## ANALISIS PAPARAN RADIASI TERHADAP KETINGGIAN AIR KOLAM REAKTOR MENGGUNAKAN ORIGEN2.1

## THE RADIATION EXPOSURE ANALYSIS OF REACTOR POOL WATER
HEIGHT LEVEL USING ORIGEN2.1
Fahmi Alfa Muslimu 1 , Nugroho Luhur 2 , Zaenal Abidin 3 1,2 PRSG-BATAN Kawasan Puspiptek Gd.30 Serpong 15310, 3 STTN-BATAN Yogyakarta 55281. Email : fahmi_am@batan.go.id
Diterima:   22 April 2019,  diperbaiki :   11 Mei 2019, disetujui :  13 Mei 2019

## ABSTRAK
ANALISIS  PAPARAN  RADIASI  TERHADAP  KETINGGIAN  AIR  KOLAM  REAKTOR MENGGUNAKAN  ORIGEN2.1. Air pada kolam reaktor selain berfungsi sebagai pendingin, juga berfungsi  sebagai  penahan  radiasi  yang  bersumber  dari  berbagai  komponen  yang  teraktivasi. Tujuan  dari  penelitian  ini  untuk  menentukan  nilai  paparan  radiasi  di  atas  kolam  reaktor  sebagai fungsi  ketinggian  air  kolam  reaktor.  Model  komputasi  dengan  kode  atau  program  komputer ORIGEN2.1 digunakan untuk menghitung inventori hasil belah dan inventori bahan bakar reaktor. Proses simulasi dilakukan pada akhir siklus ke-89 dengan variasi waktu tunda 244 hari, 8 hingga 80,2 tahun untuk mengetahui paparan radiasi di atas permukaan kolam. Penentuan waktu tunda berdasarkan  waktu  paruh  terpanjang  untuk  hasil  perhitungan  produk  aktivasi  yakni  Zn-65  yang memiliki  waktu  paruh  244  hari,  dan  setiap  kelipatan  8  tahun  dengan  mempertimbangkan  waktu paruh dari Zn-65. Dari hasil perhitungan diperoleh paparan radiasi sebesar 1,33.10 -15 mR/jam di permukaan  kolam  reaktor.  Sedangkan  pada  jarak  100  cm  tanpa  penahan  air  sebesar  4,63.10 8 mR/jam,  setelah  80,2  tahun  paparan  radiasi  pada  jarak  100  cm  tanpa  penahan  air  berkurang menjadi  15,54  mR/jam.  Setelah  reaktor  tidak  beroperasi  selama  8  tahun hingga  80,2  tahun  nilai paparan radiasi tidak berkurang secara signifikan dikarenakan masih terdapat nuklida Fe-55, Ni-59 dan Ni-63 yang memiliki waktu paruh di atas 1 tahun.
Kata kunci: Origen2.1, paparan radiasi, produk aktivasi, aktinida, produk fisi

## ABSTRACT
THE  RADIATION  EXPOSURE  ANALYSIS  OF  REACTOR  POOL  WATER  HEIGHT  LEVEL USING ORIGEN2.1. The water in the reactor pool has a role as a coolant and the radiation shielding for all of the component that has been activated . The  purpose  of  this  study  is  to  determine  the radiation exposure value above the reactor pool as a function of water level. The computational model with code or computer program ORIGEN2.1 has been used to calculate the fission product and reactor fuel inventory. The simulation process was carried out at the end of the 89th cycle reactor operation with a variation of delay time 244 days, 8 until 80,2 years to find out radiation exposure above the reactor pool surface. The delay time is based on the longest half-life of the activation product, which is Zn-65 that has a half-life 244 days, and for every 8-year considering the half-life of Zn-65. The radiation exposure that has been obtained from the calculation results is 1,33.10 -15 mR / h above the surface of the reactor pool. While at a distance of 375 cm water level is 0.08 mR/hour and at a distance of 100 cm without water is 4,63.10 8 mR/jam, setelah 80,2 tahun paparan radiasi pada jarak 100 cm tanpa penahan air berkurang R / hour, after 80, 2 years’ radiation exposure at 100 cm without water is reduced to 15,54 mR / hour. After the reactor did not operate for 8 until 80,2 years the radiation exposure did not decrease significantly because Fe-55, Ni-59 and Ni-63 nuclides that had a half-life more than 1 year still remaining.
Keywords: Origen2.1, radiation exposure, activation products, actinides, fission products

