## ANALISIS KUANTITATIF SOURCE-TERM RSG-GAS PADA OPERASI DAYA 15 MW
Jaja Sukmana, Jonnie Albert Korua, Sinisius Suwarto

## ABSTRAK
ANALISIS  KUANTITATIF SOURCE-TERM RSG-GAS  PADA  OPERASI  DAYA  15 MW. Telah dilakukan  analisis kuantitatif source-term RSG-GAS  yang berbahan bakar U 3 Si 2 - Al  pada  daya  15  WM.  Analisis  ini  perlu  dilakukan  untuk  membuktikan  bahwa  persyaratan proteksi  radiasi  yaitu  dicapainya  ALARA  tetap  terjaga  dan  dijamin  selama  reaktor dioperasikan.  Analisis  dilakukan  dengan  mendata  komponen  penyusun  teras  reaktor  dan menghitung produk fisi, produk aktivasi dan aktinida yang timbul selama reaktor dioperasikan. Dari  hasil  perhitungan  radioaktivitas  diperoleh  radionuklida  hasil  fisi  Uranium    diantaranya adalah  Sr-89,  Sr-90,  Y-91,  Nb-97,  Xe-133,  I-133,  Cs-137,  Cs-138,  Pr-145,  dan  Ce-144. Parameter  yang  digunakan  untuk  perhitungan  adalah  daya  thermal  reaktor  P, yield y i ,  lama operasi t , dan waktu paro T 1/2 . Dari analisis menunjukkan bahwa source-term beraktivitas besar ditimbulkan karena lama operasi dan waktu paro radionuklidanya.  Sistem keselamatan nuklir yang  berkaitan  dengan  keselamatan  instalasi,  proteksi  radiasi,  dan  keselamatan  reaktor  telah diterapkan pada fasilitas RSG-GAS sehingga tidak pernah terindikasi adanya source-term lepas ke lingkungan.
Kata kunci: source-term , radionuklida, keselamatan

## ABSTRACT
QUANTITATIVE  ANALYSIS  OF  SOURCE-TERM  OF  THE  RSG-GAS  AT  POWER OPERATION OF 15 MW. The quantitative analysis of source-term of RSG-GAS with U 3 Si 2 -Al fuels  at  power  operation  15  WM  has  been  done.  This  analysis  is  carried  out  to  prove  that radiation  protection  requirement  of  ALARA  is  ensured  and  maintained  during  reactor operation.  The  analysis  conducted  by  managing  of  reactor  core  components  data  and calculating  to  fissile  product,  activation  product  and  of  aktinide  arising  during  reactor operation. This analysis showed  nuclides fission product from the uranium  are  Sr-89, Sr-90, Y-91,  Nb-97,  Xe-133,  I-133,  Cs-137,  Cs-138,  Pr-145,  and  Ce-144.  The  parameters  used  for calculations  are  reactor  power  P,  yield  y i ,  operation  duration  time  t,  and  half  life  T 1/2 .  The source-term    with  high  activities  are  generated  by  operation  duration  time  and  its  half  life. Nuclear  safety  system  related  to  installation,  radiation  protection,  and  reactor  has  been applied in RSG-GAS, so that the source-term release to environment has never been indicated.
Keywords : source-term, radionuclide, safety.
*) Fungsional Pranata Nuklir PRSG-BATAN

## 1.  PENDAHULUAN
Berdasar  kepada  keputusan  Kepala Bapeten N0.05/Ka-BAPETEN/V-99 tentang  Ketentuan  Keselamatan  Desain Reaktor  Penelitian,  Reaktor  Serba  Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) telah mematuhi  dan  melaksanakan  persyaratan yang  disebutkan  di  dalam  keputusan tersebut  dan  direfleksikan  di  dalam dokumen ”Laporan Analisis Keselamatan” (LAK)  RSG-GAS.  Salah  satu  persyaratan yang  harus  dipenuhi  adalah  ketentuan proteksi radiasi. Prinsip ALARA: As low as reasonably  achievable harus  dijaga  dan dijamin  pencapaiannya.  Aktivitas  radiasi yang  dihasilkan  dari  produk  fisi  elemen bakar  di  teras  reaktor  dijaga  dan dikendalikan agar dosis yang diterima oleh personil  pengoperasi  atau  masyarakat umum serendah mungkin.
