## ANALISIS AKTIVITAS SUMBER RADIASI DAN INTENSITAS  SINAR GAMMA DI TERAS REAKTOR PWR 1000 MWe
Ardani Pusat Teknologi  Reaktor dan Keselamatan Nuklir, BATAN Kawasan Puspiptek, gedung 80 Serpong
Diterima editor 17 September 2010 Disetujui untuk dipublikasi 08 Oktober 2010
ABSTRAK.
ANALISIS  AKTIVITAS  SUMBER  RADIASI  DAN  INTENSITAS  SINAR  GAMMA  DI TERAS  REAKTOR  PWR  1000  MWe. Salah  satu  PLTN  kelas  1000  MWe  adalah  AP1000, reaktor dengan daya operasi penuh 3400 MWt.  Sinar gamma dalam teras reaktor berasal  dari tiga jenis  sumber:  1)  sinar  gamma  hasil  reaksi  penangkapan  radiatif,  2)  sinar  gamma  hasil  reaksi pembelahan spontan  dan 3) sinar gamma peluruhan radionuklida hasil pembelahan dan peluruhan radionuklida  hasil  aktivasi  material  dalam  teras.  Komposisi    nuklida  dalam  teras  merupakan parameter  untuk  menentukan  laju  reaksi  penangkapan  radiatif.  Paket  program  ORIGEN-2 digunakan untuk menghitung aktivitas radionuklida dalam teras reaktor dan intensitas sinar gamma peluruhannya.  Dengan  asumsi  reaktor  dioperasikan  pada  daya  penuh  selama  540  hari  tanpa gangguan,  sebagian  besar  aktivitas  radionuklida  hasil  pembelahan  cenderung  stabil,  sedangkan aktivitas  radionuklida  hasil  aktivasi  material  dan  aktivitas  aktinida  cenderung  meningkat  seiring dengan  waktu  operasi.  Aktivitas  terbesar  adalah  aktivitas  radionuklida  hasil  pembelahan  yang totalnya  mencapai  6,8×109  curie    pada  akhir  operasi,  diikuti  aktivitas  aktinida  1,06×109  curie, kemudian aktivitas radionuklida hasil aktivasi 5,98×106 curie. Energi sinar gamma terentang antara 0  -  11  MeV,  dikelompokkan  dalam  7  kelas  energi.  Sumber    sinar  gamma  penangkapan  radiatif memberikan  kontribusi  intensitas  yang  paling  tinggi  diikuti  oleh  intensitas  sinar    gamma  hasil pembelahan spontan kemudian  intensitas sinar gamma hasil peluruhan. Secara umum sinar gamma kelas energi rendah mempunyai   intensitas yang lebih besar dibanding intensitas sinar gamma kelas energi tinggi.
Kata kunci  : PLTN AP1000, aktivitas radionuklida, curie, intensitas sinar  gamma, foton
ABSTRACT ANALYSIS OF THE RADIATION SOURCE ACTIVITY AND INTENSITY OF GAMMA RAYS AT 1000 MWE PWR REACTOR CORE. ONE OF THE 1000 MWE. One of the 1000 MWe class nuclear  power  plant  is  the  AP1000,  full  operating  power  reactors  by  3400  MWt.  Gamma  rays  in the  reactor  core  derived  from  three  types  of  sources  :1)  gamma  ray  results  of  radiative  capture reactions,2)  gamma  rays  result  of  spontaneous  fission  reaction  and  3)  gamma  ray  decay  of radionuclides and the decay of the fission radionuclides results from material activation in the core. Nuclides composition in the core is a parameter to determine the radiative capture reaction rate, calculated using the Origen-2 program package. The code was also used to calculate the activity of radionuclides  in  the  reactor  core  and  gamma  ray  intensity  decay.  with  the  assumption  that  the reactor  operated  at  full  power  for  540  days  without  trouble,  most  of  the  activity  of  radionuclide fission  results  tend  to  be  stable,  whereas  the  activity  of  radionuclide  activity  and  the  activity  of actinide material tends to increase with time of operation. The highest activity is the radionuclide activity  of  the  fission  product  which  totals  6.8×109  curies      at  the  end  of  reactor  operation, followed  by  the  activity  of  actinide  1.06×109  curis,  then  the  result  of  activation  of  radionuclide activity5.98×106  curis.  Gamma  ray  energy  ranges  between  0-11  MeV,  grouped  in  7  classes  of energy.  Radiative  capture  gamma  ray  sources  contributing  the  highest  intensity  followed  by  the intensity of gamma rays result of spontaneous fission, then the intensity of the decay gamma rays. In  general,  low-energy  gamma  rays  classes  have  a  greater  intensity  than  the  intensity  of  high energy gamma rays.
Key word : AP1000 nuclear power plant, activity of radionuclides, curie, intensity of gamma rays, photon.