## PENDAHULUAN
R eaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS),
merupakan reaktor penelitian dengan daya maksimum 30 MW dan telah mencapai kritis pertama kali pada bulan juli 1987.  Setelah melalui tahap  operasi  yang  panjang,  komponen- komponen reaktor memiliki tingkat kandungan  zat  radioaktif  yang  beragam. Jenis  dan  komposisi  dari  zat  radioaktif tersebut  bergantung  pada  beberapa faktor,  yaitu  jenis  material,  jangka  waktu operasi dan jangka waktu peluruhan.
Dari  berbagai  komponen  reaktor yang  ada, sumber  utama  zat radioaktif  di RSG-GAS berasal dari komponen- komponen  dengan  fraksi  besi  dan  seng dalam AlMg 3 yang menerima fluks neutron dengan kerapatan yang tinggi, yaitu [1]:
1) Penguat  teras  dengan  lempeng penyangga teras;
2) Reflektor Beryllium;
3) Tabung berkas neutron;
4) Tabung  pengarah  detektor,  dan dudukan  pengarah  detektor  bagian bawah;
5) Pipa  pendingin  primer  yang  ( inlet dan outlet )  yang  berada  di  kolam reaktor;
6) Alat penukar panas (JNA10, 20, 30) yang  berada  di  kolam  reactor bagian bawah;
7) Tabung-tabung dari rabbit system.
Penelitian terkait radioaktivitas pernah dilakukan oleh Jaja Sukmana dan kawan-kawan pada tahun 2008 dan 2010 Dari  penelitian  tersebut  diketahui  bahwa source-term beraktivitas besar ditimbulkan karena  lama  operasi  dan  waktu  paro radionuklidanya  dan  berasal  dari  teras reaktor  aktif,  elemen  bakar  bekas, pendingin  reaktor,  udara  di  reaktor,  dan fasilitas percobaan [2]. Perhitungan radioaktivitas  diperoleh  radionuklida  hasil
fisi  Uranium.  Parameter  yang  digunakan untuk  perhitungan  adalah  daya  termal reaktor  P,  yield  y,  lama  operasi  t,  dan waktu paro T 1/2 [3] Model komputasi dengan kode atau program  komputer  seperti  ORIGEN2.1 dapat digunakan untuk menghitung inventori  hasil  belah  dan  inventori  bahan bakar reaktor dengan menggunakan data riwayat  pengoperasian  reaktor.  Dalam penelitian sebelumnya, diperoleh nilai dari perhitungan  menggunakan  ORIGEN2.1 sesuai dengan data pengukuran [4].
Batasan  masalah  penelitian  ini adalah  perhitungan  dilakukan  dari  data siklus operasi hingga tahun 2015, dengan waktu  tunda  sesuai  dengan  waktu  paruh hasil produk aktivasi terpanjang di bawah 1 tahun dan kelipatannya untuk menentukan  nilai  paparan  radiasi  di  atas kolam  reaktor  sebagai  fungsi  ketinggian air kolam. Sehingga, diharapkan dari data analisis  ini  dapat  bermanfaat  untuk program dekomisioning RSG-GAS.

## TEORI

## Interaksi Neutron-AlMg3
Reaksi  (n,γ)  dari  interaksi  neutron dengan  unsur  penyusun  AlMg3  sebagai berikut:
a. Aluminium ( 13 Al 27 ) 13 Al 27 + 0 n 1 → 13 Al 28 + 0 γ 0 b. Kromium ( 24 Cr 48 ) 24 Cr 48 + 0 n 1 → 24 Cr 49 + 0 γ 0
c. Cooper ( 29 Cu 62 ) 29 Cu 62 + 0 n 1 → 29 Cu 63 + 0 γ 0 d. Iron ( 26 Fe 54 ) 26 Fe 54 + 0 n 1 → 26 Fe 55 + 0 γ 0 e. Magnesium ( 12 Mg 24 ) 12 Mg 24 + 0 n 1 → 12 Mg 25 + 0 γ 0 f. Manganese ( 25 Mn 52 ) 25 Mn 52 + 0 n 1 → 25 Mn 53 + 0 γ 0 g. Nikel ( 28 Ni 56 ) 28 Ni 56 + 0 n 1 → 28 Ni 57 + 0 γ 0 h. Silicon ( 14 Si 28 )
(Fahmi Alfa Muslimu, dkk)
14 Si 28 + 0 n 1 → 14 Si 29 + 0 γ 0
i. Zinc ( 30 Zn 63 ) 30 Zn 63 + 0 n 1 → 30 Zn 64 + 0 γ 0