Radionuklida-radionuklida  hasil  fisi ( source-term )  secara  alami  terakumulasi dalam  elemen  bakar  di  teras  reaktor  dan menjadi  sumber  radiasi  primer  di  reaktor. Begitupun  juga  produk  aktivasi  hasil tangkapan  neutron  ke  bahan  penyusun kelongsong  elemen  bakar  dan  bahan penyusun  teras  reaktor  akan  memberikan tambahan aktivitas radiasi.
Setelah lebih dari 20 tahun RSG-GAS beroperasi, prakiraan besar aktivitas radiasi  yang  terakumulasi  di  teras  reaktor perlu  dihitung.  Kondisi  dan  metode pengungkungan  terhadap  aktivitas source- term perlu  secara  cermat  ditentukan, mengingat desain bahan bakar, pendinginan,  dan  sistem  ventilasi  RSG- GAS secara keseluruhan merupakan sistem penghalang  keluarnya  produk  fisi  ke lingkungan. Meskipun peralatan penunjang keselamatan atau alat pengendali radioaktivitas  telah  banyak  dibahas  oleh para  ahli  keselamatan  radiasi,  karaterisasi dari  radionuklida  hasil  fisi  dalam  kondisi sebenarnya  harus  didata  dan  diawasi selama  reaktor  beroperasi  secara  terus- menerus.
Perhitungan  yang  akan  dilakukan adalah  menentukan  besaran  radioaktivitas dari  masing-masing source-term berdasar pada  besar  daya  terbangkit  dan  lama operasi reaktor.  Sehingga tujuan penulisan makalah  ini  adalah  untuk  menganalisis secara  kuantitatif source-term selama reaktor  dioperasikan,  keberadaannya,  dan jalur yang dilalui bila terjadi kebocoran/lepasan.  Diharapkan  terakhir adalah supaya hasil evaluasi dari perhitungan  ini  dapat  mendukung  operasi RSG-GAS agar tetap aman dan selamat.

## 2. TEORI
Source-term adalah  suatu  ungkapan yang digunakan untuk menandakan informasi tentang pelepasan bahan radioaktif  hasil  fisi  atau  potensi  dari sumber  yang  telah  ditentukan,  yang  boleh meliputi  spesifikasi  mengenai  komposisi, jumlah, rata-rata, dan mode pelepasan [1] . Sejumlah  radionuklida  dan  bahan radioaktif  lain  yang  dilepaskan  tergantung pada  situasi  fisi,  sejarah  operasi,    dan sistem  lain-lain  dalam  reaktor  nuklir. Radionuklida  dengan  waktu-paro  yang lebih  pendek  meluruh  dengan  cepat dengan  berlalunya  waktu  selama  operasi berikutnya atau ketika tidak operasi.
Sumber  radiasi  di  reaktor  umumnya berawal  dari  reaksi  fisi  elemen  bakar reaktor.  Reaksi  fisi  yang  seterusnya menjadi  reaksi  berantai  terkendali,  dua diantaranya  menghasilkan  neutron  dan radiasi foton gamma, seperti yang diilustrasikan  pada  Gambar  1.  Evaluasi terhadap probabilitas dan jenis source term dapat  disesuaikan  dengan  perangkat  dan sistem reaktor itu sendiri.
Pada Gambar 2 ditunjukkan radionuklida  hasil  fisi  berdasar  nomor massa terhadap kebolehjadian pembelahan ( fission  yield ).  U-235  sebagai  bahan  fisil bila  berada  di  teras  akan  diasumsikan berubah  menjadi  dua  radionuklkida  lain. Kedua  radionuklida  tersebut  bila  nomor
massanya  dijumlahkan  akan  sama  dengan 235.  Sehingga  dari  gambar  tersebut radionuklida  hasil  fisi  selalu  berpasangan. Pembelahan  itu  sendiri  dapat  diakibatkan oleh  neutron  cepat,  neutron  epithermal, dan neutron thermal.
Neutron  thermal  dan  epithermal  serta foton gamma juga mengiradiasi radionuklida di sekitarnya sehingga
menimbulkan  zat  radioaktif  yang  juga memancarkan  radiasi  atau  meluruh  sesuai karakterisasi  radionuklida  yang  terbentuk (sudah terbahas pada Pustaka 3). Konsentrasi  aktivitas radionuklida  di  teras dan  lepasannya  berdasar  sejarah  operasi dapat
dihitung  dan  tampilan  data diperoleh dari out-put program Origen [2] .