## PENDAHULUAN
Salah satu pembangkit listrik tenaga nuklir yang yang dikembangkan saat ini adalah PLTN jenis PWR yang dinamai AP1000 dengan daya 3400 MWt. Reaktor ini menggunakan bahan  bakar  jenis  UO 2 dengan  perkayaan  bervariasi  yaitu    2,35%,    3,40%    dan  4,45%, jumlah elemen bakar 157 buah  (perkayaan 2,35% sebanyak 53 buah, perkayaan 3,40%  52 buah dan perkayaan 4,45% 52 buah) dalam susunan elemen bakar dalam bentuk kisi kisi 17 × 17[1].
Saat  reaktor  dioperasikan  terdapat  tiga  proses  utama  yang  menghasilkan  radiasi gamma  yaitu  [2,3]:  1.  proses  penangkapan  radiatif  ( radiative  capture ),  hasil  gammanya disebut  sinar  gamma  tangkapan  neutron  ( neutron  capture  gamma  rays ),  2.  proses pembelahan bahan fisil, menghasilkan  sinar gamma yang  disebut sinar gamma pembelahan spontan ( prompt fission gamma rays ), 3. proses peluruhan zat radioaktif menghasilkan sinar gamma    peluruhan  ( decay  product  gamma  rays ).  Sinar  gamma  peluruhan  dikelompokkan dalam 3 kelompok yaitu sinar gamma peluruhan dari aktinida, sinar gamma peluruhan dari nuklida hasil pembelahan  dan sinar gamma peluruhan dari nuklida hasil aktivasi.
Dalam  makalah  ini  dibahas  dua  aspek  yaitu:  pertama,  aktivitas  radionuklida  dalam teras  reaktor,  kedua,  intensitas  sinar    gamma  hasil  proses  penangkapan  radiatif,  proses pembelahan spontan  dan proses peluruhan zat radioaktif. Pembahasan dibatasi pada aktivitas radionuklida  dan  intensitas  foton  gamma  pada  material  dalam  teras  aktif  PLTN,  tidak termasuk  terbentuknya  sinar    gamma  di  luar  teras  PLTN  akibat  aktivasi    neutron  terhadap material di  luar teras. Diasumsikan bahwa reaktor beroperasi  pada daya penuh yaitu 3400 MWt  dan  waktu  operasi  sampai  540  hari  (satu  siklus)  secara  terus  menerus  tanpa pemadaman  maupun  perubahan  daya.  Sumber  sinar  gamma  yang  dipertimbangkan  yaitu meliputi sumber gamma seluruh teras tidak tergantung pada posisinya dalam teras.
Intensitas  sinar    gamma  hasil  proses penangkapan  radiatif  dan   proses   pembelahan spontan  ditentukan dengan metoda analitik sedangkan aktivitas radionuklida dan intensitas sinar  gamma  peluruhan  dihitung  menggunakan  paket  program  ORIGEN-2.  Analisis dilakukan  terhadap  kecenderungan  perubahan  aktivitas  radionuklida  dan  intensitas  sinar gamma selama reaktor dioperasikan dalam satu siklus.
Tujuan  analisis  ini  adalah  untuk  mendapatkan  kadar  aktivitas  zat  radioaktif  dan intensitas  sinar  gamma  dalam  teras  reaktor  dari  awal  beroperasi  sampai  saat  pemadaman. Data  itu  kelak  bisa  digunakan  untuk  masukan  dalam  perhitungan  tebal  perisai  biologi  di sekitar  teras  reaktor  dan  perhitungan  dosis  radiasi  di  sekitar  teras  pada  saat  reaktor beroperasi.  Aktivitas  radionuklida  pada  akhir  operasi    bisa  digunakan  untuk  data  dukung penentuan  penerimaan  dosis  pada  pekerja  radiasi  pada  saat  pemeliharaan  reaktor  sesudah pemadaman, pengelolaan  keselamatan lingkungan dan  pengelolaan bahan bakar bekas.