## Perilaku Zat Radioaktif
Peluruhan merupakan perilaku aktivitas zat radioaktif untuk menuju atom stabil.  Peluruhan  zat  radioaktif  secara kuantitatif  dapat  digambarkan  sebagai reaksi:
P (zat radioaktif, induk) → D (zat stabil, anak) + partikel.
a. Aktivitas Zat Radioaktif.
Jika  N  menyatakan banyaknya inti dalam  sampel  suatu  zat,  maka  aktivitas zat tersebut (A) dinyatakan sebagai :
A = - dt dN
(1) Aktivitas  zat  radioaktif  menurun  secara eksponensial terhadap waktu dan dinyatakan sebagai:
A  =  A o e - λt (2)
Dimana λ  adalah  tetapan  peluruhan.
Sehingga, persamaan (1 dan 2) digabungkan menghasilkan bentuk: A  =  λ N (3)
b. Waktu Paruh
Informasi  empiris  perubahan  nilai aktivitas  zat  terhadap  waktu  dapat dinyatakan  dalam  bentuk  persamaan (untuk n T(1/2)) akan menjadi:
A  =  A o (1/2) n (4)
Dari persamaan 2 dan 4, diperoleh:
½ A o = A o ) 2 / 1 ( T e  − ) 2 / 1 ( T e  = 2,
Sehingga, λ T (1/2) =  ℓn 2
T (1/2) =  693 , 0 (5)
c. Keseimbangan Radioaktif
Jika waktu cukup panjang  λ 2 N 2 = λ 1 N o →  keseimbangan radioaktif.   Untuk deret  radioaktif  kita  dapatkan  deret persamaan diferensial sebagai bentuk:
dt dN 2 =   λ 1 N 1 - λ 2 N 2 (6) Bila kita tunggu
sampai keseimbangan terjadi  dalam setiap deret yang  dimulai  dari  unsur  dengan  waktu paruh  panjang  sehingga  ketergantungan waktu  menjadi  hilang  Semua 𝑑𝑁 𝑑𝑡 akan mendekati nol serta dapat ditulis menjadi: λ 1 N 1 =  λ 2 N 2 =  λ N (7)

## Atenuasi Radiasi Gamma pada Materi
Variasi dari koefisien  atenuasi linier µ untuk air diberikan pada Tabel 1.

## Buildup Factor
Build  up  factor digunakan  untuk perhitungan berkas lebar, untuk
menghitung intensitas radiasi yang disebabkan hamburan radiasi dari proses Compton.
Berbagai  formula  yang  melibatkan buildup  factor  telah  diusulkan,  parameter yang digunakan disesuaikan untuk memberikan  data  buildup  factor  yang sesuai  (dari  data  [5]  dan  survei  yang dilakukan [6]). [7])
Fluks  dari  foton  yang  menembus materi  untuk  titik  sumber  radiasi  yang isotropik  pada  jarak  r  dari  titik  sumber adalah:
∅ = 𝐵. 𝑆. 𝑒 −𝜇𝑟 4.𝜋.𝑟 2 (8)
Dimana :
B = factor buildup S = kekuatan sumber dalam foton/detik
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Bulletin of Nuclear Reactor Management Vol. XV, No.1, April 2018:hal. 49-60
µ  =  koefisien  atenuasi  linear  untuk energi foton S

## Origen2.1
Perhitungan inventori hasil  fisi didasarkan pada basis 1 kelompok deplesi dan  peluruhan  radioaktif.  Persamaan umumnya  diformulasikan  sebagai  berikut [7] :
(8)
Dimana : X i = rapat atom dari nuklida I N = jumlah nuklida l ij = fraksi peluruhan radioaktif oleh nuklida lain j yang menuju formasi spesies i λi = konstanta peluruhan radioaktif. Φ = fluks neutron rerata posisi dan energi
f ik =fraksi serapan neutron oleh nuklida lain yang menuju formasi spesies i. σk = tampang lintang serapan neutron
nuklida k pada spektrum rerata.
ri  =  laju perpindahan kontinu nuklida i
dari sistem.
Fi =   laju umpan kontinu dari nuklida i.