Gambar 1. Skema reaksi fisi berantai
Gambar  2. Sebaran source-term berdasar yield
Daya thermal P (t) yang  dihasilkan  di reaktor atau  pada  beberapa  bagian  elemen bakar  (sebagai  fungsi  waktu)  setiap pembelahan  mendekati  195  MeV.  Rata- rata pembelahan per MW th disebut sebagai faktor fisi ( k ). Dimana, k mempunyai nilai:
k =  10 6 [J/s]  :  (195x10 6 x  1,6x10 -19
[J/fissi]) = 3,2 x 10 16 fissi/s per MW th
Dengan  daya thermal reaktor  yang dibangkitkan  maka  jumlah  radionuklida yang  dihasilkan  sebagai  fungsi  waktu dapat ditentukan dari persamaan:
ci i i t ci N Y kP dt dN    ) ( ,
jika P t konstan maka   t i i ci i e kPY t N      1 ) (
Sehingga  besarnya  radioaktivitas 1) dari radionuklida hasil fisi dihitung sebagai:
) 1 ( ) ( ) ( t i ci i i i e kPY t N t R      
dimana:
R i = Radioaktivitas
k = faktor fisi
P = Daya thermal Y i = yield γ i = ln 2 : T ½
t = waktu/durasi operasi
Perhitungan  aktivitas  radiasi source- term RSG-GAS  berdasarkan  daya  dan lama  operasi  reaktor.  Operasi  reaktor berkenaan  dengan  keberadaan  elemen bakar di teras adalah satu siklus operasi. Di RSG-GAS untuk setiap operasi satu siklus digunakan  pola  pergantian  elemen  bakar 5+1. Sebanyak 5 elemen bakar (EB) dan 1 elemen kendali (EK) dikeluarkan dari teras dan  dimasukkan  yang  segar/baru.  Jumlah elemen  bakar  dan  elemen  kendali  di  teras masing-masing  adalah  40  EB  dan  8  EK
dengan total massa Uranium di awal siklus rata-rata 11.407 gram [3] . Skema konfigurasi  teras  RSG-GAS  ditunjukkan pada  Gambar  3.  Dengan  pola  tersebut secara tidak langsung pembakaran Uranium  di  teras  telah  dibatasi  dan menurut SAR  (safety  analysis  report) fraksi  bakar  maksimal  EB  di  RSG-GAS adalah  60%.  Pola  pergantian  ini  juga kemungkinan dapat mempengaruhi
kuantitas source-term di teras.
Gambar 3. Konfigurasi teras RSG-GAS
Source-term RSG-GAS telah disajikan dalam  LAK  dan  terkendali,  baik  secara desain  material  atau  secara  teknis  dengan sistem keselamatan berlapis. Semua peralatan-peralatan  pengungkung  reaktor, sistem  ventilasi,  dan  perisai  biologi  yang mengelilingi  teras  reaktor  serta    sistem lapisan air hangat reaktor dan tangki tunda ditujukan agar paparan operasional serendah  mungkin.  Jika  tidak  terjadi pelelehan  atau  kebocoran  elemen  bakar (EB) di teras maka source-term sesungguhnya  tetap  berada  pada  EB dengan  kelongsongnya.  Bila  dihasilkan aktivitas  meningkat  yang  terbawa  aliran pendingin  primer  maka  lepasan  tersebut segera  diketahui  dengan  pemantau  FFD ( fuel failure detector ).

## 3. METODOLOGI
Metode  dalam  pelaksanaan  analisis kuantitatif source-term ini meliputi:
Tahap pertama: Penyusunan dan pemeriksaan data mengenai:
- komponen  dan  meterial  teras  RSG- GAS.
- data  inisial output untuk  paket program ORIGEN yang berada dalam
LAK RSG-GAS. Tahap kedua:
Perhitungan dan evaluasi data dari:
- perhitungan  rata-rata  waktu  dan  daya operasi
- perhitungan  aktivitas  masing-masing source-term
Tahap terakhir:
Menampilkan  data source-term hasil perhitungan  manual,  memberikan  evaluasi pembandingan  terhadap  kejadian,  dan saran dari segi keselamatan serta memberikan  kesimpulan  yang  mendukung perlu  berkembangnya inventory source- term dengan mengutamakan keselamatan.
BS B B B B BS B B B B B EB EB EB EB BS NS B BS EB EB EB EK IP EB EB EB B EB EB EK EB EB EK EB EB EB IP EB EB EK EB B EB EK EB EB IP EB B EB EB EK EB EB EK EB EB B EB EB EB IP EK EB EB EB B B B EB EB EB EB B B BS B BS B B B B B BS B BS B PN RS HY RS HY RS HY RS HY RS B 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 Blok Reflektor Beryllium A B C D E F G H J K CIP B

## 4. HASIL DAN PEMBAHASAN
RSG-GAS  berkemampuan  membang- kitkan daya 30 MW namun untuk efisiensi maka  dioperasikan  pada  daya  15  MW. Untuk melakukan perhitungan radioaktivitas  hasil  fisi  maka  waktu  t operasi  atau  keberadaan  elemen  bakar  di teras  harus  dihitung.  Berikut  dihasilkan data operasi reaktor yang dirangkum mulai teras 61 hingga teras 70.