## TEORI
Sinar  Gamma Dari Proses Reaksi Penangkapan Radiatif.
Dalam medium berstuktur tunggal dengan tampang lintang serapan makroskopik Ȉ a, yang ditembaki neutron termal dengan fluks neutron Ø t , laju serapan neutronnya adalah [4,5] : Laju serapan netron = t a
(1)
Sesudah  neutron  terserap  oleh  inti  atom  terjadi  beberapa  kemungkinan  antara  lain  reaksi penangkapan  radiatif  ( radiative  capture) ,  reaksi  partikel  bermuatan  (misalnya  reaksi  (n,p)) atau reaksi pembelahan (untuk atom bahan fisil). Reaksi penangkapan radiatif adalah serapan
neutron oleh inti atom diikuti dengan pancaran sinar gamma disebut juga reaksi (n, Ȗ ). Sinar gammanya  disebut  sinar  gamma  penangkapan  radiatif (radiative  capture  gamma  rays) . Apabila  tampang  lintang  makroskopik  penangkapan  radiatifnya Ȉ J .  maka  laju  reaksi penangkapan radiatif q bisa dituliskan sebagai berikut:
t q & ' ( ) *
(2)
Dalam medium berstruktur campuran yang terdiri dari lebih dari satu nuklida, laju reaksi penangkapan radiatif oleh nuklida ke Ǧ i adalah :
t i i i i w q I U J u u 6 (3)
d + , - ., / i J 6 =  tampang lintang penangkapan makroskopik  isotop ke-i (cm -1 );
i w = massa nuklida ke-i dalam campuran (g/cm 3 );
i 0 2 d + , 3 45.3 , 6 7 8 4 d . 7 +9 4 : - ;<= 3 );
t & 2 > 8 6 7 3 , + 6 5? @ , 5 + ? = .8 : , ;<= 2 /detik);
i q =  laju reaksi penangkapan radiatif untuk nuklida ke-i  (reaksi /cm 3 detik).
Karena  fluks  termal  di  dalam  reaktor  tidak  merata,  maka  untuk  menentukan  laju reaksi  penangkapan  radiatif  total  dalam  teras  reaktor  ditentukan  berdasarkan  fluks  termal totalnya di dalam teras reaktor dengan persamaan:
dV w Q t i i i i u ³ u u 6 I U J (4) V = volume medium (cm 3 );
i Q = laju reaksi penangkapan radiatif total  untuk nuklida ke- i (reaksi /detik).
Besaran dV t u I ³ bisa  dihitung  menggunakan  korelasi  daya  total  reaktor    dengan fluks  total  di  dalam  reaktor  dengan  persamaan    hubungan  antara  fluks  termal  dan  daya reaktor sebagai berikut[4]:
dV E P t f R u ³ u 6 u I (5)
R E = recoverable energy per pembelahan = 3,2 × 10 -11 joule;
f 6 = tampang lintang pembelahan makroskopik bahan fisil, untuk 235 U f A
= 0.0047 cm -1 , sehingga  laju  reaksi  penangkapan  radiatif  total  dalam  teras  reaktor  untuk  nuklida  ke-i menjadi:
) /( f R i i i i E P w Q 6 u u u 6 U J (6)
Apabila  dalam  satu  reaksi  penangkapan  radiatif    nuklida  ke-i  memancarkan  sebanyak p i (foton/reaksi penangkapan radiatif/detik)[6], maka intensitas sinar gamma menjadi:
i i i p Q K B C (7)
K i = intensitas sinar gamma dari nuklida ke-i (foton/detik); p i = banyaknya pancaran sinar gamma per satu tangkapan radiatif oleh nuklida ke-i.
Sinar Gamma dari Proses  Reaksi Pembelahan Spontan.
Pada saat reaksi pembelahan, inti atom membelah menjadi 2 unsur hasil pembelahan dan memancarkan sinar gamma secara spontan ( prompt fission gamma rays ). Sinar gamma dari pembelahan spontan didefinisikan sebagai sinar gamma yang dipancarkan dalam kurun waktu  lebih  kecil  dari  5× R O S T P U V W X Y ZV Z [ U \ ] WV ^ _ \ U X ` a \ ^ V \ Y ZX b V c e V f \] \ ` g hX ` \^ i \ c c \ yang  dipancarkan  sesudah  waktu  tersebut  dikategorikan  sebagai  sinar  gamma    peluruhan nuklida  hasil  pembelahan.  Besar  energi  foton  hasil  pembelahan  spontan  tersebar  dalam rentang    energi  antara  0,3  MeV  sampai  dengan  8  MeV[7].  Karena  dalam  reaktor  terjadi sejumlah  besar  reaksi  pembelahan,  maka  foton  hasil  pembelahan  spontan  yang  dihasilkan tampak seperti  spektrum energi yang kontinu. Spektrum ini kurvanya dicocokkan menjadi persamaan sebagai berikut[4,7]:
³ u u 1 ) ( 2 / ) ( 1 1 n n E E n n n dE E E E E K N (8)
dengan,
n j = Cacah  sinar  gamma  per  pembelahan  pada  energi n sampai  dengan n+1 (foton/pembelahan) E n = energi sinar gamma dalam satuan MeV;
) ( E k = spektrum sinar gamma sebagai fungsi distribusi energi yang besarnya yaitu:
8 1 , 0 , 8 1 3 , 0 , 0 , 26 ) ( 1 , 1 3 , 2 u u E e E e E E E K
Laju pembelahan bahan fisil dalam reaktor adalah[8]:
P f r u u 16 10 125 , 3 pembelahan/detik,
(9)
Sehingga intensitas sinar gamma dari pembelahan spontan adalah:
r n f f K l m n
(10)
K f = intensitas sinar gamma dari hasil pembelahan spontan (foton/detik)
Sinar Gamma  dari Proses Peluruhan.
Dalam teras reaktor terbentuk zat radioaktif hasil samping akibat dari proses aktivasi terhadap  unsur  berat  yang  disebut  aktinida,  proses  pembelahan  bahan  fisil    dan  proses aktivasi terhadap material dalam teras. Neraca nuklida zat radioaktif dalam teras dirumuskan dalam persamaan sebagai berikut[9]:
i i i i i k k N k ik i N j ij F X r X f X l dt dX u u u ¦ u u ¦ ) ( 1 1 V I O V I i = 1...N (11)
dengan: X i =  rapat atom nuklida ke- i ; N =  jumlah jenis nuklida;
ij l =  fraksi peluruhan radioaktif dari nuklida lain yang mengakibatkan pembentukan
nuklida ke- i ; i O =  tetapan peluruhan nuklida ke- i ;
o p q f [ Y Z ` V W ^ r ` ^ V^ \W\ s
t u vwx u y wzx {| }u ~ x  u Vol. 12 No. 3 Oktober 2010, Hal. 67-74
ik f =  fraksi    serapan    netron    oleh    nuklida    lain    yang    mengakibatkan  pembentukan nuklida ke- i ;
k                                 k ;
i r = laju pemindahan nuklida ke- i dari sistem;
i F = laju asupan nuklida ke- i .
Intensitas  sinar  gamma  secara  langsung  dihitung  menggunakan  paket  program  ORIGEN- 2[9].

## METODOLOGI
Intensitas Sinar Gamma dari Proses Penangkapan Radiatif.
Menurut Grotenhuis[7], energi sinar gamma  yang dipancarkan karena penangkapan radiatif  untuk  semua  jenis  atom  berkisar    antara  0  s/d  11  MeV.  Sinar  gamma  ini dikelompokkan dalam  7 strata kelas energi, yaitu: 0-1 MeV (kelas energi 1), 1-2 MeV (kelas energi 2), 2-3 MeV (kelas energi 3), 3-4 MeV (kelas energi 4), 4-6 MeV (kelas energi 5), 6-8 MeV  (kelas  energi  6),  dan  8-11  MeV  (kelas  energi    7)  dengan  pembobotan  energi  pada energi-energi  0,5  MeV,  1,5  MeV,  2,5  MeV,  3,5  MeV,  5  MeV,  7  MeV  dan  9  MeV.  Dari persamaan (7) intensitas total sinar gamma  penangkapan radiatifnya menjadi:
im n i i m s p Q K u ¦ ¦ 1 7 1 (12)
p im =  kebolehjadian terpancarnya sinar gamma penangkapan radiatif oleh nuklida i pada kelas  energi  ke- m pada  setiap  satu  penangkapan  radiatif.  Besaran p im adalah besaran yang  unik oleh masing-masing nuklida. K s =    intensitas  (atau  kuat  sumber)  sinar    gamma  penangkapan  radiatif  dalam  satuan (foton/detik).
m =  jumlah strata kelas energi (7 strata)
n =  jumlah nuklida yang mengalami reaksi penangkapan radiatif.