## METODE

## TEKNIK PENGUMPULAN DATA
Parameter  yang  digunakan  dalam penelitian  ini  adalah:  dimensi  komponen reaktor, konsentrasi dari komposisi komponen  reaktor,  ketinggian  air  kolam reaktor,  data  parameter  operasi  selama siklus  operasi  ke-1  hingga  siklus  operasi ke-89.
Terdapat  21  komponen  di  dalam reaktor  yang  menggunakan  material AlMg 3 seperti pada Tabel 2 berikut ini.
Tabel 1 . Koefisien atenuasi massa (µ/ρ) untuk air [9] Energi (MeV) Koefisien atenuasi massa (µ/ρ) (cm 2 /gram) Energy (MeV) Koefisien atenuasi massa (µ/ρ) (cm 2 /gram) 0,5 0,0966 3,0 0,0396 0,6 0,0896 4,0 0,0339 0,8 0,0786 5,0 0,0301 1,0 0,0706 6,0 0,0275 1,5 0,0575 8,0 0,0240 2,0 0,0493 10,0 0,0219
Sumber : https://physics.nist.gov/PhysRefData/XrayMassCoef/ComTab/water.html
Tabel 2 .  Instalasi utama dan perlengkapan bantu RSG-GAS [1] .
No. Komponen Berat (kg) Volume (m 3 ) 1 Tangki/liner reaktor bagian bawah 2583,24 0,97114 2 Pelat kisi 332,5 0,125
(Fahmi Alfa Muslimu, dkk)
No. Komponen Berat (kg) Volume (m 3 ) 3 Selubung teras mengelilingi pelat kisi 92,568 0,0348 4 Penyangga teras 133 0,05 5 Pipa isap sistem Pendingin primer 250,7999 0,09 6 Pipa tekan sistem Pendingin primer 250,7999 0,09 7 Ring distributor 72,625 0,0273 8 Dudukan pengarah detektor neutron bagian bawah (9 buah) 53,2 0,02 9 Katup sirkulasi alam (2 buah) 49,199 0,01848 10 Pipa tekan katup sirkulasi alam (2 buah) 5,1072 0,00192 11 Pelat dudukan berilium blok 36,708 0,0138 12 Ramp test insert 7,980 0,003 13 Beam tube S1 37,2242 0,13994 14 Beam tube S2 37,2242 0,13994 15 Beam tube S3 37,2242 0,13994 16 Beam tube S4 37,2242 0,13994 17 Beam tube S5 40,0665 0,150626 18 Beam tube S6 37,2242 0,13994 19 Ramp test and radiography support 49,742 0,01870 20 Waste decay heat cooler bagian bawah (3 buah) (35,910 x 3) = 107,730 (0,0135 x 3) = 0,0405 21 Dudukan ujung fasilitas iradiasi pneumatik dan rabbit system 35,910 0,0135
Sumber : Program Dekomisioning Reaktor Serba Guna G.A Siwabessy (RSG-GAS) [1]
Tabel 3. Komposisi AlMg 3 [10]. Komposisi AlMg 3 (%) Al Cr Cu Fe Mg Mn Ni Si Zn 98,3227 0,15 0,3 0,235 0,57 0,06 0,0043 0,294 0,064
Sumber : IAEA-TECDOC-1637 [10]
Dalam dokumen laporan kerja yang dilaksanakan  oleh  IAEA  dengan  judul “ Corrosion
of
Research
Reactor Aluminium  Clad  Spent  Fuel  in  Water” menunjukkan  komposisi  dari  komponen AlMg 3 yang digunakan dalam reaktor riset untuk  program  perhitungan.  Pada  tabel  3 menunjukkan komposisi komponen AlMg 3 yang  akan  digunakan  sebagai  input perhitungan program Origen2.1.
Teknik Analisis Data Data yang diperoleh dalam penelitian  ini  adalah  dimensi  komponen reaktor dengan material AlMg 3 , komposisi AlMg 3 dan parameter operasi reaktor dari siklus ke-1 hingga siklus ke-89.
Setelah diperoleh
komposisi material  AlMg 3 ,  selanjutnya  dilakukan penentuan  massa  total  setiap  unsur penyusun  komponen  reaktor  dengan material AlMg 3 .
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Bulletin of Nuclear Reactor Management Vol. XV, No.1, April 2018:hal. 49-60
Setelah diperoleh massa total setiap unsur penyusun komponen reaktor dengan material AlMg 3 , selanjutnya dilakukan input program Origen2.1 sesuai dengan parameter operasi dari siklus ke-1 hingga siklus ke-89.
Setelah  akhir  siklus  operasi  ke-89 kemudian  operasi  reaktor  dihentikan, sehingga  aktivitas  dari  komponen  reaktor dengan material AlMg 3 mengalami peluruhan.  Untuk  simulasi  waktu  tunda disesuaikan  dengan  umur  paruh  hasil aktivasi  dari  unsur  penyusun  komponen reaktor  yang  memiliki  waktu  terlama  di bawah 1 tahun, hal ini dilakukan agar lebih mudah melakukan evaluasi setiap
tahunnya. Hasil
perhitungan Origen2.1 menghasilkan  aktivitas  produk  aktivasi setiap unsur penyusun komponen reaktor serta laju lepasan foton dari 18 kelompok energi,  sehingga  agar  hasil  perhitungan lebih mendekati hasil pembacaan alat ukur maka  laju  foton  dari  18  kelompok  energi menjadi  data  awal  untuk  menentukan fluence rate, dan selanjutnya menentukan besarnya  paparan  yang  dihasilkan  untuk setiap titik ketinggian kolam reaktor hingga dihasilkan  paparan  yang  sesuai  dengan Peraturan  Kepala  BAPETEN  Nomor  4 Tahun 2013.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Pada  bagian  ini  disajikan  hasil penelitian  yang  telah  dilakukan  beserta analisisnya. Adapun hasil penelitian terdiri dari  paparan  radiasi  di  atas  permukaan kolam Reaktor Serba
Guna G.A Siwabessy  setelah  mengalami  siklus operasi  ke-1  hingga  siklus  operasi  ke-89 yang disimulasikan sesuai dengan ketinggian  permukaan  kolam  reaktor
dengan asumsi siklus ke-89 adalah siklus akhir dari kegiatan operasi reaktor dengan variasi waktu 244 hari, 8 hingga 80,2 tahun dari  akhir  siklus  ke-89  untuk  mengetahui paparan radiasi di atas permukaan kolam. Penentuan  waktu  tunda  berdasarkan waktu  paruh  terpanjang  untuk  hasil perhitungan  produk  aktivasi  yakni  Zn-65 yang  memiliki  waktu  paruh  244  hari,  dan setiap kelipatan 8 tahun dengan mempertimbangkan waktu paruh  dari Zn- 65.