Tabel 1 . Data Operasi 15 MW RSG-GAS (teras 61 s/d teras 70)
TERAS Periode Operasi Energi (MWD) t operasi (jam) 61 10/05/07- 28/08/07 682,0 1.091,20 62 29/08/07- 18/12/07 658,2 1.053,12 63 19/12/07- 25/03/08 657,9 1.052,64 64 26/03/08- 01/07/08 638,3 1.021,28 65 02/07/08- 28/10/08 664,5 1.063,20 66 29/10/08- 18/02/09 645,1 1.032,16 67 19/02/09- 26/05/09 659,3 1.054,88 68 27/05/09- 01/09/09 650,3 1.040,48 69 02/09/09- 16/12/09 656,2 1.049,92 70 17/12/09- 22/03/09 651,8 1.042,88 Rata-rata 656,36 1.050,18
Total durasi 8 teras rata-rata = 8.401,44 jam
Satu  teras  operasi  ditempuh  dalam waktu  rata-rata  1050,18  jam.  Sedangkan pola  pergantian  EB-EK  atau  keberadaan elemen  bakar  dari  mulai  masuk  teras sampai  diangkat  kembali  menempuh  8 teras  operasi.  Sehingga  waktu  operasi t setiap  elemen  bakar  (Uranium)  di  teras menjadi 8 kali dan rata-rata waktu operasi, yaitu 8.401,44 jam.
Dengan  menggunakan  perhitungan radioaktivitas R , dengan :
k = 3,20e+16 fisi/s per MW P = 15 MW t = 8.401,44 jam
y i dan T 1/2 sesuai Pustaka 1
Maka  diperoleh  data  jumlah  aktivitas setiap  radionuklida  seperti  yang  disajikan pada  Lampiran  1.  Sebaran  radioaktivitas source-term hasil perhitungan ini,
ditampilkan dalam grafik sebagai berikut:
1,00E-01 1,00E+00 1,00E+01 1,00E+02 1,00E+03 1,00E+04 1,00E+05 1,00E+06 1,00E+07 70 80 90 100 110 120 130 140 150 A kt iv it as , C ur ie No. Massa  radionuklida
Gambar 4. Sebaran radioaktivitas source-term selama operasi normal di elemen bakar RSG- GAS (daya P =15 MW)
Dari  Gambar  4,  teramati  bahwa source- term reaktor  timbul  berkelompok  dalam pasangan  yaitu  kelompok  nomor  massa 80-110  dengan  kelompok  nomor  massa 125-145.  Aktivitas  tertinggi  ditimbulkan oleh radionuklida Niobium (Nb-97)
dengan R =  7,5e+6  Ci.  Untuk  dapat menganalisis  lebih  baik,  berikut  ini disajikan  grafik  dan  tabel-tabel  yang berkenaan  dengan  karekteristik source- term.
1,0E-02 1,0E-01 1,0E+00 1,0E+01 1,0E+02 1,0E+03 1,0E+04 1,0E+05 1,0E+06 1,0E+07 80 90 100 110 120 130 140 150 A kt iv it as C ur ie No. Massa  Radionuklida R, time: 8401 h R, time: 1050 h
Gambar 5. Sebaran source-term selama  satu  siklus  dan  delapan  siklus  operasi  di  elemen bakar RSG-GAS ( P = 15 MW)
Dari Gambar 5 yang merupakan perpaduan aktivitas dengan lama operasi 1 siklus atau 1050  jam  dengan  lama  operasi  8  siklus atau 8401 jam teramati bahwa kecenderungan  aktivitas R lebih  tinggi dengan  waktu  operasi t lebih  lama.
Aktivitas yang meningkat dengan penambahan  waktu  operasi  ditimbulkan rata-rata  oleh  radionuklida  yang  waktu paronya  tinggi.  Radionuklida source-term dengan  waktu  paro  lebih  dari  50  hari ditampilkan  pada  Tabel  2.  Sedangkan radionuklida  dengan  waktu  paro  pendek cenderung  aktivitasnya  tetap  akan  tetapi
beberapa  saat  setelah  tidak  operasi aktivitasnya  meluruh  mengikuti  hukum peluruhan. Source-term berumur  pendek
(T 1/2 kurang  dari  1  jam),  diantaranya adalah  Rb-89,  Xe-135m,  Rb-88,  Cs138,
dan Te-133m.