## Intensitas Sinar Gamma dari Proses Reaksi Pembelahan Spontan.
Diasumsikan  bahwa  pembangkitan  energi  reaktor  3400  MWt  hanya  berasal  dari pembakaran bahan fisil 235U, tidak terjadi pembangkitan energi dari pembakaran bahan fisil yang  lain.  Distribusi  sinar  gamma  hasil  reaksi  pembelahan  spontan  mengikuti    persamaan (8), dari persamaan ini diperoleh cacah sinar  gamma per pembelahan bahan fisil n N seperti pada  Tabel  1.  Intensitas  sinar  gamma  hasil  pembelahannya  dihitung  menggunakan persamaan (10).
Tabel 1. Cacah sinar gamma rerata pada setiap kelas energi untuk setiap pembelahan.
Rentang energi (MeV) Cacah sinar gamma setiap 1 pembelahan:
n                 0.3 – 1 4,03 1 – 2 1,52 2 – 3 0,520 3 – 4 0,170 4 – 6 0,0775 6 – 8 0,00868

## Intensitas Sinar Gamma dari Proses Peluruhan
Sinar  gamma    hasil  peluruhan  dalam  teras  reaktor  dihitung  dengan  menggunakan paket  program  ORIGEN-2[9],  dikelompokkan  dalam  3  jenis  sinar  gamma  berdasarkan radionuklida  pemancarnya,  yaitu  sinar  gamma    peluruhan  produk  aktivasi,  sinar  gamma peluruhan  aktinida  dan  sinar  gamma  peluruhan  produk  fisi.  Diasumsikan  bahwa  reaktor beroperasi secara kontinu tanpa pemadaman dan pada daya tetap sehingga pembentukan dan peluruhan  radionuklida  di  dalam  teras  sebagai  sumber pemancar  sinar  gamma berlangsung secara  kontinu.    Sinar  gamma  hasil  peluruhan  dikelompokkan  dalam  7  strata  kelas  energi seperti pada pengelompokan sinar  gamma penangkapan radiatif.

## Teras Reaktor AP1000.
Teras reaktor dimodelkan sebagai silinder dengan ukuran tinggi teras aktif  = 426,7 cm dan diameter eqivalen teras = 304 cm, berisi air pendingin reaktor dan susunan elemen bakar  157  buah    (perkayaan  2,35%  sebanyak  53  buah,  perkayaan  3,40%    52  buah  dan perkayaan  4,45%  52  buah)[1].  Material  dalam  teras  yaitu  elemen  bakar  dan  air  pendingin dihomogenkan,  diperoleh  komposisi  material  dalam  teras  reaktor  pada  awal  operasi, ditunjukkan dalam Tabel 2.
Tabel 2. Nuklida utama dalam teras AP1000 dan moda pemancaran foton gamma.
Nuklida Berat (gram) Moda pemancaran sinar gamma 238 U 81754664 Penangkapan radiatif diikuti peluruhan aktinida Zr 19131560 penangkapan radiatif diikuti peluruhan hasil aktivasi 235 U 2841222 Pembelahan spontan diikuti penangkapan radiatif dan/atau peluruhan hasil fisi H (dalam H 2 O) 2406237 Penangkapan radiatif O (dalam H 2 O) 19249896 Peluruhan hasil aktivasi Fe 453780 penangkapan radiatif diikuti peluruhan hasil aktivasi Sn 283069 Peangkapan radiatif diikuti peluruhan hasil aktivasi Produk fisi dan aktivasi Tergantung lama operasi Peluruhan aktinida, produk fisi dan produk aktivasi

## HASIL DAN PEMBAHASAN

## Intensitas Sinar Gamma dari Proses Penangkapan Radiatif
Persamaan (12)  digunakan secara analitik untuk menghitung intensitas sinar gamma penangkapan radiatif.  Pada awal operasi  reaktor sinar gamma penangkapan radiatif hanya dihasilkan dari penangkapan neutron oleh nuklida awal pembentuk teras reaktor seperti pada Tabel  2.  Dari  hasil  perhitungan  dengan  ORIGEN-2,    diperoleh  bahwa  pada  saat  reaktor beroperasi  sampai  50  hari  jumlah  cacah  nuklida    cenderung  naik  karena  adanya  tambahan radionuklida hasil aktivasi dan hasil pembelahan, mengakibatkan sinar gamma penangkapan radiatifnya  bertambah.  Di  atas  50  hari    radionuklida  hasil  aktivasi  dan  hasil  pembelahan cenderung  setimbang  karena  pertumbuhannya  sebanding  dengan  peluruhannya,  sehingga sinar  gamma  penangkapan  radiatifnya  juga  konstan.  Gambar  1  menunjukkan  grafik kecenderungan intensitas sinar gamma penangkapan radiatif selama reaktor dioperasikan.
¦ § ¨©ª § « ©¬ª ­® ¯§ ° ±ª ² §
Vol. 12 No. 3 Oktober 2010, Hal. 67-74
Nomor : 266/AU1/P2MBI/05/2010
Gambar 1. Intensitas sinar gamma penangkapan radiatif sebagai fungsi waktu operasi reaktor
Sebagai  nuklida  yang  mempunyai  massa  terbesar  dalam  teras,    238U  memberi kontribusi  intensitas  sinar  gamma  yang  signifikan  pada  kelas-kelas  energi  1,  2,  4  dan  5 sedangkan  56Fe  memberi  kontribusi  intensitas  sinar  gamma  yang  signifikan  pada    kelas- kelas  energi  1,  2,  5,  dan  6.  Nuklida-nuklida  90Zr,  91Zr  dan  92Zr      memberi  kontribusi intensitas  sinar  gamma  yang  signifikan  pada    kelas-kelas  energi  1  dan  2.    Sementara  itu reaksi antara Hidrogen dalam molekul air dengan  neutron termal menjadi kontributor  utama intensitas  sinar  gamma  pada  kelas  energi  3.  Radionuklida  hasil    pembelahan  sebagai kontributor  intensitas  sinar  gamma  yang  signifikan    antara    lain  149Sm,  151Sm,  150Sm, 133Cs dan 145Nd.
Pada    kelas  energi  1  dan  kelas  energi  6  grafik  intensitas  sinar  gamma  cenderung mengalami  kenaikan    karena  disumbang  oleh  sinar  gamma  hasil  penangkapan  radiatif  dari 239Pu.  Karena    umur  paruh  239Pu  cukup    panjang,  maka  cacah  nuklida  tersebut  semakin bertambah dan  239Pu memberikan kontribusi foton tangkapan radiatif yang menaik seiring dengan waktu pengoperasian reaktor.
Intensitas kelas energi 1 cukup tinggi dibanding dengan kelas energi lainnya karena pancaran sinar gamma per satu tangkapan radiatif 238U (238U sebagai  kontributor utama) p-kelas-energi-1  adalah  4,42    jauh  lebih  tinggi    dibanding  p-kelas-energi  yang  lain,  yang terbesar  sesudah  p-kelas-energi-1  adalah  p-kelas-energi-4  yaitu    0,43.    Intensitas  sinar gamma kelas energi 7 jauh lebih rendah dari intensitas gamma kelas energi lainnya karena hanya  beberapa  nuklida  menghasilkan  foton  gamma  pada  kelas  energi  tersebut  antara  lain 54Fe (p = 1,15), 77Se (p =0,26). Dikombinasikan dengan rapat massanya dalam teras reaktor yang tidak dominan, maka intensitas gamma pada kelas energi tersebut  lebih kecil sampai dua orde dibanding dengan intensitas gamma kelas energi lainnya.