## HASIL
Berkas  sinar  radioaktif  setelah melalui materi
akan mengalami
pelemahan,  sesuai  dengan  koefisien atenuasi materi dan ketebalannya. Interaksi  radiasi  γ  dengan  materi  berada pada kisaran energi 0,1 sampai dengan 10 MeV.  Besarnya  energi  dan  kekuatan sumber  dapat  diketahui  untuk  setiap produk  aktivasi,  aktinida  dan  produk  fisi dari tangki reaktor menggunakan program Origen2.1 setelah mengalami siklus operasi  ke-1  hingga  siklus  89.  Gambar  1 menunjukkan hubungan  waktu tunda dari total  komponen  reaktor  berbahan  AlMg 3 dengan  paparan  radiasi  berdasarkan variasi waktu tunda.
Dengan menggunakan asumsi bahwa bahan bakar dikeluarkan dari teras reaktor  setelah  akhir  siklus  ke  89,  maka tidak  ada  aktinida  dan  produk  fisi  dari bahan  bakar  dan  perhitungan  hanya berdasarkan produk aktivasi dari komponen  reaktor  yang  berbahan  AlMg 3 , dari  hasil  perhitungan  menggunakan program Origen2.1 dapat diketahui besarnya kekuatan sumber energi radiasi untuk  mengetahui  besarnya  paparan radiasi berdasarkan waktu tundanya.
Gambar 1. Hubungan waktu tunda 21 komponen reaktor dengan paparan berdasarkan variasi waktu tunda
Perhitungan dilakukan
untuk
mengetahui  besarnya  paparan  radiais dengan  asumsi  bahwa  setelah  siklus  ke- 89  reaktor  tidak  beroperasi  selama beberapa  tahun  dan  di  asumsikan  pula ketinggian  air  berkurang  dari  ketinggian 1375  cm  hingga  75  cm  untuk  kegiatan dekomisioning, Hubungan antara jarak titik pengukuran  komponen  reaktor  dengan penahan  radiasi  air  ketika  reaktor  tidak beroperasi dari jarak 1375 cm hingga jarak 75  cm  dengan  besarnya  paparan  radiasi ditunjukkan  pada  Gambar  2  hingga Gambar 13 di bawah ini.
Gambar 2 . Hubungan titik pengukuran akhir siklus ke-89 vs paparan radiasi
1,00E-41 1,00E-38 1,00E-35 1,00E-32 1,00E-29 1,00E-26 1,00E-23 1,00E-20 1,00E-17 1,00E-14 1,00E-11 1,00E-08 1,00E-05 1,00E-02 1,00E+01 1,00E+04 P a par a n (R /J a m ) Waktu Tunda
penahan radiasi air 1375 cm penahan radiasi air 1275 cm penahan radiasi air 1175 cm penahan radiasi air 1075 cm penahan radiasi air 975 cm penahan radiasi air 875 cm penahan radiasi air 775 cm penahan radiasi air 675 cm penahan radiasi air 575 cm penahan radiasi air 328 cm tanpa penahan
y = 65837e -4,489x R² = 0,9743 1,00E-23 1,00E-19 1,00E-15 1,00E-11 1,00E-07 1,00E-03 1,00E+01 1,00E+05 1,00E+09 75 1 7 5 2 7 5 3 7 5 4 7 5 5 7 5 6 7 5 7 7 5 8 7 5 9 7 5 1 0 7 5 1 1 7 5 1 2 7 5 1 3 7 5 P a par a n (R /J a m ) Titik Pengukuran (cm)
Tidak Beroperasi
Gambar 3 . Hubungan titik pengukuran setelah 244 hari vs paparan radiasi
Gambar 4 . Hubungan titik pengukuran setelah 8 tahun vs paparan radiasi
Gambar 5 . Hubungan titik pengukuran setelah 16 tahun vs paparan radiasi
Gambar 6 . Hubungan titik pengukuran setelah 24,1 tahun vs paparan radiasi
Gambar 7 . Hubungan titik pengukuran setelah 32,1 tahun vs paparan radiasi
y = 49,071e -6,534x R² = 0,9859 1,00E-39 1,00E-34 1,00E-29 1,00E-24 1,00E-19 1,00E-14 1,00E-09 1,00E-04 1,00E+01 1,00E+06 75 1 7 5 2 7 5 3 7 5 4 7 5 5 7 5 6 7 5 7 7 5 8 7 5 9 7 5 1 0 7 5 1 1 7 5 1 2 7 5 1 3 7 5 P a par a n (R /J a m ) Titik Pengukuran (cm) 244 Hari y = 0,0066e -5,945x R² = 0,976 1,00E-39 1,00E-34 1,00E-29 1,00E-24 1,00E-19 1,00E-14 1,00E-09 1,00E-04 1,00E+01 75 1 7 5 2 7 5 3 7 5 4 7 5 5 7 5 6 7 5 7 7 5 8 7 5 9 7 5 1 0 7 5 1 1 7 5 1 2 7 5 1 3 7 5 P a par a n (R /J a m ) Titik Pengukuran (cm) 8 Tahun y = 0,0015e -5,914x R² = 0,9725 1,00E-39 1,00E-34 1,00E-29 1,00E-24 1,00E-19 1,00E-14 1,00E-09 1,00E-04 1,00E+01 75 1 7 5 2 7 5 3 7 5 4 7 5 5 7 5 6 7 5 7 7 5 8 7 5 9 7 5 1 0 7 5 1 1 7 5 1 2 7 5 1 3 7 5 P a par a n (R /J a m ) Titik Pengukuran (cm) 16 Tahun y = 0,0008e -5,956x R² = 0,9702 1,00E-40 1,00E-34 1,00E-28 1,00E-22 1,00E-16 1,00E-10 1,00E-04 1,00E+02 75 1 7 5 2 7 5 3 7 5 4 7 5 5 7 5 6 7 5 7 7 5 8 7 5 9 7 5 1 0 7 5 1 1 7 5 1 2 7 5 1 3 7 5 Pap a ra n (R /J a m ) Titik Pengukuran (cm) 24.1 Tahun y = 0,0004e -6,003x R² = 0,9677 1,00E-40 1,00E-35 1,00E-30 1,00E-25 1,00E-20 1,00E-15 1,00E-10 1,00E-05 1,00E+00 75 1 7 5 2 7 5 3 7 5 4 7 5 5 7 5 6 7 5 7 7 5 8 7 5 9 7 5 1 0 7 5 1 1 7 5 1 2 7 5 1 3 7 5 P a par a n (R /J a m ) Titik Pengukuran (cm) 32.1 Tahun y = 0,0003e -6,053x R² = 0,9651 1,00E-41 1,00E-35 1,00E-29 1,00E-23 1,00E-17 1,00E-11 1,00E-05 1,00E+01 75 1 7 5 2 7 5 3 7 5 4 7 5 5 7 5 6 7 5 7 7 5 8 7 5 9 7 5 1 0 7 5 1 1 7 5 1 2 7 5 1 3 7 5 P a par a n (R /J a m ) Titik Pengukuran (cm) 40.1 Tahun
(Fahmi Alfa Muslimu, dkk)
Gambar 8. Hubungan titik pengukuran setelah 40,1 tahun vs paparan radiasi
Gambar 9. Hubungan titik pengukuran setelah 48,1 tahun vs paparan radiasi
Gambar 10. Hubungan titik pengukuran setelah 56,2 tahun vs paparan radiasi
Gambar 11. Hubungan titik pengukuran setelah 64,2 tahun vs paparan radiasi
Gambar 12. Hubungan titik pengukuran setelah 72,2 tahun vs paparan radiasi
Gambar 13. Hubungan titik pengukuran setelah 80,2 tahun vs paparan radiasi