Tabel 2. Source-term berdasar waktu paro T 1/2 besar (lebih dari 50 d ) Rarionuklida y i T 1/2 R Ci (8 siklus) Catatan: d: day y: year Sr-89 4,85E-02 50,5 d 6,2341E+05 Y-91 5,92E-02 58,51 d 7,5509E+05 Zr-95 4,50E-02 64 d 5,7003E+05 Ce-144 5,47E-02 284,3 d 4,0691E+05 Ru-106 4,02E-03 368 d 2,5151E+04 Cs-134 5,39E-08 2,06 y 1,9490E-01 Sb-125 2,94E-04 2,77 y 8,2279E+02 Kr-85 2,90E-03 10,7 y 2,2940E+03 Sr-90 5,90E-02 29,1 y 1,7503E+04 Cs-137 6,27E-02 30 y 1,8049E+04
Source-term dengan  waktu-paro  besar  yang menimbulkan  aktivitas  tinggi  dan  sangat penting untuk diperhatikan adalah Caesium (Cs-137) dan Strontium (Sr-90) untuk periode tahunan dan Yttrium (Y-91)  dan Strontium (Sr-89) untuk periode bulanan.
Tabel 3. Source-term berdasar yield y i besar (lebih dari 6e-2) Rarionuklida y i T 1/2 R Ci (8 siklus) Catatan: m: menit h: hour d: day y: year Mo-99 6,11E-02 66  h 7,9186E+05 Cs-137 6,27E-02 30  y 1,8049E+04 Ba-140 6,29E-02 12,75  d 8,1518E+05 La-140 6,30E-02 40,27  h 8,1648E+05 Ba-139 6,35E-02 82,7  m 8,2296E+05 Y-93 6,39E-02 10,1  h 8,2814E+05 I-135 6,41E-02 6,61  h 8,3074E+05 Nb-95 6,49E-02 35,2  d 8,4025E+05 Xe-135 6,63E-02 9,09  h 8,5925E+05 Cs-138 6,65E-02 32,2  m 8,6184E+05 I-133 6,77E-02 20,8  h 8,7739E+05 Xe-133 6,77E-02 5,25  d 8,7739E+05 Nb-97 5,76E-01 72,1  m 7,4650E+06
Sedangkan source-term yang  lebih  memungkinkan  sering  muncul  (dominan)  karena y i besar  adalah  Niobium  (Nb-97),  Xenon  (Xe-133),  dan  Iodine  (I-133)  tetapi  dalam  periode harian. Terutama Niobium-97 memberikan aktivitas lebih besar karena kebolehjadian bereaksi dengan neutron paling tinggi.
Tabel 4. Source-term berdasar Aktivitas besar (lebih dari 8e+5 Ci)
Rarionuklida y i T 1/2 R Ci (8 siklus) Catatan: m: menit h: hour d: day Ba-140 6,29E-02 12,75  d 8,1518E+05 La-140 6,30E-02 40,27  h 8,1648E+05 Ba-139 6,35E-02 82,7  m 8,2296E+05 Y-93 6,39E-02 10,1  h 8,2814E+05 I-135 6,41E-02 6,61  h 8,3074E+05 Nb-95 6,49E-02 35,2  d 8,4025E+05 Xe-135 6,63E-02 9,09  h 8,5925E+05 Cs-138 6,65E-02 32,2  m 8,6184E+05 I-133 6,77E-02 20,8  h 8,7739E+05 Xe-133 6,77E-02 5,25  d 8,7739E+05 Nb-97 5,76E-01 72,1  m 7,4650E+06
Pada  Tabel  4  ditampilkan source-term dengan  aktivitasnya  rata-rata  tinggi,  diantaranya yaitu Niobium (Nb-97), Xenon (Xe-133), Iodine (I-133), dan Caesium (Cs-138).
