menghasilkan rerata fluks

neutron cepat di rotary specimen rack

8,80x1011

n/cm2[6].

c. Spesifikasi bahan kolom control rod

Bahan kolom control rod terbuat dari

aluminium A 6061 dengan komposisi

seperti Tabel. 1

Tabel.1 Komposisi bahan control rod column aluminium A 6061

Unsur Berat (%)

Aluminium 95,8-98,6

Cr 0,04-0,35

Cu 0,15-0,4

Fe ≤ 0,7

Mg 0,8-1,2

Mn ≤ 0,15

Si 0,4-0,8

Ti ≤ 0,15

Zn ≤ 0,25

Unsur lain ≤ 0,05

HASIL DAN PEMBAHASAN

Hasil inventarisasi peluruhan radionuklida

dengan computer code origen 2 untuk control

rod column Reaktor TRIGA 2 MW Bandung

berbahan aluminium A 6061, terlihat pada

Tabel 2 dan Gambar. 4

Tabel 2. Hasil inventarisasi control rod column aluminium A6061 untuk operasi Reaktor 2 MW

No Radionuklida Umur

paro(th) Aktivitas (Ci) pada tahun ke

5 10 20 50 100

1 Fe-55 2,73 6,44E-01 1,70E-01 1,18E-02 3,97E-06 6,45E-12

2 Co-60 5,26 9,15E-05 4,74E-05 1,27E-05 2,46E-07 3,42E-10

3 Ni-63 92,00 4,74E-07 4,57E-07 4,24E-07 3,38E-07 2,32E-07

Aktivitas

Total

6,44E-01 1,70E-01 1,18E-02 3,97E-06 6,45E-12

Seminar Nasional Kimia dan Pendidikan Kimia V 448

Gambar.4 Kurva peluruhan spesifik radionuklida limbah control rod column

Dari Tabel. 2 dan Gambar 4 dapat

diketahui terjadinya proses aktivasi neutron

terhadap bahan kolom control rod. Prosesnya

terindikasi dengan adanya peluruhan

radionuklida Fe-55 , Co-60 dan Ni-63 hasil

aktivasi dari Fe-54, Co-59 dan Ni-62 yang

terkandung dalam control rod column. Masing-

masing radionuklida tersebut dari reaksi

aktivasi Fe-54(n, )Fe-55 ; Co-59(n, )Co-60

dan Ni-62(n, )Ni-63. Unsur Co-59 dan Ni-62

dalam control rod column sebagai unsur

pengotor. Ketiga radionuklida tersebut tampak

dominan setelah teraktivasi di teras reaktor

TRIGA 2 MW Bandung dengan EFPY

(efective full power year) = 0,68 tahun.

Keberadaan dari ketiga radionuklida tersebut

sangat dimungkinkan berasal dari penyusun

composite aluminium jenis A6061. Sebagai

argumentasi analisisnya adalah spesifikasi

nilai tampang lintang neutron (neutron cross

section) nuklida Al-27 relatif sangat kecil, yaitu

berkisar 0,230 barn, sehingga potensi

penyerapan energi neutronnya kecil sehingga

inti aluminium tidak teraktivasi. Penambahan

unsur tertentu dalam pembentukan metal

composite merupakan kesengajaan untuk

meningkatkan kualitas atau memenuhi kriteria

tertentu, seperti meningkatkan kekerasan dan

ketahanan korosi.

