## PENGARUH IRADIASI BATU TOPAS TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN PRIMER DAN KESELAMATAN RSG-GAS
Yulius Sumarno, Rohidi, Fahmi Alfa Muslimu Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN-Serpong Email : sumarno@batan.go.id
ABSTRAK
PENGARUH  IRADIASI  BATU  TOPAS  TERHADAP  KUALITAS  AIR  PENDINGIN PRIMER  DAN  KESELAMATAN  RSG-GAS. Adanya  unsur  pengotor  dalam  batu  topaz yang  diiradiasi  di  dalam  kolam  reaktor  dikhawatirkan  akan  berpengaruh  terhadap  kualitas pendingin  dan  keselamatan  reaktor.  Analisis  konsentrasi  radioaktivitas    air  pendingin  primer RSG-GAS  pada  kondisi  Reaktor  tidak  beroperasi,  beroperasi,  dan  beroperasi  dengan  muatan batu  topaz  untuk  mengevaluasi  air  pendingin  primer.  Metode  yang  digunakan  yaitu  dengan analisis  spektrometri  gamma  secara  kuantitatif  dan  kualitatif.  Hasil  analisis  pada  saat  reaktor beroperasi dengan muatan batu topaz terdeteksi nuklida pengotor yaitu Mn-54 = 43,54 Bq/m 3 dan  Co-60  =  29,51  Bq/m 3 .  Konsentrasi  pengotor  Mn-54  dan  Co-60  masih  di  bawah  nilai ambang  batas  baku  tingkat  radioaktivitas  di  badan  air  menurut  Perka  BAPETEN  nomor  7 tahun 2013, sebesar 3,1 x 10 4 Bq/m 3 dan 3,0 x 10 3 Bq/m 3 . Karena masih di bawah nilai ambang batas, maka iradiasi batu topaz di reaktor serba guna G.A. Siwabessy dapat dilakukan dengan aman, karena tidak mempengaruhi kualitas air pendingin primer dan keselamatan reaktor.
Kata Kunci : Operasi reaktor, iradiasi, batu topaz, RSG-GAS

## ABSTRACT
THE EFFECT OF IRRADIATED TOPAZ TO THE PRIMARY COOLING  WATER  AND SAFETY OF THE GA SIWABESSY REACTOR . The impurities presence of irradiated topaz in  the  reactor  pool  is  feared  to  affect  the  quality  of  the  cooling  and  safety  of  the  reactor. Radioactivity  concentration  analysis  of  the  primary  cooling  water  of  RSG-GAS  has  been carried  out  on  the  condition  of  reactor  is  not  operating,  operating,  and  operating  that containing  topaz  to  evaluate  the  primary  cooling  water.  The  method  used  in  evaluating  the primary cooling water of RSG-GAS is using quantitative and qualitative gamma spectrometry analysis.  The  analysis  results  of  current  operating  reactors  that  containing  topaz,  impurities are  detected  from  nuclides  Mn-54  =  43.54  Bq  /  m 3 and  Co-60  =  29.51  Bq/m 3 .  Impurity concentration of Mn-54 and Co-60 is still below the standard limit levels of radioactivity in the water according to Perka BAPETEN number 7 in 2013, amounting to 3.1 x 10 4 Bq/m 3 and 3.0 x 10 3 Bq/m 3 . Because it is still below the threshold value, irradiated topaz in the multipurpose reactor  G.A.  Siwabessy  can  be  done  safely,  because  it  does  not  affect  to  the  quality  of  the primary cooling water and safety of the reactor.
Keywords : Reactor operation, irradiation, topaz, RSG-GAS