Tabel 5. Source-term berdasar kecenderungan timbul berpasangan (anak luruh Uranium)
Radionuklid a y i T 1/2 R Ci (8 siklus) Radionuklida y i T 1/2 R Ci (8 siklus) Y-90 5,90E-02 64,00  h 7,6464E+05 Pr-145 3,92E-02 5,98  h 5,0803E+05 Sr-90 5,90E-02 29,10  y 1,7503E+04 Sr-91 5,92E-02 9,50  h 7,6723E+05 Ce-144 5,47E-02  284,30  d 4,0691E+05 Y-91 5,92E-02 58,51  d 7,5509E+05 Sr-92 5,91E-02 2,71  h 7,6594E+05 Ce-143 5,94E-02 33,00  h 7,6982E+05 Y-92 5,96E-02 3,54  h 7,7242E+05     Pr-143 5,94E-02 13,58  d 7,6982E+05 Nb-95 6,49E-02 35,20  d 8,4025E+05 La-140 6,30E-02 40,27  h 8,1648E+05 Zr-95 4,50E-02 64,00  d 5,7003E+05     Ba-140 6,29E-02 12,75  d 8,1518E+05 Nb-97 5,76E-01 72,10  m 7,4650E+06 Cs-138 6,65E-02 32,20  m  8,6184E+05 Zr-97 4,10E-02 16,90  h 5,3136E+05 Tc-99m 5,32E-02 6,02  h 6,8947E+05 Cs-136 5,47E-05 13,16  d 7,0891E+02 Mo-99 6,11E-02 66,00  h 7,9186E+05 Ru-103 3,03E-02 39,30  d 3,9187E+05 Y-132 4,21E-02 2,30  h 5,4562E+05 Te-132 4,28E-02 78,20  h 5,5469E+05 Ru-106 4,02E-03  368,00  d 2,5151E+04 Te-129 6,93E-03 69,60  m  8,9813E+04 Tb-129 7,13E-03 4,41  h 9,2405E+04 Te-129m 7,20E-04 33,60  d 9,3244E+03 Tabel 5, ini menampilkan kecenderungan source-term yang diperhitungkan  karena  muncul  bersamaan. Secara  teori  Uranium  akan  terbelah  dua menghasilkan  radionuklida  sepasang  dan seterusnya.  Maka  jika  terdeteksi  suatu radionuklida anak luruh Uranium
dipastikan  pasangan  lainnya  ada  dengan aktivitas, y i , dan T 1/2 berbeda-beda. Dari penyajian grafik dan tabel di atas,
source-term RSG-GAS  sebagai  hasil perhitungan  dengan  parameter  daya  P, yield y i , lama operasi t , dan waktu paro T 1/2 yang  harus  mendapat  perhatian  dan analisis adalah Sr-89, Sr-90, Y-91, Nb-97, Xe-133,  I-133,  Cs-137,  Cs-138,  dan beberapa pasangannya diantaranya Pr-145, Ce-144.
Fraksi  radionuklida  umur  panjang  di dalam  air  sangat  bergantung  pada  kondisi operasi yang berkaitan (pemurnian).
Namun  demikian  konsentrasi radionuklida tersebut  di  dalam  pendingin  primer terhitung  rendah  (10 -3 -  10 -4 Ci/m 3 ). Radionuklida  yang  terpantau  di  Balai Reaktor  dari  jenis  halogenida  dan  gas mulia  juga  terukur  beraktivitas  cukup rendah,  yaitu  6e-6  Ci/m 3 ,  Pustaka  2.  Ini menunjukkan  bahwa source-term reaktor tidak lepas/bocor dalam sistem pendingin.
Sedangkan  batas  pengaktifan  sistem isolasi  pengungkung  yang  didesain  untuk memulai  pengungkungan  jika  terjadi aktivitas  tinggi  yang  tidak  diperkirakan  di dalam  reaktor  (sebagai  contoh  pada  Balai Operasi, Balai Eksperimen, fasilitas pendukung,  dan Primary  Cell )  adalah maksimal  5  x  10 -4 Ci/m 3 (18,5  x10 6 Bq/m 3 ).  Menurut  Pustaka  5,  kejadian isolasi  gedung  akibat  aktivitas  melebihi nilai  tersebut  hanya  terjadi  sekali  dan sesaat  yang  diakibatkan  karena  adanya pengeluaran  sampel melalui  sistem  Rabbit (bukan karena lepasan source-term ). Sumber  gamma  yang  timbul  serentak dari  fisi  dan  proses  penangkapan  neutron serta  proses  peluruhan  produk  fisi  disebut sebagai gamma primer. Radiasi gamma ini diantisipasi  dengan  air  kolam,  perisai biologis, dan sistem pendingin primer yang diperpanjang  waktu  alirannya  dengan menempatkan tangki tunda sebelum pipa/pompa pendingin. Gas radioaktif, gas mulia,  halogenida,  dan  aerosol  radioaktif sebelum  dibuang  ke  cerobong  terlebih
dahulu  mendapat  hambatan,  misalnya dengan  sistem  pemurnian  air  kolam, lapisan  air  hangat,  dan  filter-filter  dalam sistem ventilasi.