Untuk melakukan klasifikasi sebagai

limbah kedepan, maka perlu dilakukan

pengamatan jenis radiasi peluruhan dan

aktivitasnya. Diketahui dari data peluruhan

berbagai radionuklida, didapatkan bahwa Fe-

55 dengan t1/2=2,7 tahun meluruh dengan

memancarkan elektron (electron capture), Co-

60 dengan t1/2 =5,28 tahun meluruh dengan

memancarkan sinar dan Ni-63 dengan t1/2 =

92 tahun meluruh memancarkan sinar

[7]. Radioaktivitas total control rod column

setelah 5 tahun berhenti, aktivitas jenisnya

sekitar 7.0 x 103 Bg/g , seperti pada telihat

pada Gambar. 4. Kemudian dengan

mengasumsi bahwa tidak terjadi pengurangan

berat bahan kolom karena proses korosi,

maka berat bahan kolomnya tetap, yaitu

beratnya 2,6 kg [4]. Aktivitas total setelah 5

tahun berhenti dapat ditentukan besarnya,

yaitu 1,82 x 106 Bq. Dengan karakteritik

radioaktivitas dan jenis radiasi peluruhannya

serta umur paronya maka limbah kolom yang

akan timbul dapat digolongkan sebagai limbah

Seminar Nasional Kimia dan Pendidikan Kimia V 449

beraktivitas rendah dan dapat diolah secara

sementasi. Hasil aktivasi dari unsur-unsur

utama dalam control rod column, seperti Al,

Cr, Mg, Mn, Si, Ti dan Zn tidak muncul karena

tampang lintang serapan netronnya sangat

rendah dan umur paronya relatif pendek.

KESIMPULAN

Radionuklida limbah yang terkandung

dalam control rod column reaktor TRIGA 2

MW Bandung setelah beroperasi dengan

EFPY= 0,68 tahun dan setelah 5 tahun

peluruhannya adalah : Fe-55 dengan aktivitas

jenis 6,44 x 10-1

Bq/g, Co-60 dengan aktivitas

jenis 9,15 x 10-5

Bq/g dan Ni-63 dengan

aktivitas jenisnya 4,74 x 10-7

Bq/g. Limbah

tersebut digolongkan sebagai limbah

beraktivitas rendah dan orientasi

pengolahannya dengan metode sementasi.

DAFTAR RUJUKAN

[1] Umar E , Tandian NP, Hardianto T,

Suwono A dan Pasek AD, 2006, Studi

Teoritik Karakteristik Aliran Pendingin Di

Sekitar Teras Reaktor TRIGA 2000

Menggunakan CFD, Proseding Seminar

Keselamatan Nuklir Bandung, 2-3

Agustus 2006, ISSN 1412-3258

[2] Kadarusmanto, Hastowo H, Dhandhang

P,1990, Pemanfaatan Paket Program

Origen 2, Proseding Seminar

Pendayagunaan Reaktor Nuklir Untuk

Keselamatan Masyarakat, PPTN-

Bandung 26-27 September 1990.

[3] Wiryosimin S, 1995, Mengenal Asas

Proteksi Radiasi, Penerbit ITB, ISBN

979-8591-46-1, 1995.

[4] Oetami R. H,2006, Pengelolaan Limbah

Radioaktif Tingkat Tinggi dan Bahan

Bakar Nuklir di PTNBR, Proseding

Seminar Keselamatan Nuklir 2-3

Agustus 2006.

[5] Daryoko M, Gunandjar,2003, Inventarisasi

Radionuklida dalam Komponen Nuklir”,

Jurnal Teknologi Pengolahan Limbah,

ISSN 1410-9565, Volume 6 Nomor 1,

2003.

[6] PTAPB-BATAN, 2007, Program

Dekomisioning Reaktor Kartini, REV.0

2007

[7] Benedict. T,1981, Nuclear Chemical

Engineering, McGraw Hill, Toronto, 1981

TANYA JAWAB

PARALEL : E

NAMA PEMAKALAH : Sutoto

NAMA PENANYA : M. Masykuri

PERTANYAAN :

Bagaimana criteria dalam menangani limbah

controlrod co saat dan setelah perlakuan

segmentasi?

JAWABAN :

Limbah yang didapatkan dari oprasi dengan

EFPY tsb masih termasuk golongan rendah,

sehingga paparan radiasinya dapat

dikendalikan dengan ketebalan hasil

segmentasinya. Hasil pengolahan dg cara

segmentasi akan ditumpah di fasilitas

penumpahan sementara.

PARALEL : E

NAMA PEMAKALAH : Sutoto

NAMA PENANYA : Daya Agung

Sarwono

PERTANYAAN :

Seminar Nasional Kimia dan Pendidikan Kimia V 450

Apakah distribusi hasil Radio kontaminan akan

berubah bahan kolom diganti dg bahan yg lain

?

JAWABAN :

Akan berubah seiring dengan penggantian

bahan. Sangat ideal dipakai dengan

Aluminium kemurnian tinggin sehingga Radio

Nuklida limbahnya tidak banyak. Sifat fisik Al

kemurnian tinggi yang mudah patah diatasi

dengan membentuk composite tertentu.