## PEMBAHASAN
Pada penelitian ini dilakukan analisis radiasi dengan fungsi ketinggian air kolam reaktor RSG-GAS menggunakan Origen2.1. Perhitungan
dilakukan berdasarkan data dari siklus operasi ke-1 hingga  siklus  operasi  ke-89.  Analisis radiasi  ini  digunakan  untuk  mengetahui besarnya  paparan  radiasi  pada  akhir siklus  operasi  ke-89  dari  komponen reaktor    dengan  material  AlMg 3 sebagai fungsi ketinggian air kolam reaktor.
y = 0,0001e -6,105x R² = 0,9623 1,00E-41 1,00E-35 1,00E-29 1,00E-23 1,00E-17 1,00E-11 1,00E-05 1,00E+01 75 1 7 5 2 7 5 3 7 5 4 7 5 5 7 5 6 7 5 7 7 5 8 7 5 9 7 5 1 0 7 5 1 1 7 5 1 2 7 5 1 3 7 5 P a par a n (R /J a m ) Titik Pengukuran (cm) 48.1 Tahun y = 9E-05e -6,157x R² = 0,9595 1,00E-42 1,00E-36 1,00E-30 1,00E-24 1,00E-18 1,00E-12 1,00E-06 1,00E+00 75 1 7 5 2 7 5 3 7 5 4 7 5 5 7 5 6 7 5 7 7 5 8 7 5 9 7 5 1 0 7 5 1 1 7 5 1 2 7 5 1 3 7 5 P a par a n (R /J a m ) Titik Pengukuran (cm) 56.2 Tahun y = 5E-05e -6,21x R² = 0,9566 1,00E-43 1,00E-39 1,00E-35 1,00E-31 1,00E-27 1,00E-23 1,00E-19 1,00E-15 1,00E-11 1,00E-07 1,00E-03 1,00E+01 75 1 7 5 2 7 5 3 7 5 4 7 5 5 7 5 6 7 5 7 7 5 8 7 5 9 7 5 1 0 7 5 1 1 7 5 1 2 7 5 1 3 7 5 P a p a ra n ( R/Ja m ) Titik Pengukuran (cm) 64.2 Tahun y = 3E-05e -6,264x R² = 0,9536 1,00E-43 1,00E-38 1,00E-33 1,00E-28 1,00E-23 1,00E-18 1,00E-13 1,00E-08 1,00E-03 1,00E+02 75 1 7 5 2 7 5 3 7 5 4 7 5 5 7 5 6 7 5 7 7 5 8 7 5 9 7 5 1 0 7 5 1 1 7 5 1 2 7 5 1 3 7 5 Pap a ra n (R /J a m ) Titik Pengukuran (cm) 72.2 Tahun y = 2E-05e -6,32x R² = 0,9506 1,00E-44 1,00E-39 1,00E-34 1,00E-29 1,00E-24 1,00E-19 1,00E-14 1,00E-09 1,00E-04 1,00E+01 75 1 7 5 2 7 5 3 7 5 4 7 5 5 7 5 6 7 5 7 7 5 8 7 5 9 7 5 1 0 7 5 1 1 7 5 1 2 7 5 1 3 7 5 P a par a n (R /J a m ) Titik Pengukuran (cm) 80.2 Tahun
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Bulletin of Nuclear Reactor Management Vol. XV, No.1, April 2018:hal. 49-60
Dari hasil perhitungan menunjukkan dengan waktu tunda selama 244 hari nilai paparan radiasi berkurang sebesar 99,99 % untuk seluruh komponen reaktor tanpa shielding dan  dengan  menggunakan shielding air 75 cm hingga 1375 cm, hal ini dikarenakan  unsur  penyusun  komponen reaktor dengan material AlMg3 menghasilkan  7  nuklida  produk  aktivasi
dengan  waktu  paruh  di  bawah  1  tahun sehingga  nilai  paparan  radiasi  berkurang secara signifikan selama 244 hari.
Hasil
perhitungan program Origen2.1,  menghasilkan  produk  aktivasi dari komponen reaktor berupa unsur pada Tabel 4 berikut ini.
Tabel 4 . Produk aktivasi AlMg 3 Unsur Waktu Paro Al-28 2,2 menit Cr-51 27,7 hari Mn-56 2,6 jam Fe-59 44,6 hari Cu-64 12,7 hari Zn-65 244 hari Fe-55 2,7388 tahun Cu-66 5,117 menit Ni-59 1,012x10 5 tahun Ni-63 100,17 tahun