Sumber  radiasi  yang  sangat  potensial ini, terkendali dan selalu berada di elemen bakar/elemen  kendali  dengan  bagian kelongsongnya. Pergantian dan pengangkatan  elemen  bakar  habis  pakai melalui  jalur  aman  dan  ber shielding .
Pergantian  sumber  source-term  ini  tidak berdampak akumulasi radioaktivitas
karena  maksimal  8  teras  atau  2  tahunan keberadaannya  di  teras.  Pembuktian  tidak adanya lepasan source-term adalah dengan hasil  pelaksanaan  pemantauan  lingkungan di  sekitar  RSG-GAS  sejak  dioperasikan 1987 hingga sekarang. Bahwa tidak terjadi peningkatan penerimaan dosis oleh anggota masyarakat yang  berada di sekitar RSG-GAS LP [6] .

## 5. KESIMPULAN
Analisis  kuantitatif source-term di reaktor nuklir berasal dari elemen bakar di teras  reaktor.  Secara  kuantitatif  besaran radioaktivitas source-term bergantung pada  parameter  daya,  dan  waktu  operasi serta  karateristik  radionuklidanya,  yaitu kebolehjadian  berinteraksi  dengan neutron dan  waktu-paro.  Radionuklida  yang  harus mendapat  perhatian  dan  pengawasan  dari hasil  perhitungan  adalah  Sr-89,  Sr-90,  Y- 91, Nb-97, Xe-133, I-133, Cs-137, Cs-138, dan  Pr-145  serta  Ce-144.    Aktivitas radioaktif hasil fisi di RSG-GAS berada di elemen  bakar  yang  terlindungi  dengan kelongsong,  teras  aktif,  sistem  pendingin reaktor,  dinding  reaktor,  udara  di  reaktor, sistem  ventilasi,  dan  gedung  reaktor. Sistem  pergantian  elemen  bakar  setiap teras  tidak  memungkinkan  akumulasi source-term  di  reaktor.  Sedangkan  unsur radioaktif berupa  radionuklida  yang  lepas di  antaranya  gas  mulia  dan  golongan halogenida,  berasal  dari  aktivasi  aerosol dalam  sistem  pendingin  dan  kontaminasi
kelongsong. Namun demikian keselamatan dengan  sistem  berlapis  dan  kemampuan mengisolasi diri maka paparan operasional di RSG-GAS terjaga tetap rendah.

## PUSTAKA
1. SHINICHI  SUGA , Pathway  and Assessment , JAEA-Batan Joint Training  Course  on  Radiological emergency preparadness and response , Jakarta, 2008. 2. JAJA
SUKMANA, DKK ., Identifikasi source-term RSG-GAS untuk keselamatan operasional, Seminar Nasional IV, STTN,
Yogyakarta, 2008.
3. JAJA  SUKMANA,  DKK .,  Validasi perhitungan manual  fraksi  bakar  teras
operasi  ke-66  dengan  menggunakan program Batan-2Diff, Reaktor-Buletin pengelolaan  reaktor  nuklir  Vol  VII, PRSG, 2010. 4. PRSG-BATAN, Laporan  Analisis Keselamatan (LAK) RSG-GAS, Revisi 10, Serpong 2008. 5. JAJA  SUKMANA,  DKK ,  Kejadian isolasi gedung reaktor dalam kaitannya dengan keselamatan operasional RSG-GAS, Reaktor-
Buletin pengelolaan reaktor nuklir Vol VI, PRSG, 2009.
6. ERWANSYAH LUBIS , Keselamatan Radiasi Lingkungan Dalam Pengelolaan  Limbah  Radioaktif  di Indonesia,  Jurnal  TPL,  P3LR-Batan, 2003.