## PENDAHULUAN
Reaktor  Serba  Guna  G.A  Siwabessy (RSG  GAS)  adalah  reaktor  riset  dengan daya    maksimum  30  MW.  Reaktor  ini dilengkapi  dengan  fasilitas  iradiasi,  baik yang berada di teras reaktor maupun di luar teras.  Salah  satu  dari  sekian  banyak pemanfaatan reaktor G.A. Siwabessy adalah iradiasi  batu  topaz.  Tujuan  iradiasi  batu topaz adalah untuk meningkatkan nilai jual, karena batu topaz yang di iradiasi di dalam reaktor  akan  memiliki  warna-warna  yang indah.  Iradiasi  dilakukan  baik  di  dalam teras reaktor maupun di luar teras reaktor.
Dalam pengoperasian reaktor kemungkinan  terjadi  pula  reaksi  antara neutron dengan  unsur-unsur pengotor yang terdapat  dalam  batu  topaz.  Adanya  unsur pengotor  dalam  batu  topaz  yang  diiradiasi di dalam kolam reaktor dikhawatirkan akan berpengaruh  terhadap  kualitas  pendingin dan  keselamatan  reaktor    baik  secara langsung maupun tidak langsung.
Dengan  adanya  pemanfaatan  tenaga nuklir  yang  semakin  meningkat,  menuntut adanya jaminan keselamatan pekerja, masyarakat,  serta  perlindungan  terhadap lingkungan  menjadi  dasar  pertimbangan adanya  PerKa  BAPETEN  Nomor  7  Tahun 2013  tentang  Nilai  Batas  Radioaktivitas Lingkungan.  Sehingga  ketentuan  tentang nilai  batas  radioaktivitas  lingkungan  harus dipenuhi selama kegiatan operasi.
Tulisan ini dimaksudkan untuk mengetahui  apakah  iradiasi  batu  topaz dalam reaktor berpengaruh terhadap kualitas  air  pendingin  reaktor,  dengan  cara melakukan pencacahan latar merineli kosong,  pada  air  pendingin  primer  sistem KBE01  pada  kondisi  sebelum  operasi, operasi  tanpa  muatan  topaz  dan  operasi dengan muatan topaz dengan menggunakan alat pencacah spektrometri gamma.
Dari  hasil    analisis  terhadap  kandungan unsur  dalam  pencacahan  air  pendingin primer dapat diketahui, sejauh mana unsur- unsur  yang  terkandung  dalam  batu  topaz
tersebut  berpengaruh  terhadap  kualitas  air pendingin dan keselamatan dalam pengoperasian reaktor GA. Siwabessy.

## TEORI

## Topaz
Topaz  merupakan  mineral  Aluminium silikat dengan komposisi Al 2 SiO 4 (F,OH) 2 [2] , dan  memiliki  variasi  pengotor  yang berbeda-beda,  pengotor  tersebut  dapat menimbulkan  warna  dan  menghasilkan produk aktivasi.   Iradiasi dilakukan  baik di dalam  teras  reaktor  maupun  di  luar  teras reaktor.    Waktu  yang  dibutuhkan  untuk iradiasi  batu  topaz  dengan  posisi  di  dalam teras  reaktor  ( in  core )  adalah  10  jam,  dan untuk posisi di luar teras ( out core ) adalah 8 hari.
Reaksi antara batu topaz dengan neutron akan  menghasilkan  nuklida  dengan  waktu paruh  yang  berbeda,  tergantung  jenis pengotor  yang  ada  dalam  batu  topaz tersebut,  baik  yang  memiliki  waktu  paruh pendek  (orde  detik)  hingga  panjang  (orde tahun).  Oleh  karena  itu  selalu  dibutuhkan perlakuan  khusus  terhadap  topaz  pasca iradiasi.  Kontak  antara  batu  topaz  dengan air pendingin reaktor terjadi pada batu topaz yang  diiradiasi  dalam  posisi incore . Sedangkan  pada  posisi outcore batu  topaz diiradiasi dalam tabung tertutup yang kedap udara.

## Pendingin Primer
Salah  satu  komponen  utama  dalam pengoperasian  reaktor  nuklir  adalah  sistem pendingin  primer,  di  mana  air  yang merupakan  unsur  pokok  dari  sistem  ini berfungsi  untuk  memindahkan  panas  yang ditimbulkan  di  teras  reaktor  baik  pada  saat reaktor  operasi  normal,  maupun  dalam keadaan darurat.
Pembentukan  hasil-hasil  radioaktif  di dalam  sistem  pendingin  primer  dapat diperoleh dari aktivasi air kolam, kandungan  garam  residu  di  dalam  air kolam,  pembentukan  tritium  di  dalam  air
kolam,  hasil  aktivasi  gas  di  dalam  air kolam,  zat  radioaktif  lain  di  dalam  sistem primer, pelepasan aktivitas yang disebabkan kontaminasi  pelat  bahan  bakar  tipe  MTR, serta  hasil  korosi  aktivasi  dari  bahan struktur di dalam pendingin primer.