## Intensitas Sinar Gamma dari Proses Pembelahan Spontan
Dengan  asumsi  bahwa  reaktor  dioperasikan  pada  daya  tetap  maka  laju  pembelahan dalam  teras  reaktor  dianggap  tetap  sehingga  intensitas  sinar  gamma  hasil  pembelahannya juga    tetap,  tidak  terpengaruh  oleh  waktu  operasi.  Kelas  energi  sinar  gamma  hasil
(Ardani)
pembelahan  spontan  hanya  sampai  kelas  6  karena  energi  maksimum  sinar  gamma  hasil pembelahan spontan hanya 8 MeV. Laju pembelahan bahan fisil dalam reaktor seperti pada persamaan  (9)  pada    daya  reaktor  3400  MWt  adalah  1,07×1020  pembelahan/detik.  Angka laju pembelahan ini dikalikan dengan cacah foton/pembelahan dalam Tabel 1 menghasilkan intensitas sinar gamma dalam teras reaktor seperti pada Gambar 2. Distribusi intensitas antar kelas energi dari kelas energi 1 sampai dengan kelas energi 6 cukup seimbang yaitu antara orde  5×1017 foton/detik  sampai dengan 6×1020 foton/detik.
Gambar 2: Intensitas sinar gamma hasil pembelahan  spontan