Hal  ini  dapat  dilihat  dari  Gambar  1 yang  menampilkan  grafik  setelah  reaktor tidak  beroperasi  selama  8  tahun  sampai 80,2  tahun  nilai  paparan  radiasi  tidak berkurang  secara  signifikan  dikarenakan masih  terdapat  nuklida  Fe-55,  Ni-59  dan Ni-63 yang memiliki waktu paruh di atas 1 tahun.
Kecocokan  model  dikatakan  lebih baik  jika  koefisien  determinasi  (R 2 ) semakin  mendekati  1.  Dari  Gambar  2 hingga  Gambar  13  titik  pengukuran komponen  reaktor  setelah  244  hari  akhir siklus ke-89 memiliki koefisien determinasi paling  besar  dibandingkan  variasi  waktu tunda lainnya,  yakni sebesar 0,9859, dan setelah 244 hari nilai koefisien determinasi semakin berkurang, dikarenakan tidak ada aktivitas dari nuklida dengan waktu paruh di bawah 244 hari sehingga nilai paparan radiasi tidak berkurang secara signifikan.
Nilai  Batas  Dosis  (NBD)  untuk pekerja radiasi yang telah ditetapkan oleh BAPETEN  adalah  sebesar  10  μSv/jam. Dari  hasil  perhitungan  diperoleh  bahwa besarnya  paparan  radiasi  pada  akhir siklus ke-89 dengan ketinggian air 375 cm sebesar  0,08  mR/jam (0,8 μSv/jam), nilai tersebut  tidak  melebihi  NBD  yang  telah ditetapkan.
Besarnya  paparan  radiasi  pada jarak 100 cm tanpa penahan radiasi ketika akhir dari siklus ke-89 adalah 463.029.153,38 mR/jam, dari hasil perhitungan  hingga  waktu  tunda  selama 80,2 tahun besarnya paparan radiasi pada jarak  100  cm  tanpa  penahan  radiasi sebesar 15,54 mR/jam.
Banyak  faktor  yang  mempengaruhi hasil  perhitungan,  diantaranya  adalah terdapat  sumber  radiasi  lain  yang  tidak masuk dalam perhitungan (posisi
penyimpanan  bahan  bakar  bekas  yang berada  di  kolam  penyimpanan  bahan bakar bekas lebih tinggi dari dasar kolam reaktor, pengotor dalam air yang teraktivasi dan tersirkulasi di dalam kolam reaktor, sample iradiasi,  dan  lain-lain), serta  keterbatasan  program  Origen2.1 dalam  melakukan  perintah  perhitungan sebanyak  200  perintah  sehingga  tidak memungkinkan untuk memasukkan secara  detail  data  seluruh  data  yang  ada di lapangan.
Hasil
perhitungan
program Origen2.1,  menghasilkan  produk  aktivasi dari  komponen  reaktor  dengan  materi AlMg 3 selama  siklus  operasi  ke-1  hingga siklus  operasi  ke-89  berupa  unsur  Al-28, Cr-51, Mn-56, Fe-59, Cu-64, Zn-65, Fe-55, Cu-66, Ni-59, Ni-63. Selama  waktu  tunda  80,2  tahun besarnya  paparan  radiasi  pada  jarak  100 cm  tanpa  penahan  radiasi  sebesar  15,54 mR/jam dan setelah reaktor tidak beroperasi  selama  8  hingga  80,2  tahun nilai  paparan  radiasi  tidak  berkurang secara  signifikan  dikarenakan  masih terdapat  nuklida  Fe-55,  Ni-59  dan  Ni-63 yang memiliki waktu paruh di atas 1 tahun, sehingga  setelah  tahun  ke-8  komponen reaktor  dapat  diserahkan  ke  pihak pengelola limbah  untuk mengurangi paparan radiasi.