## LAMPIRAN
Tabel 6. Source-term hasil perhitungan di RSG-GAS berdasarkan daya dan lama operasi
Radionuklida yi T1/2 R Ci (1 siklus) R Ci (8 siklus) Br-82 6,10E-07 35,30  h 7,9056E+00 7,9056E+00 Kr-83m 5,30E-03 1,83  h 6,8688E+04 6,8688E+04 Kr-85m 1,31E-02 4,48  h 1,6978E+05 1,6978E+05 Kr-85 2,90E-03 10,70  y 2,9471E+02 2,2940E+03 Kr-87 2,54E-02 1,27  h 3,2918E+05 3,2918E+05 Rb-88 3,65E-02 17,80  m 4,7304E+05 4,7304E+05 Kr-88 3,58E-02 2,84  h 4,6397E+05 4,6397E+05 Rb-89 4,85E-02 15,20  m 6,2856E+05 6,2856E+05 Sr-89 4,85E-02 50,50  d 2,8376E+05 6,2341E+05 Y-90 5,90E-02 64,00  h 7,6463E+05 7,6464E+05 Sr-90 5,90E-02 29,10  y 2,2101E+03 1,7503E+04 Sr-91 5,92E-02 9,50  h 7,6723E+05 7,6723E+05 Y-91 5,92E-02 58,51  d 3,1031E+05 7,5509E+05 Sr-92 5,91E-02 2,71  h 7,6594E+05 7,6594E+05 Y-92 5,96E-02 3,54  h 7,7242E+05 7,7242E+05 Y-93 6,39E-02 10,10  h 8,2814E+05 8,2814E+05 Nb-95 6,49E-02 35,20  d 4,8570E+05 8,4025E+05 Zr-95 4,50E-02 64,00  d 2,2008E+05 5,7003E+05 Nb-97 5,76E-01 72,10  m 7,4650E+06 7,4650E+06 Zr-97 4,10E-02 16,90  h 5,3136E+05 5,3136E+05
Tc-99m 5,32E-02 6,02  h 6,8947E+05 6,8947E+05 Mo-99 6,11E-02 66,00  h 7,9184E+05 7,9186E+05 Ru-103 3,03E-02 39,30  d 2,1116E+05 3,9187E+05 Ru-105 9,64E-03 4,44  h 1,2493E+05 1,2493E+05 Rh-105 9,64E-03 35,36  h 1,2493E+05 1,2493E+05 Ru-106 4,02E-03 368,00  d 4,1209E+03 2,5151E+04 Sb-125 2,94E-04 2,77  y 1,1412E+02 8,2279E+02 Te-127 1,24E-03 9,35  h 1,6070E+04 1,6070E+04 Tb-127 1,25E-03 3,91  d 1,6193E+04 1,6200E+04 Te-129 6,93E-03 69,60  m 8,9813E+04 8,9813E+04 Tb-129 7,13E-03 4,41  h 9,2405E+04 9,2405E+04 Te-129m 7,20E-04 33,60  d 5,5469E+03 9,3244E+03 Te-131m 5,11E-03 30,00  h 6,6226E+04 6,6226E+04 I-131 2,84E-02 8,04  d 3,5959E+05 3,6806E+05 Xe-131m 4,00E-04 11,77  d 4,7898E+03 5,1840E+03 Y-132 4,21E-02 2,30  h 5,4562E+05 5,4562E+05 Te-132 4,28E-02 78,20  h 5,5464E+05 5,5469E+05 Te-133m 3,36E-02 55,40  m 4,3546E+05 4,3546E+05 I-133 6,77E-02 20,80  h 8,7739E+05 8,7739E+05 Xe-133m 1,90E-03 2,19  d 2,4624E+04 2,4624E+04 Xe-133 6,77E-02 5,25  d 8,7467E+05 8,7739E+05 Cs-134 5,39E-08 2,06  y 2,7987E-02 1,9490E-01 Xe-135m 1,06E-02 15,29  m 1,3738E+05 1,3738E+05 I-135 6,41E-02 6,61  h 8,3074E+05 8,3074E+05 Xe-135 6,63E-02 9,09  h 8,5925E+05 8,5925E+05 Cs-136 5,47E-05 13,16  d 6,3814E+02 7,0891E+02 Cs-137 6,27E-02 30,00  y 2,2784E+03 1,8049E+04 Cs-138 6,65E-02 32,20  m 8,6184E+05 8,6184E+05 Ba-139 6,35E-02 82,70  m 8,2296E+05 8,2296E+05 La-140 6,30E-02 40,27  h 8,1648E+05 8,1648E+05 Ba-140 6,29E-02 12,75  d 7,3961E+05 8,1518E+05 La-141 5,80E-02 3,93  h 7,5168E+05 7,5168E+05 Ce-141 5,90E-02 32,50  d 4,6386E+05 7,6420E+05 Ce-143 5,94E-02 33,00  h 7,6982E+05 7,6982E+05 Pr-143 5,94E-02 13,58  d 6,8729E+05 7,6982E+05 Ce-144 5,47E-02 284,30  d 7,1721E+04 4,0691E+05 Pr-145 3,92E-02 5,98  h 5,0803E+05 5,0803E+05