## Radionuklida Pemancar Sinar Gamma Peluruhan Dalam Teras.
Radionuklida    yang  terbentuk  dalam  teras  reaktor  dan  intensitas  foton  gamma  hasil peluruhannya  dihitung  menggunakan  paket  program  ORIGEN-2.  Simulasi  pembakaran material  teras  reaktor  oleh  neutron  termal  dengan  program  ini  menghasilkan  radionuklida- radionuklida  yang  terdiri  dari  radionuklida  aktinida  (hasil  aktivasi  unsur  transuranium), radionuklida hasil pembelahan bahan fissil dan radionuklida  hasil  aktivasi,  disajikan dalam Tabel 3.
Tabel  3. Aktivitas radionuklida dalam teras PLTN AP1000.
Aktivitas (curie) Aktivitas (curie) Nuklida Waktu operasi Nuklida Waktu operasi 10 hari 240 hari 540 hari 10 hari 240 hari 540 hari 1. Peluruhan  Aktinida 239 U 4,24×10 8 4,79×10 8 5,68×10 8 239 Pu 2,30×10 2 7,11×10 3 1,19×10 4 239 Np 4,00×10 8 4,81×10 8 5,68×10 8 242 Cm 3,02×10 - 5 6,15×10 2 3,42×10 3 237 U 1,85×10 4 1,28×10 6 3,08×10 6 240 Pu 2,04 1,97×10 3 7,74×10 3 238 Np 1,13×10 1 5,85×10 4 2,03×10 5 238 U 3,38×10 1 3,37×10 1 3,36×10 1 240M Np 3,61×10 4 1,18×10 5 1,73×10 5 235 U 6,62 4,65 2,52 240 Np 3,87×10 4 5,29×10 4 6,41×10 4 208 Tl 1,16×10 - 9 1,32×10 - 4 6,08×10 -
4
¿ À ÁÂÃ À Ä ÂÅÃ ÆÇ ÈÀ É ÊÃ Ë À
Vol. 12 No. 3 Oktober 2010, Hal. 67-74
2. Peluruhan hasil pembelahan
94 Rb 4,88×10 7 4,88×10 7 4,88×10 7 136M I 5,62×10 7 5,62×10 7 5,62×10 7 92 Rb 1,38×10 8 1,38×10 8 1,38×10 8 91 Sr 1,67×10 8 1,67×10 8 1,67×10 8 90 Rb 1,37×10 8 1,37×10 8 1,37×10 8 132 I 1,06×10 8 1,06×10 8 1,06×10 8 88 Br 7,17×10 7 7,17×10 7 7,17×10 7 135 Te 9,22×10 7 9,22×10 7 9,22×10 7 90M Rb 2,83×10 7 2,83×10 7 2,83×10 7 88 Rb 1,04×10 8 1,04×10 8 1,04×10 8 89 Kr 1,32×10 8 1,32×10 8 1,32×10 8 141 Ba 1,66×10 8 1,66×10 8 1,66×10 8 142 La 1,68×10 8 1,68×10 8 1,68×10 8 132M Sb 2,97×10 7 2,97×10 7 2,97×10 7 104 Tc 5,17×10 7 5,17×10 7 5,17×10 7 92 Kr 4,36×10 7 4,36×10 7 4,36×10 7 136 I 8,59×10 7 8,59×10 7 8,59×10 7 96 Y 1,70×10 8 1,70×10 8 1,70×10 8 89 Rb 1,37×10 8 1,37×10 8 1,37×10 8 137 Xe 1,70×10 8 1,70×10 8 1,70×10 8 139 Cs 1,83×10 8 1,83×10 8 1,83×10 8 101 Zr 9,71×10 7 9,71×10 7 9,71×10 7 138 Cs 1,92×10 8 1,92×10 8 1,92×10 8 134 Te 1,92×10 8 1,92×10 8 1,92×10 8 139 Xe 1,46×10 8 1,46×10 8 1,46×10 8 98 Nb 1,64×10 8 1,64×10 8 1,64×10 8 88 Kr 1,03×10 8 1,03×10 8 1,03×10 8 102 Tc 1,19×10 8 1,19×10 8 1,19×10 8 138 Xe 1,78×10 8 1,78×10 8 1,78×10 8 92 Y 1,71×10 8 1,71×10 8 1,71×10 8 90 Kr 1,30×10 8 1,30×10 8 1,30×10 8 133 Xe 1,22×10 8 1,22×10 8 1,22×10 8 101 Mo 1,43×10 8 1,43×10 8 1,43×10 8 97 Nb 1,67×10 8 1,67×10 8 1,67×10 8 87 Kr 7,32×10 7 7,32×10 7 7,32×10 7 97 Zr 1,66×10 8 1,66×10 8 1,66×10 8 131 Sb 7,14×10 7 7,14×10 7 7,14×10 7 139 Ba 1,83×10 8 1,83×10 8 1,83×10 8 140 La 5,94×10 7 1,50×10 8 1,50×10 8 93 Y 1,84×10 8 1,84×10 8 1,84×10 8 133M Te 8,65×10 7 8,65×10 7 8,65×10 7 133 I 1,92×10 8 1,92×10 8 1,92×10 8 135 I 1,79×10 8 1,79×10 8 1,79×10 8 143 Ce 1,67×10 8 1,67×10 8 1,67×10 8 94 Y 1,78×10 8 1,78×10 8 1,78×10 8 99M Tc 1,38×10 8 1,38×10 8 1,38×10 8 92 Sr 1,70×10 8 1,70×10 8 1,70×10 8 144 Pr 3,93×10 6 6,67×10 7 9,52×10 7 134 I 2,16×10 8 2,16×10 8 2,16×10 8 132 Sb 4,64×10 7 4,64×10 7 4,64×10 7 142 Ba 1,65×10 8 1,65×10 8 1,65×10 8 97M Nb 1,57×10 8 1,57×10 8 1,57×10 8 3. Peluruhan hasil aktivasi 95 Zr 1,39×10 5 1,42×10 6 1,82×10 6 119M Sn  9,52×10 2 1,91×10 4 3,34×10 4 95 Nb 1,30×10 4 1,30×10 6 1,81×10 6 125 Sb 4,40×10 2 1,13×10 4 2,52×10 4 55 Fe 2,87×10 4 7,22×10 5 1,73×10 6 95M Nb 5,46×10 2 9,96×10 3 127×10 4 121 Sn 3,97×10 5 4,53×10 5 5,73×10 5 117M Sn  3,02×10 3 8,81×10 3 1,61×10 4 59 Fe 1,44×10 4 1,13×10 5 1,40×10 5 56 Mn 3,78×10 0 2,66×10 3 1,81×10 4 97 Zr 6,60×10 4 7,51×10 4 8,89×10 4 125 Sn 1,01×10 3 2,24×10 3 2,57×10 3 97 Nb 6,60×10 4 7,51×10 4 8,89×10 4 125M Te  3,49×10 1 1,07×10 4 4,57×10 4 123 Sn 3,80×10 3 5,99×10 4 9,25×10 4 123M Sn 1,14 1,30 1,53 113M In 4,10×10 3 6,10×10 4 9,09×10 4 124 Sb 4,97×10 - 2 2,94×10 2 1,76×10 3 113 Sn 4,10×10 3 6,10×10 4 9,09×10 4 122 Sb 6,72  4,14×10 2 9,01×10 2 125M Sn 6,39×10 4 7,27×10 4 8,61×10 4 96 Nb 7,06×10 - 1 8,03×10 1 1,14×10 2 97M Nb 6,24×10 4 7,10×10 4 8,41×10 4 60 Co 6,26×10 - 1 5,54×10 3 4,65×10 4 113M Sn 3,07×10 4 3,49×10 4 3,84×10 4 15 C 4,78×10 - 13 1,49×10 - 11 4,12×10 - 11
Proses  pembelahan  bahan  fisil  menghasilkan    834  radinuklida.  Dari  jumlah  itu sebanyak 52 nuklida yang terdapat dalam Tabel 3 merupakan merupakan kontributor  90% intensitas sinar gamma peluruhan hasil pembelahan, dengan rentang aktivitas masing-masing
radionuklida  antara    2,80×107  curie  s/d  1,92  ×108  curie.  Radionuklida  aktinida  dan radionuklida  aktivasi  yang  terdapat  dalam  Tabel  3  merupakan  kontributor  hampir  100% sinar gamma peluruhan aktinida dan sinar gamma peluruhan aktivasi.
Distribusi  radionuklida  hasil  pembelahan  disajikan  dalam  Gambar  3.  Radionuklida- radionuklida  hasil pembelahan ini mempunyai  massa atom antara 65 sampai dengan 180. Puncak  distribusi  tidak  di  radionuklida    bermassa  atom  sekitar  112,  yang  merupakan seperdua dari  massa atom bahan fissil 235U, tetapi pada nuklida dengan  massa sekitar   95 dan 135. Ketidak simetrisan ini sesuai dengan konsep konfigurasi nuklida paling stabil pada hasil reaksi pembelahan235U[8].
Gambar 3. Distribusi radionuklida hasil pembelahan
Cacah atom hasil pembelahan 235 U bermassa ~ 118 (½ massa 236 U)  minimum karena tenaga ikat  total 236 U  hasil  reaksi 235 U  +  neutron  termal  tidak  cukup  untuk  membentuk  2  atom bermasa  ~  118,  sehingga  yang  terbentuk  adalah  2  atom  yang  jumlah  tenaga  ikat  totalnya masih bisa  dicukupi  oleh  tenaga  ikat  total 236 U  hasil  reaksi  di  atas, biasa  disebut  asimetris. Apabila  energi  neutronnya  cukup  tinggi  sehingga  tenaga  ikat  total  hasil  reaksi  mencukupi, dimungkinkan untuk terbentuknya lebih banyak atom bermassa  ~ 118.