## Sistem Pemurnian
Untuk  menjaga  agar  kualitas  air pendingin  primer  tetap  terpenuhi  maka sistem pendingin primer RSG-GAS
dilengkapi dengan sistem pemurnian.

## Sistem Pemurnian air kolam KBE01
Sistem  purifikasi  ini  terdiri  dari  sistem filter  mekanis  dan  filter  penukar  ion  berisi campuran  750  liter  anion dan  750  liter kation    tipe  Lewatit.  Sebagai  indikasi penggantian  resin  pada mixed  bed  filter adalah  bila  tekanan  sebelum  dan  sesudah melewati  resin  >1,5  bar  atau  radioaktivitas >0,1  Ci/m 3 dan  atau  konduktivitas  air keluaran  filter  penukar  ion  >8  S/cm. Sedangkan  resin  trap  akan  diganti  jika perbedaan tekanan >2bar.

## Sistem  pemurnian  lapisan  air  hangat (KBE02)
Sistem  ini  terdiri  dari mixed  bed  filter dan  filter  mekanik  dengan  laju  alir  20
m 3 /jam.  Filter  penukar  ion  berisi  campuran 200 liter anion OH - dan 200 liter kation H + resin tipe Lewatit. Kejenuhan mix-bed filter diindikasikan oleh adanya perbedaan tekanan  pada  sebelum  dan  sesudah  resin sebesar >1,5 bar, atau radioaktivitas sebesar >5x10 -2 Ci/m 3 untuk aliran masuk dan >10 -3 Ci/m 3 untuk aliran balik dan atau konduktivitas air keluaran filter penukar ion >8  S/cm.  Sedangkan  resin  trap  akan diganti  apabila  perbedaan  tekanan  antara sebelum dan sesudah filter  sebesar > 2 bar.

## Spektrometer sinar gamma
Secara  sederhana  spektrometri  gamma dapat  didefinisikan  sebagai  suatu  cara pengukuran dan identifikasi zat-zat radioaktif dengan jalan mengamati spektrum  karakteristik  yang  ditimbulkan oleh interaksi sinar gamma yang dipancarkan oleh zat-zat radioaktif tersebut dengan detektor [3] . Spektrum radiasi tersebut dapat menunjukkan  nilai  intensitas pada setiap tingkat energi, sehingga puncak energi  dari  radiasi  yang  datang  dapat ditentukan.  Konfigurasi  umum  dari  suatu spektrometer digambarkan seperti di bawah ini :
Gambar 1. Konfigurasi spektrometer [3]
Spektrometer gamma merupakan sistem spektroskopi untuk mengukur radiasi gamma.  Dengan  demikian  detektor  yang digunakan adalah detektor gamma. Detektor spektrometer gamma yang biasanya digunakan adalah detektor sintilasi
(NaI)Tl  dan  detektor  semi  konduktor Ge(Li)  atau  Ge  kemurnian  tinggi  (HpGe). Dewasa ini detektor (NaI)Tl makin ditinggalkan  dan  digantikan  oleh  detektor
semikonduktor  germanium,  kecuali  untuk teknik pencacahan tertentu. Hal ini disebabkan  karena  daya  pisah  (resolusi) detektor  semikonduktor  jauh  lebih  baik dibandingkan dengan  detektor (NaI)Tl.
Besaran  radioaktivitas  dihitung  secara langsung setelah dilakukan kalibrasi efisiensi  menggunakan  sumber  standar campuran Ba-133, Co-60 dan Cs-137 dalam merineli  1  liter.  Perlakuan  dan  kondisi cuplikan  saat  pencacahan  harus  sama dengan  kondisi  saat  kalibrasi  efisiensi menggunakan  sumber  standar.  Metode spektrometer γ merupakan metode pengukuran relatif, sehingga untuk
identifikasi  jenis  nuklida  dan  pengukuran radio-  aktivitasnya  diperlukan  kalibrasi pada  spectrometer,  yaitu  kalibrasi  energi dan kalibrasi efisiensi menggunakan sumber standar. Aktivitas tiap nuklida dapat dicari dengan menggunakan persamaan :
) ( . ) ( ) (  Efisiensi Y E cps cacah Laju
Aktivitas  (1)