## KESIMPULAN
Berdasarkan  hasil  analisa  yang telah  dilakukan  maka  dapat  diambil kesimpulan sebagai berikut.
a)  Nilai  paparan  radiasi  akhir  dari  siklus ke-89  dengan  ketinggian  air  375  cm sebesar 0,08 mR jam, dengan batasan tidak ada sumber radiasi lain selain dari komponen  reaktor  dengan  material AlMg 3 (tidak  terdapat  aktinida  dan produk  fisi  dari  bahan  bakar,  serta sumber radiasi lainnya). Pada ketinggian  tersebut  besarnya  paparan radiasi  tidak  melebihi  NBD  yang
ditentukan  oleh  BAPETEN  sebesar  1 mR/jam untuk pekerja radiasi.
b)  Besarnya  paparan  radiasi  pada  jarak 100  cm  tanpa  penahan  radiasi  ketika akhir dari siklus ke-89 adalah 463.029.153,38 mR/jam. c)  Paparan radiasi akan meningkat ketika ketinggian air kolam berkurang (Intensitas radiasi bertambah dikarenakan  berkurangnya  ketebalan penahan radiasi).

## SARAN
Perlunya
pengembangan program Origen2.1  untuk  mengatasi  keterbatasan perintah  program,  agar  perhitungan  yang dihasilkan dapat lebih akurat.

## UCAPAN TERIMA KASIH
Terima  kasih  sebesar-besarnya  kepada bapak Ir. Pudjijanto MS yang telah banyak memberikan inspirasi dalam menyelesaikan penelitian ini.

## DAFTAR PUSTAKA
[1] J.  Sukmana,  “Identifikasi  source- term  RSG-GAS  untuk  keselamatan operasional,” dalam Seminar
Nasional IV, Yogyakarta, 2008.
[2]  J.  Sukmana  ,  J.  A.  Korua  dan  S. Suwarto, “Analisis kuantitatif source- term RSG- GAS pada daya 15 MW,” Buletin  Pengelolaan  Reaktor  Nuklir
Vol 7 No 2, pp. 39-50, Oktober 2010.
[3]  D. K. Cho, J. H. Cha, D. H. Kook, J.
Y. Lee, H. J. Choi, J. Choi, W. i. Ko dan  J.  H.  Park,  “Source  term characterization  program  for  the decommissioning  waste  from  a
CANDU reactor,” Progress in
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Bulletin of Nuclear Reactor Management Vol. XV, No.1, April 2018:hal. 49-60
Nuclear  Energy,  vol.  55,  pp.  1-11, 2012.
[4]  H.  Goldstein  dan  J.  J.  Wilkins, “Calculation  of  the  penetration  of gamma- rays,” Nuclear Development Associates, NY, 1954.
[5] D. K. Trubey, “A Survey of Empirical Functions  used  to  fit  Gamma  Ray Buildup Factors,” Oak Ridge National
Laboratory, U.S, 1966.
[6]  J. Zeb, W. Arshed dan S. S. Ahmad, “Radiation Dose Reduction by Water Shield,” Pakistan Institute of Nuclear Science and Technology, Islamabad.
[7] A. G. Croff, “ORIGEN2: A Versatile Computer Code for Calculating the
Nuclide Compositions and
Characteristics of Nuclear Materials,” Nuclear Technology, vol. 62, no. 3, pp. 335-352, 1983.
[8] “physics.nist.gov,” [Online].
Available: https://physics.nist.gov/PhysRefData
/XrayMassCoef/ComTab/water.html.
[Diakses 19 February 2019].
[9] PRSG,  “Program  Dekomisioning Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG- GAS),” PRSG, Serpong, 2017.
[10
] IAEA,  “Corrosion  of  Research Reactor  Aluminium  Clad  Spent Fuel in  Wate r,”  International  Atomic Energy Agency, Vienna, 2009.