## Intensitas Sinar  Gamma Peluruhan Aktinida.
Gambar  4  menunjukkan  grafik  intensitas  sinar  gamma  peluruhan  aktinida.        Sinar gammanya berasal dari peluruhan aktinida yang terbentuk dari tangkapan neutron oleh 238U dan aktinida hasil bentukannya (multiple neutron capture[10]) yaitu aktinida-aktinida 239U, 238Np,  239Np,  240Np,  240Pu  dan  242Cm,  237U,    240MNp,  242Cm,  240Pu,  208Tl. Kontributor  utama  intensitas  sinar  gamma    pada  kelas  energi  1  dan  kelas  energi  2  adalah 239Np dan 239U. Kontributor utama pada kelas energi 3 adalah    240Pu, 242Cm dan 208Tl. Kontributor utama pada kelas energi 4 sampai kelas energi 7 adalah    240Pu dan 242Cm.
× Ø ÙÚÛ Ø Ü ÚÝÛ Þß àØ á âÛ ã Ø
Vol. 12 No. 3 Oktober 2010, Hal. 67-74
Nomor : 266/AU1/P2MBI/05/2010
Gambar 4.  Intensitas sinar gamma hasil peluruhan aktinida sebagai fungsi waktu operasi
reaktor
Intensitas pada kelas energi 1 mencapai orde 1019 foton/s, sedangkan intensitas pada kelas  energi  lainnya  sangat  rendah.  Intensitas  pada  kelas  energi  2  hanya  pada  orde  1015 foton/s, bahkan intensitas kelompok berikutnya maksimum hanya pada orde 107 foton /detik. Secara  keseluruhan    intensitas  sinar  gamma  dari  peluruhan  aktinida  menunjukkan  grafik menaik  seiring  dengan  waktu  beroperasinya  reaktor  karena  cacah  aktinida  pemancar  sinar gammanya juga mengalami kenaikan seiring dengan bertambahnya waktu operasi reaktor.
Kontributor  utama  intensitas  sinar  gamma    pada  kelas  energi  1  dan  kelas  energi  2 adalah  239Np  dan  239U.  Karena  kedua  nuklida  ini  berumur  pendek,  239Np  (2,355  hari), 239U  (23.54  menit)  maka  aktivitasnya  mendekati  jenuh  sehingga  gradient  intensitas  sinar gammanya  kecil.      Kontributor  utama  intensitas  sinar  gamma    pada  kelas  energi  3  sanpai dengan kelas energi 7 adalah 242Cm (162,8 hari) dan 240Pu (6570 tahun). Karen berumur panjang  maka  aktivitasnya  masih  jauh  dari  kejenuhan  sehingga  gradient  intensitas  sinar gammanya cukup besar dibanding gradient  intensitas pada kelas energi 1 dan energi 2.

## Intensitas Sinar Gamma Peluruhan Radionuklida Hasil Pembelahan
Hampir  semua  aktivitas  radionuklida  hasil  peluruhan  yang  memberi  kontribusi intensitas sinar gamma sudah mencapai kesetimbangan dalam selang waktu yang pendek sesudah  reaktor  beroperasi.  Hanya  sedikit  radionuklida  yang  aktivitasnya  meningkat seiring  dengan  waktu  operasi  reaktor  antara  lain 140 La  dan 144 Pr.  Hal  ini  mengakibatkan intensitas sinar gamma juga stabil, seperti ditunjukkan dalam Gambar 5.
Terdapat 78 radionuklida kontributor sinar gamma pada kelas energi 1. Intensitas dari masing-masing radonuklida bevariasi antara 2×10 17 foton/detik - 21×0 19 foton/detik. Ada 14 radionuklida yang memberi kontribusi intensitas > dari 10 19 foton/s,  yaitu 134 I,
96 Y, 92 Rb, 94 Y, 139 Xe, 101 Zr, 134 Te, 137 Xe, 98 Nb, 101 Mo, 141 Ba, 135 Te, 139 Cs dan 138 Cs. Untuk kelas  energi  2  terdapat  33  radionuklida  kontributor,  dengan  variasi  intensitas  antara 1×10 17 foton/detik - 6×10 18 foton/detik. Ada 16 radionuklida yang memberi intensitas > 10 18 foton/s  yaitu: 140 La, 138 Cs, 135 I, 92 Sr, 88 Kr, 89 Rb, 134 I, 136 I, 142 Ba, 101 Mo, 90 Kr, 142 La, 136M I, 89 Kr, 91 Sr dan 94 Y. Terdapat 12 radionuklida kontributor sinar gamma  kelas energi
í î ï
3  dengan  variasi  intensitas  1×10 17 foton/detik  -  3×10 18 foton/detik,  yaitu: 138 Xe, 133M Te,
104 Tc, 131 Sb, 88 Rb, 142 La, 140 La, 87 Kr, 135 I, 138 Cs, 88 Br  dan 94 Y.  Untuk    kelas  energi  4 terdapat 14 radionuklida kontributor, dengan variasi intensitas antara 2×10 16 foton/detik - 6×foton/detik  yaitu: 90 Rb, 142 La, 89 Kr, 88 Br, 90M Rb, 84 Br, 104 Tc,  89Rb, 92 Rb, 136 I, 139 Cs,
138 Cs, 94 Rb dan 139 Xe. Untuk  kelas energi 5 terdapat 5 radionuklida kontributor, dengan variasi  intensitas  antara  2 u 10 16 foton/detik  -  7×10 17 foton/detik  yaitu 90 Rb, 88 Br, 92 Rb, 90M Rb  dan 89 Kr.  Untuk    kelas  energi  6  terdapat  2  radionuklida  kontributor,  yaitu 92 Rb dengan  intensitas  8,7×10 15 foton/detik  dan 94 Rb  dengan  intensitas  4,8×10 14 foton/detik. Untuk  kelas energi 7 hanya ada satu kontributor yaitu 94 Rb dengan intensitas  1,7×10 12 foton/detik.
Gambar 5.  Intensitas sinar gamma peluruhan hasil pembelahan