## TATA KERJA

## Peralatan dan Bahan
Pada  penelitian  ini  digunakan  peralatan sebagai berikut:
1. Merineli 1 liter
2. Sistem spektroskopi gamma yang terdiri dari  detektor  HPGe  beserta  pre- amplifier dan
dewar, HVPS, spektroskopi amplifier, ADC dan MCA
3. Sumber  gamma  standar  campuran  (Ba- 133,  Cs-137,  Co-60)  untuk  kalibrasi energi dan kalibrasi efisiensi
4. Sampel  air  primer  pada  saat  tidak operasi, operasi tanpa muatan topaz dan operasi dengan muatan topaz

## Langkah Kerja :
Langkah  Kerja  yang  dilakukan  adalah sebagai berikut :
1. Memastikan  batu  topas  yang  akan diiradiasi  telah  dicuci  sampai  bersih menggunakan Ultrasonik .
2. Menyiapkan  alat  sistem  spektroskopi sinar gama
3. Melakukan kalibrasi energi dan efisiensi dengan sumber gamma standar campuran (Ba-133, Cs-137, Co-60) 4. Melakukan pencacahan pada saat merineli  kosong  ataupun  yang  berisi sampel air primer diletakkan pada  jarak tertentu dari detektor. 5. Melakukan pencacahan dilakukan selama 10 - 16 jam.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil  analisis  kuantitatif  dan  kualitatif dari  wadah  Merineli  dan  cuplikan  sampel air  pendingin  primer  KBE01  pada  saat reaktor  tidak  beroperasi,  operasi  15  MW tanpa  muatan  batu  topaz  dan  operasi  15 MW  dengan  muatan  batu  topaz,  diperoleh dengan  menggunakan  persamaan  1  dan hasilnya  disajikan  pada  Tabel  1  Hasil Analisis  Sampel  Air  Pendingin  Primer KBE01  dan  Gambar  2  Hasil  Analisis  Air Pendingin Primer KBE01
Tabel 1. Hasil analisis sampel air pendingin primer KBE01
Tanggal Pengambilan sampel Kondisi Reaktor Mn-54 Co-60 Terukur (Bq/m 3 ) Baku Tingkat Radioaktivitas di Badan Air dari Perka Bapeten no.7 thn 2013 (Bq/m 3 ) Terukur (Bq/m 3 ) Baku Tingkat Radioaktivitas di Badan Air dari Perka Bapeten no.7 thn 2013 (Bq/m3) 16-02-2016 Operasi 15 MW 33,51 3,1 x 10 4 20,02 3,0 x 10 3 18-03-2016 Tidak operasi ttd 16,16 22-03-2016 Cacah latar Merineli ttd 15,13 28-03-2016 Operasi 15 MW dengan muatan Topas 43,54 29,51
Gambar 2. Hasil analisis air pendingin primer KBE01
Wadah merineli kosong diletakkan pada detektor HPGE untuk dilakukan pencacahan  selama  10  jam,  dari  hasil pencacahan wadah Merineli kosong terdeteksi  adanya  nuklida  Co-60  sebesar 15,13  Bq/m 3 . Hal  ini  dapat  disimpulkan bahwa  wadah  merineli  tersebut  telah terkontaminasi  oleh  Co-60,  sehingga  dari hasil  pencacahan  operasi  15  Mw  tanpa muatan  batu  topaz,  ketika  reaktor  tidak
Pengaruh Iradiasi Batu Topaz .......(Yulius Sumarno, Rohidi, Fahmi Alfa Muslimu)
beroperasi  dan  operasi  15  MW  dengan muatan  batu  topaz  harus  dikurangi  dengan aktivitas dari wadah  merineli kosong untuk mendapatkan aktivitas yang sebenarnya.
Dari  hasil  pencacahan  wadah  merineli yang  telah  terisi  sampel  air  pendingin primer  ketika  reaktor  tidak  beroperasi hanya  terdeteksi  Co-60,  dan  ini  pun  bukan aktivitas  dari  air  pendinginnya,  akan  tetapi dari wadah merinelinya yang telah terkontaminasi. Hal  ini dapat terjadi karena sistem  pemurnian  air  pendingin  primer bekerja dengan  baik sehingga  nuklida  yang terbentuk pada operasi reaktor sebelumnya, telah  habis  tertangkap  oleh  resin  penukar ion  pada  sistem  pemurnian  air  KBE01  dan air  pendingin  primer  telah  menjadi  bersih dari unsur atau nuklida pengotor.
Dari  hasil  pencacahan  wadah  merineli yang  telah  terisi  sampel  air  pendingin primer  pada  saat  reaktor  beroperasi  tanpa muatan  batu  topaz,  terdeteksi  nuklida  Mn- 54  dan  Co-60.  Mn-54  dengan  aktivitas 33,51  Bq/m 3 dan  kenaikan  aktivitas  Co-60 yang menjadi 20,02 Bq/m 3 diduga
diakibatkan  oleh  korosi  pada  pompa,  pipa ataupun filter mekanik pada sistem pemurnian air primer. KBE01.
Sedangkan dari hasil pencacahan wadah merineli  yang  telah  terisi  sampel  pada  saat reaktor  beroperasi  dengan  muatan  batu topaz ada sedikit kenaikan aktivitas Mn-54, yaitu menjadi  43,54 Bq/m 3 dan pada Co-60 menjadi  29,51  Bq/m 3 .  Kenaikan  aktivitas kedua  nuklida  tersebut  diakibatkan  oleh sumbangan dari pengotor batu topaz.
Akan tetapi kenaikan aktivitas pengotor tersebut  masih  jauh  di  bawah  nilai  ambang batas tingkat baku  mutu  menurut Peraturan Kepala  Bapeten  nomor  7  tahun  2013. Karena nilai ambang batas belum terlampaui  maka  reaktor  GA.  Siwabessy beroperasi dengan aman.