## Intensitas Sinar Gamma Peluruhan Radionuklida Hasil Aktivasi
Sumber  utama  sinar  gamma  hasil  peluruhan  aktivasi  adalah  peluruhan  hasil aktivasi  neutron  terhadap  material  dalam  teras  reaktor  yang  meliputi  aktivasi  material awal maupun material hasil pembelahan.
Pemancar  sinar gamma    kelas  energi 1  adalah  radionuklida 95 Nb   dan 95 Zr, 97 Nb,
97 Zr, 97M Nb memberi kontribusi pada intensitas  orde 10 16 foton/detik. Untuk kelas energi 2  adalah 97 Zr  dan 56 Mn  pada  orde  10 14 foton/detik.  Untuk  kelas  energi  3  dan  4 radionuklida 56 Mn  pada orde 10 13 foton/detik dan 10 11 foton/detik.  Untuk kelas energi 5,6 dan 7 intensitas sinar  gammanya sangat kecil, di bawah  orde 10 6 foton /s, ini adalah sumbangan  dari 15 C.    Gambar    6  menunjukkan  grafik  intensitas  sinar  gamma  dari peluruhan hasil aktivasi.
Intensitas sinar gamma  dari peluruhan hasil aktivasi juga cenderung menaik pada awal  operasi  kemudian  cenderung  flat  walaupun  masih  naik  secara  lambat.  Ini  karena konsentrasi radionuklida hasil-hasil aktivasi pada awalnya naik kemudian menuju ke arah setimbang  karena  laju  pertumbuhannya  sebanding  dengan  laju  peluruhannya  seiring dengan bertambahnya waktu operasi reaktor.
ð ñ òóô ñ õ óöô ÷ø ùñ ú ûô ü ñ
Vol. 12 No. 3 Oktober 2010, Hal. 67-74
Gambar 6.  Intensitas sinar gamma  dari peluruhan hasil aktivasi
Kontributor  utama  intensitas  sinar  gamma  pada  kelas  energi  2  adalah 97 Zr. Aktivitas nuklida ini  mendekati  tingkat jenuh pada orde 10 4 curie seperti terlihat dalam Tabel  3,  sehingga  grafiknya  seperti  konstan.  Kontributor  utama  intensitas  sinar  gamma pada  kelas  lainnya,  yaitu  kelas  energi  1  adalah 95 Nb,  yaitu  kelas  energi  3  dan  4  adalah 56 Mn  ,  kelas  energi  5,  6  dan  7  adalah 15 C    aktivitasnya  belum  mendekati  tingkat  jenuh sehingga intensitas sinar gammanya  cenderung mengalami kenaikan.

## KESIMPULAN
Dari sejumlah 834 radionuklida hasil pembelahan  52 radionuklida menyumbang lebih  dari  90%  intensitas  sumber  gamma  peluruhan  hasil  pembelahan,  sisanya  hanya menyumbang    <  10%    intensitas  sinar  gamma  peluruhan  hasil  pembelahan.  Intensitas sinar  gamma  terbesar  dalam  teras  reaktor  adalah  intensitas  gamma  yang  berasal  dari reaksi  penangkapan  radiatif  diikuti  oleh  intensitas  gamma  yang  berasal  dari  reaksi pembelahan  bahan  fisil  dalam  kajian  ini  adalah 235 U,  kemudian  intensitas  gamma  yang berasal  dari  peluruhan.  Kadar  intensitas  gamma  dari  proses  penangkapan  radiatif  dan proses  pembelahan  dapat  dikatakan  seimbang,  sedangkan  kadar  intensitas  gamma  hasil peluruhan  jauh  lebih  kecil  daripada  kadar  intensitas  gamma  dari  proses  penangkapan radiatif  dan  proses  pembelahan.  Baik  di  dalam  proses  penangkapan  radiatif,  proses pembelahan  spontan  maupun  dalam  proses  peluruhan,  intensitas  sinar  gamma  kelas energi rendah lebih besar dibanding dengan intensitas sinar gamma kelas energi tinggi

## DAFTAR PUSTAKA
1. AP1000 European Design Control Document, 2009, Westinghouse Electric Company LLC, EPS-GW-GL-700; 2009.
Analisis aktivitas Sumber Radiasi ......... (Ardani)
2. Sterbentz, J.W. Calculated neutron and gamma rays spectra. 13 th International Symposium
on Reactor Dosimetry, INL/CON-08-13845; 2002.
3. Martin  A.,  Harbison  S.A.  An  introduction  to  radiation  protection.  5th  ed..    ISBN  10- 0340885432;  2006
4. Lamarsh,  J.R.  Introduction  to  nuclear  engineering.  Addison  Wesley  Publishing  Company,
Inc. Reading massachussetts, U.S.A; 1983. 5. Reactor  Physics,  CNSC.  Science  and  reactor  fundamentals-  reactor  physics.  Technical Training Group, CANDU, Revision 1 – January 2003. canteach.candu.org/library/20030101.pdf 6. Tuli J.K. Thermal neutron capture gamma-rays. National Nuclear Data Center, Brookhaven National Laboratory, Upton, N.Y. 11973, U.S.A; 1999.
7. Jaeger, R.G., Blizard, A.P., Chilton, A.B. Engineering compendium on radiation shielding. Springer, ISBN-10: 0387040803; 1968.
8. Lamarsh, J.R. Introduction to nuclear reactor theory. American Nuclear Sosiety,ASIN/ISBN 0894480405; 2002.
9. Ludwig,  S.B.,  Croft,  A.G.    ORIGEN-2-2  isotope  generation  and  depletion  code-matrix exponential  method.  OAK  RIDGE  NATIONAL  LABORATORY,    Oak  Ridge,  Tennessee 37830; 2002.
10. Adamskii, V.B., et al. Multiple neutron capture by U, Am, Tm, and Au isotopes in a flux of thermalized  neutrons  from  a  nuclear  explosion  in  the  zond    experiment.  Atomic  Energy,
Vol  81  No.  3 651-655,  DOI:  10.1007/BF02407059; 1996.  Avaliable  from http:// www.springerlink.com/index/B668423K367LR743.pdf