## KESIMPULAN
Dari hasil pembahasan dapat disimpulkan  bahwa  iradiasi  batu  topas  di
dalam  teras  reaktor  (posisi incore dan
outcore ) berpengaruh kecil terhadap kualitas  air  pendingin  primer  dan  masih  di bawah  nilai  ambang  batas  baku  tingkat radioaktivitas  di  badan  air  menurut  Perka Bapeten nomor 7 tahun 2013, untuk Mn-54 hasil pencacahan adalah 43,54 Bq/m 3 ketika operasi 15 MW dengan muatan topaz, nilai tersebut  tidak  melebihi  batas  radioaktivitas yang telah ditentukan yakni 3,1x10 4 Bq/m 3 , untuk Co-60 hasil pencacahan adalah 29,51 ketika operasi 15 MW dengan mutan topaz,
nilai tersebut tidak melebihi batas radioaktivitas  yang  telah  ditentukan  yakni 3,0x10 3 Bq/m 3 . Untuk  mengurangi  timbulnya  pengotor yang  berdampak  terhadap  kualitas  air pendingin primer disarankan untuk melakukan pencucian batu topaz yang akan diiradiasi  dengan  ultrasonik  sampai  benar- benar bersih.

## DAFTAR PUSTAKA
1. ELISABETH RATNAWATI dkk, Pengaruh  irradiasi  batu  topaz  terhadap kualitas  air  pendingin  reaktor  G.A. Siwabessy,  Prosiding  Seminar  Nasional
Teknologi  dan  Aplikasi  Reaktor  Nuklir PRSG, 2012
2. SALAMA, SAFWAT
SALAMA MOHAMED  SOUBIH .  Study  on properties  of  some  treated  gemstones, Benha University, 2011 3. WISNU  SUSETYO ,  Drs.  Spektrometri Gamma  dan  Penerapannya  Dalam Analisis  Pengaktifan  Neutron,  Gadjah
Mada University Press,1988 4. ANONIMOUS Peraturan Kepala BAPETEN  Nomor  7  Tahun  2013 tentang  Nilai  Batas  Radioaktivitas
Lingkungan.
5. ANONIMOUS Pusat  Reaktor  Serba Guna,  “Laporan  Analisis  Keselamatan“ Pusat  Reaktor  Serba  Guna  G.A. Siwabbesy  revisi  10.1  PRSG,  Serpong 2011.